プルトニウム-ウラン混合酸化物の融点測定,1; MOXの融点測定技術開発と融点測定

Melting Temperature Measurement Of Nuclear Fuel, 1; Development of the Melting Temperature Measurement Technology for MOX Fuel and the Melting Temperature Measurement of MOX Fuel

森本 恭一 ; 加藤 正人   ; 青野 茂典; 宇野 弘樹*

Morimoto, Kyoichi; Kato, Masato; Aono, Shigenori; Uno, Hiroki*

核燃料の高燃焼度化に伴うPuの高次化,濃縮Uの供給不足などからMOX燃料の高Pu富化度化が検討されている。MOX燃料を利用するためにはその融点,熱伝導率等の熱物性が燃料設計,照射挙動評価上重要となってくるが,MOX燃料の融点のPu富化度依存性やO/M依存性についての報告は少なく,データの拡充が必要である。 本報告ではO/Mが2.00のMOXに対しPu富化度をパラメータとしたPu富化度毎におけるMOXの融点測定,及びPu富化度が28%のMOXに対しO/MをパラメータとしたO/M毎におけるMOXの融点測定を行った。前者の試験に関しては従来の報告とほぼ同様な結果を得た。後者の試験に関してはO/Mによる融点の変化は単純な増加,減少傾向とはならず,複雑な挙動を示した。また,これらの試験においてO/Mが高い試料については試料容器であるタングステン製の容器との酸化還元反応が生じるという結果を得たため,タングステンに比べて比較的に酸化のしにくいレニウムを用いて90%W-10%Re合金製カプセルを試作し,その適用性を評価した。

The use of high plutonium concentration MOX fuel is considered because of an increase of high-order plutonium from high burnup fuel, the shortage of the enriched uranium etc. The melting temperature and the thermal conductivity etc are necessary for the using of MOX fuel from the viewpoint of the safety evaluation and the fuel design. But reports about the melting temperature of MOX are few, so it is necessary to obtain more melting temperature data. This report describes the melting temperature measurement of MOX fuel whose compositions are from 0 to 100 atom% PuO2 (O/M is 2.00) and that whose O/M are from 1.922 to 1.983 (Pu concentration is 28 atom%). The result of the former experiment agree approximately with that of previous reports. About the later experiment, the variance of melting temperature by O/M is so complicated that this behavior did not show a simple increasing tendency or decreasing tendency. In these experiments, it is found that MOX samples with high O/M reacts with tungsten which is a material of sample container. In order to prevent this reaction, the sample container was made from alloy of tungsten and rhenium. And the applicability of this container was evaluated.