Atomic Energy Society of Japan

従来，使用済核燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃液は、ガラス固化体にて安定的に処理されている。
また、再処理時に発生するPuを軽水炉用MOX(プルサーマル)として有効利用が計画されていることや効率使用の観点から，燃料の高燃焼度化が進められている。将来的に，このような様々な使用照射履歴を有する使用済燃料を再処理することが求められる。これらの高レベル放射性廃液中では、FP濃度や組成比が多様化し、特に、MOXでは廃液中に溶解しない白金族金属元素が増加すると考えられる。
高レベル放射性廃液をガラス固化する際には，白金族元素はガラスへの溶解度が低く、一部の元素ではメルター内で蒸発挙動を示しオフガスへ移行することが知られている。このため、本研究ではガラス固化時における白金族元素の蒸発挙動をTG-DTAにて評価した。