Study on storage and reprocessing concept of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) fuel

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 塩沢 周策; 藤川 正剛; 田中 利幸; 渡海 和俊*; 出牛 幸三郎*; 高野 文男*

IAEA-TECDOC-1043, p.177 - 189, 1998/09

HTTRの初装荷燃料は、低濃縮二酸化ウランを用いたピンインブロック型燃料体である。HTTRで3年間燃焼後、建家内の貯蔵プール内の貯蔵ラックにて2年程冷却した後使用済燃料貯蔵建家に移送し空冷保管する。現在の日本の使用済燃料に対する基本方針では、高温ガス炉燃料も再処理を行うこととなっているが、被覆燃料粒子は核分裂生成物を長期間閉じ込めることが可能で直接廃棄に適していると言われている。そこで、HTTR燃料からの核分裂生成物放出率の解析を行った。さらに、Purex法をHTTR燃料に適用するための前処理方法として、原研ではCOによる黒鉛燃焼及びジェット破砕法を検討してきた。また、HTTR燃料の製造時に燃焼-破砕-浸出法でウランの回収を行っており、使用済燃料の前処理方法の検討にも有用なデータを蓄積している。本報では、HTTR使用済燃料の取扱い設備及び燃料の貯蔵及び再処理方法の概念検討の現状について述べる。