| 研究実績の概要 |
将来、核融合炉を社会に導入する際に重要な項目の一つが放射性廃棄物の低減である。特に数年おきに保守を必要とする炉内機器（ブランケットやダイバータ）の一部は廃棄物になる事から、これら機器の核特性を理解する事が重要である。従って、固体増殖水冷却核融合炉に基づく炉内機器の誘導放射能等のデータベースを構築した。但し、構築するデータベースが過小評価にならないように、初年度に確立した放射化計算手法である3次元中性子輸送計算により求めた炉内機器での中性子スペクトルを基に放射化計算を実施した。なお、発生する放射性廃棄物は全てが低レベル放射性廃棄物に分類される。最終年度では構築したデータベースに基づく廃棄物減容化検討を実施した。検討するに当たって、核融合出力を0.9 GWから2.2 GWまで幅広く評価し、プラントライフを20年と仮定した。検討の結果、核融合出力が1.35 GWの時、定期保守時に発生する廃棄物量はワンススルーで廃棄処分すると仮定すると50,000 tonであった。廃炉時に発生する廃棄物量（真空容器、超伝導コイル及びクライオスタット）が27,500 tonである事から核融合炉では定期保守時に発生する廃棄物が支配的である事が分かった。そこで、定期保守時に発生する廃棄物を低減するために中性子損傷が小さく炉内機器の7割を占めるバックプレート及びダイバータカセットを再利用し、レアメタルを含むトリチウム増殖材と中性子増倍材をリサイクルする事によって、ワンススルーで廃棄処分を行う場合と比べ20％まで低減できることが分かった。さらに、核融合出力を変化させた場合も同等の減少率になる事が分かった。廃棄物の減容化のためには炉内機器の再利用が有効であり、今後はRAMI（信頼性、可用性、保守性及び検査性）の観点から機器の再利用における具体的な検討が必要である。
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