Prediction of oxygen potential in americium thorium oxides phase of a cermet fuel

サーメット燃料中のアメリシウム-トリウム酸化物相における酸素ポテンシャルの予測評価

逢坂 正彦  ; 黒崎 健*; 山中 伸介*

Osaka, Masahiko; Kurosaki, Ken*; Yamanaka, Shinsuke*

高速炉用高性能核変換形態としてのAm含有ターゲットの新しい概念を提案する。本ターゲットは、高い照射性能を達成するべく設計されている。また、同時に環境負荷低減と資源有効利用の要求をも満たす。ターゲットの形態は(Th, Am)O固溶体と金属Moマトリクスのコンポジットである。高速炉用核変換形態としてさまざまな利点が期待される。とりわけ、Am酸化物添加による高酸素ポテンシャルに起因する問題の克服に焦点があてられた。酸素ポテンシャルは、照射挙動の観点から重要な特性であるが、III価のAmを安定化させるためThOに固溶させ(Th, Am)Oを形成することにより適当なレベルに抑制されることが期待される。この(Th, Am)O固溶体形成により、構造的安定性及び熱的特性の向上もまた可能となる。さらに、サポート材Moは、熱伝導度の向上とともに、照射中の酸素ポテンシャル向上に対しての緩衝効果を与える。酸素ポテンシャルは化学熱力学法により評価した。Amの模擬として非放射性物質を使用し、一般的な粉末冶金法を用いた作製試験を実施した。加えて、本ターゲットの注目すべき特徴として、使用済燃料からの回収Moの使用が試みられている。ターゲット装荷高速炉炉心の炉心特性は、回収Moが中性子吸収材であるため本質的な問題であるが、これらもまたAm核変換率等のマスバランス等とともに評価された。

A new concept of americium-containing target is proposed as a high performance transmutation device for use in fast reactors. The target is designed so as to achieve high irradiation performance. It also meets requirements of reduction of environmental burden and effective use of resources at the same time. Form of the target is a composite of a mixed oxide of (Th, Am)O and metallic molybdenum matrix. Various advantages are expected in the present target as the transmutation device for fast reactor. In particular, overcome of problems derived from high oxygen potential caused by Am oxide is focused on. The oxygen potential, which is one important property especially in views of irradiation behavior, is expected to be maintained as a reasonable level by dissolving it into ThO to form (Th, Am)O solid solution for stabilization of trivalent Am. Structural stability and enhanced thermal properties could also be expected by the formation of (Th, Am)O. Furthermore, the support matrix Mo can give a buffering effect of oxygen potential increase during irradiation, together with enhanced thermal conductivity. Aspects of oxygen potentials are predicted by a chemical thermodynamic model. Fabricability of the target by a conventional powder metallurgy is investigated with surrogate non-radioactive material as a replacement of Am. In addition, as one marked characteristics of the present target, use of recovered Mo from the spent nuclear fuel is envisaged. Neutronic aspects of the target-loaded fast reactor core, which are critical issues since recovered Mo is neutron absorber, together with mass balance of the nuclides such as transmutation rate of Am, are also given.