Melting Temperature of Mixed Oxide Fuels for Fast Reactors

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124GWd/tまで照射した(Pu0.29U0.71)O2燃料と(Pu0.29U0.71)O2燃料に非放射能溶解性核分裂生成物を加えて燃焼度250GWd/tを模擬した燃料の融点(固相線)を測定した。(Pu0.18U0.82)O2と(Pu0.17U0.83)O2燃料の融点測定時点でのPu組成比およびO/M比を推定し、これらの作業から融点式を導いた。混合酸化物に対し、融点の低下が飽和する傾向を示した。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	39
号	:	7
ページ数	:	p.771 - 777
発行年月	:	2002/00
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キーワード	:	no keyword

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.1080/18811248.2002.9715259
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : 08-2001-0200
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