Development and verification of a migration model for minor actinide redistribution

マイナーアクチニド再分布モデルの開発及び検証

小澤 隆之   ; 加藤 正人   

Ozawa, Takayuki; Kato, Masato

マイナーアクチニドのひとつであるアメリシウムはMOX燃料中でプルトニウムとともに径方向に再分布することが、照射後MOX燃料の照射後試験で確認されている。このようなアメリシウムやプルトニウムの再分布挙動をモデル化することは、MOX燃料の熱伝導度や融点といった熱物性に影響を及ぼすことから燃料設計上重要である。そこで、ここでは、固相内の熱拡散と気泡内の蒸気輸送を考慮した再分布モデルを開発し、常陽で行った2%Np-2%Am-MOX燃料の照射試験結果を用いて検証した。その結果、ここで開発したアメリシウム及びプルトニウムの再分布モデルによる径方向分布の計算値は、照射後試験結果として得られている実測値とよく一致する結果が得られることを確認した。

Americium, one of MAs, is contained in MOX fuels due to decay of plutonium-241. The radial redistribution of americium has been observed with that of plutonium in the irradiated MOX fuel. The development of a migration model for plutonium and americium redistribution would be important for fuel design because of their influence on thermal properties, i.e. thermal conductivity and melting temperature. In this study, the migration model for plutonium and americium redistribution was developed by taking into account thermal diffusion concurrently with vapor phase transport via pores in the fuel. The computed radial redistribution of plutonium and americium was found to be in good agreement with the results of post-irradiation examinations after the irradiation test for 2% neptunium and 2% americium doped uranium plutonium mixed oxide (U, Np, Pu, Am)O fuel in JOYO.