(U $_{0.7-y}$ Pu $_{0.3}$ Np $_{y}$ )O $_{2}$ の熱伝導率評価

Thermal conductivity of (U $_{0.7-y}$ Pu $_{0.3}$ Np $_{y}$ )O $_{2}$

Morimoto, Kyoichi; Kato, Masato; Komeno, Akira; Kashimura, Motoaki; Ogasawara, Masahiro*

MA含有MOX燃料は環境負荷の低減や核拡散抵抗性の観点から次世代の燃料サイクルにおける燃料として研究開発が進められており、MAとしてはAm, Np等が考えられている。MOX燃料の熱物性として重要となる熱伝導率に関して、これまでにAmの含有による影響について評価を行ってきた。一方でNpの含有による影響についての評価は行われていない。本報告では、Pu含有率:約30%,Np含有率(Np/Metal):約6及び12%のMOX試料について900から1770Kの熱拡散率測定を行い、熱伝導率のNp含有率依存性について評価した。

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使用言語	:	Japanese
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発行年月	:
発表会議名	:	日本原子力学会2007年秋の大会
開催年月	:	2007/09
開催都市	:	北九州
開催国	:	日本
キーワード	:	no keyword

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使用施設	:	プルトニウム燃料製造施設
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(UPuNp)Oの熱伝導率評価

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