Feasibility study on reprocessing of HTGR spent fuel by existing PUREX plant and technology

既存のPUREX施設及び技術による高温ガス炉使用済燃料再処理の成立性検討

深谷 裕司   ; 後藤 実  ; 大橋 弘史 

Fukaya, Yuji; Goto, Minoru; Ohashi, Hirofumi

既存のPUREXプラントと技術による高温ガス炉使用済燃料の再処理の実現可能性を検討した。高温ガス炉の使用済燃料溶解液は、軽水炉に比べて燃焼度が3倍高いことにより、約3倍のウラン235と1.5倍のプルトニウムを含む。そこで、六ヶ所再処理プラント(RRP)の限界を満たすために、使用済燃料の重金属を劣化ウランで3.1倍に希釈する。本研究では、希釈によるウランとプルトニウムの回収率を、再処理プロセス計算コードを用いたシミュレーションによって確認した。さらに、経済的観点から希釈しない場合の成立性についても検討した。その結果、希釈しなくても実現可能であることが確認され、物質収支や臨界性の観点から施設を最適化する必要があるものの、希釈する場合に比べて再処理量が1/3に削減されることが期待される。

Feasibility of reprocessing of High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) spent fuel by existing Plutonium Uranium Redox EXtraction (PUREX) plant and technology has been investigated. The spent fuel dissolved solution includes approximately 3 times amount of uranium-235 and 1.5 times amount of protonium because of the 3 times higher burnup compared with that of Light Water Reactor (LWR). Then, the heavy metal of the spent fuel is planned to be diluted to 3.1 times by depleted uranium to satisfy the limitation of Rokkasho Reprocessing Plant (RRP) plant. In the present study, recoverability of uranium and plutonium with the dilution is confirmed by a simulation with a reprocessing process calculation code. Moreover, the case without the dilution from the economic perspective is investigated. As a result, the feasibility is confirmed without the dilution, and it is expected that the reprocessed amount is reduced to 1/3 compared with a diluted case even though the facility should be optimized from the perspective of mass flow and criticality.