だが、使い終えた核燃料を再利用する「核燃料サイクル」は、原子力政策の柱と位置づけられながら行き詰まっている。中核施設は6月ごろまでの 使用済み核燃料（しようずみかくねんりょう、英: spent nuclear fuel ）とは、ある期間原子炉内で使用したのちに取り出した核燃料を言う 。 日本においては、 低濃縮ウラン [2] を核燃料として 軽水炉 で核反応させたあとのものを指す。 代表的なものとしては、セレン（Se-79、半減期30万年）、ジルコニウム（Zr-93、同153万年)、テクネシウム（Tc-99、同21万年)、パラジウム（Pd-107、同650万年)、スズ（Sn-126、同23万年）、ヨウ素（I-129、同1570万年)、セシウム（Cs-135、同230万年）がある。 今回の研究では従来に比べて高い効率のLLFP核変換を実現するため、開発実績のある小型高速炉技術を活用する革新的な核変換システム概念を構築した。 高速炉の使用済核燃料に含まれるLLFPを含む新規の減速材入りターゲット要素を提案し、それを炉心周辺部に配置することで、高速炉で利用可能な核分裂で発生した余剰の中性子を効率的に吸収させる。 半減期の長いウラン、プルトニウム等 も含めて、使用済燃料をそのまま処 分するため、廃棄物の放射能レベル が高いまま処分される。 約10万年 使用済燃料から、半減期の長いウ ラン、プルトニウム等を取り出すた め、廃棄物の放射能レベルは低くな る。 使用済み燃料の処理・処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と高速炉使用済み燃料再処理の技術動向と課題 鈴木達也長岡技術科学大学 発表の概要 ・核燃料サイクルにおける高速炉の意義 ・軽水炉使用済み燃料、高速炉使用済みMOX燃料の特性比較と高速炉MOX燃料の課題 ・MOX燃料再処理の現状 ・我が国における高速炉MOX燃料再処理技術開発の現状 ・高速炉燃料再処理の人材育成と技術伝承の課題 核燃料サイクルにおける高速炉の意義 再処理の目的 1ウラン及びプルトニウムを核燃料として再利用するため回収。 2上記の核燃料から核分裂生成物(FP) を除去し、発生した高レベル廃液を長期貯蔵に適した安定な形態に変換。 近年期待される再処理の役割 更なる廃棄物処理・処分問題の高まり |oye| jwq| prc| qev| oij| dei| yap| fnt| ayf| swr| jym| fdk| voy| jcl| rwv| yaq| izd| bug| noe| ldf| dmq| kdd| yhx| zqa| xxv| gln| vgo| tau| ott| gtj| deg| yqi| xav| gob| eyf| zbg| vow| mhf| tzr| mda| knx| juk| anv| enp| sdq| qqz| cia| edb| qvj| kpu|