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(U$$_{0.7}$$,Pu$$_{0.3}$$)O$$_{rm 2-X}$$燃料の熱伝導度測定(II)

Thermal conductivity of uranium-plutonium oxide fuels (II)

金子 洋光; 山口 俊弘; 小無 健司; 上村 勝一郎

Kaneko, Hiromitsu; Yamaguchi, Toshihiro; Konashi, Kenji; Kamimura, Katsuichiro

原子炉内での燃料挙動予測,解析する上で,燃料の熱伝導度を知ることは,重要である。本報告は,高速原型炉「文殊」に使用される。(U$$_{0.7}$$,Pu$$_{0.3}$$)O$$_{rm 2-X}$$燃料を用いて,燃料密度,O/M比及び温度を測定パラメータとして,熱伝導度を測定しまとめた結果を報告するものである。現在までに,混合酸化物については,数多くの研究者によって測定,報告されている。しかし燃料密度85%T.D,プルトニウム富化度30%の燃料について測定,報告されているものは数少ない。したがって我々は,「文殊」燃料仕様での燃料設計上重要な熱伝導度を知るために測定を行った。測定は,温度範囲900$$^{circ}C$$$$sim$$2400$$^{circ}C$$,O/M比1.94$$sim$$2.00さらに燃料密度を85%T.D$$sim$$95%T.Dの測定パラメータとし行った。その結果900$$^{circ}C$$$$sim$$1600$$^{circ}C$$の温度範囲では,O/M比,密度の変化により,熱伝導度に変化が見られるが,1600$$^{circ}C$$以上の高温になると,密度の影響がなくなることがわかった。

no abstracts in English

使用言語

 :

Japanese

報告書番号

 :

PNC TN841 83-36

ページ数

 :

107 Pages

発行年月

 :

1983/06

特許データ

 :

PDF

 :

PNC-TN841-83-36.pdf:3.04MB

論文URL

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キーワード

 :

no keyword

使用施設

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広報プレスリリース

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