Evaluation of thermal conductivity of (U, Pu, Am)O

(U, Pu, Am)Oの熱伝導率の評価

森本 恭一 ; 加藤 正人   ; 米野 憲 ; 鹿志村 元明

Morimoto, Kyoichi; Kato, Masato; Komeno, Akira; Kashimura, Motoaki

高速炉燃料として、高いPu含有率を持つMOX燃料の開発が進められている。MOX燃料の熱伝導率は燃料ロッドの設計や照射挙動評価のために重要な熱物性値の一つである。高Pu含有率のMOX燃料の熱伝導率評価は少なく、Amを含有したMOX燃料の熱伝導率の研究は以前にわれわれが行った研究以外にはない。本研究ではJAEAにて取得されたPu含有率: 30%のMOX燃料の熱伝導率データを用いて、熱伝導率に対する密度,O/M,Am含有率の影響を考慮した熱伝導率評価式を導出した。

Plutonium and uranium mixed oxide (MOX) fuel with high Pu-content has been developed as a fuel for fast reactors (FRs). Thermal conductivity of the oxide fuel is among the most important properties for design and performance analyses of fuel rods. Among recent reports, there have been none examining of thermal conductivity of MOX fuel containing Am except our studies. In this study, the thermal conductivities of MOX fuel with 30% Pu-content, as obtained by our group, were evaluated as functions of temperature, oxygen-to-metal (O/M) ratio and Am-content.