ARTISTプロセス; 使用済み核燃料の新規処理プロセス

館盛 勝一

JAERI-Research 2001-048, 23 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-048.pdf:1.88MB

使用済み核燃料 (SF)の新しい化学処理プロセス:ARTISTプロセス、を提案した。ARTISTプロセスの主要概念は、SF中のアクチノイドをすべて回収し、それらをウラン(U)と超ウラン元素(TRU)混合物の二つのグループに分けて暫定貯蔵し、その資源価値を維持することである。そして地層処分をするのは核分裂生成物 (FP)のみである。この簡素な化学処理プロセスの主要ステップは二つ;Uの選択的回収工程とTRUの総合抽出工程(これは核不拡散の要請と整合する)、であり、将来的に運転するプルトニウム分離工程とソフトな窒素ドナーによるランタノイド除去工程、そしてオプションとしての長寿命FP分離工程なども含む。分離したU製品とTRU製品はそれぞれ仮焼・固化し将来の利用まで貯蔵する。抽出工程のほとんどで、CHON原則に合うアミド系抽出剤を用いる。本稿では、立体障害によりUのみを選択的に抽出する枝分かれモノアミドや、三座配位特性によりすべてのTRUを強力に抽出するジグリコールアミド抽出剤などの利用効果を説明して、ARTISTプロセスの技術的実現性を示した。

軽水炉使用済燃料の長期貯蔵がプルサーマル燃料サイクルに与える効果

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*

日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.486

日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。

Dry storage facility of JRR-3 spent fuels

白井 英次; 足立 守; 古平 恒夫; 佐藤 博

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. l, p.367 - 370, 1991/00

原研では、JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を長期貯蔵するため乾式貯蔵施設を建設した。この施設は、ドライウェル貯蔵方式を採用しており、放射能モニタのための循環系設備、制御室、機械室等を有している。施設は30トンのウランを貯蔵することができ、使用済燃料は密封容器に入った状態で貯蔵されている。ドライウェルはコンクリート製でステンレスのライニングが施されており、約12m13m5mである。ドライウェルには、給排気設備が接続しており、密封容器周囲の空気を循環・モニタリングすることにより異常を検知する設計となっている。本施設へ使用済燃料を貯蔵して5年経過した時点で密封容器2本を取出して、ホットラボで解体し、外観、密封性、X線検査等を実施した。検査の結果、長期間貯蔵による影響は全くみられず、使用済燃料の乾式貯蔵の安全性を確認することができた。