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Thermal conductivity of (U,Pu,Am)O$$_{2-x}$$ solid solutions

(U,Pu,Am)O$$_{2-x}$$固溶体の熱伝導率

森本 恭一 ; 加藤 正人   ; 鹿志村 元明; 安部 智之

Morimoto, Kyoichi; Kato, Masato; Kashimura, Motoaki; Abe, Tomoyuki

MOXの熱伝導率に関してはこれまでにPu含有率:20%を中心とした評価が行われているが、高速炉用燃料のようなPu含有率が20%を超えるMOX燃料の熱伝導率評価に関する報告は少ない。また、高いPu含有率を有するMOX原料粉については長期の保管によって原料粉中のAm含有率が数%に達するものもあるが、Amを含有するMOX燃料の熱伝導率に関する報告については皆無である。本報告では、MOXの熱伝導率データを拡充することを目的として、Pu含有率が30%、Am含有率が約2%のMOX燃料における熱伝導率のO/M比の効果、及び化学量論組成のPu含有率:30%,Am含有率1$$sim$$3%のMOX燃料における熱伝導率のAm含有率の効果について評価した。

Plutonium and uranium mixed oxide (MOX) fuel with high Pu content have been developed as a fuel of fast reactor (FR). In a current research, there is few research of the thermal conductivity evaluation of the MOX fuel with over 20% Pu content, and there is no research of thermal conductivity of the MOX fuel containing Am. In this work, to examine the influences of density, O/M ratio and Am content on the thermal conductivity of MOX fuel, the thermal diffusivities of the MOX fuel with 30% Pu content were measured, and the thermal conductivities of these MOX samples were evaluated.

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