Solidus and liquidus of plutonium and uranium mixed oxide

プルトニウム-ウラン混合酸化物の固相線及び液相線温度

加藤 正人   ; 森本 恭一 ; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之

Kato, Masato; Morimoto, Kyoichi; Sugata, Hiromasa*; Konashi, Kenji*; Kashimura, Motoaki; Abe, Tomoyuki

プルトニウム-ウラン混合酸化物(MOX)は、高速炉燃料として開発が進められてきた。燃料の最高温度は、燃料の溶融を防ぐために設計上、融点以下に抑える必要があり、そのための研究は古くから行われている。本研究では、サーマルアレスト法によりMOXの融点(固相線温度)を測定した。固相線は、Pu含有率が増加するほど低下し、20%と30%Puの間で、急に低下することが観察された。30%及び40%Puを含むMOXは、測定後に金属Wとプルトニウム酸化物が観察され、30%Pu以上のMOXのサーマルアレストは、融点ではない反応によるものであると考えられる。UO, 12%, 20%Pu-MOXの固相温度が決定され、O/Mが低下するほど、わずかに上昇することが確認できた。

Plutonium and uranium mixed oxide has been developed as a fuel of a fast reactor. The maximum temperature of the fuel pellet is limited within a design criterion to prevent fuel melting. So, the melting points of the mixed oxide have been investigated since the development of fast reactor started. However the measured data are limited. In this work, the melting points of (U1-yPuy)O (y: 0, 0.12, 0.2, 0.3, 0.4) were measured by the thermal arrest method. The evaluated melting point of this study underestimates in case of MOX with high Pu contents of 30% and 40%. The solidus of UO, (PuU)O and (PuU)O were determined to be 3128K, 3077K and 3052K, respectively. The solidus temperature of hypostoichiometric MOX slightly increased with decreasing O/M.