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Melting temperatures of oxide fuel for fast reactors

高速炉用酸化物燃料の融点

加藤 正人   

Kato, Masato

燃料の融点は、燃料設計において燃料の健全性を保証するための不可欠なデータである。本報告では、これまで得られた融点の測定データからデータベースを作成し、Pu含有率,マイナーアクチニド含有率,O/M及び燃焼度の影響を評価した。サーマルアレスト法による測定値は、標準試料の融点を測定することによって温度校正が行われ、融点が決定された。しかし、各研究で用いられた標準試料の融点は、その年代によって異なっている。本研究では、これまで報告されている融点を最新の標準試料のデータを用いてリバイスし、データベースを作成した。UO$$_{2}$$の融点は、3132Kと見積もられた。MOXの融点は、Pu含有率の増加により単調に減少し、40%Puでは、3002Kである。MOXの融点測定結果から理想溶液モデルを用いて融点を評価し、PuO$$_{2}$$の融点として2894Kを得た。また、融点に及ぼすマイナーアクチニド含有率、O/Mの影響も評価した。

Melting temperatures of nuclear fuel are essential data to design the fuel pin. In this paper, the existing melting temperatures of the oxide fuels were reviewed, and the database of melting temperatures was made. In addition the effect of Pu content, MA content, oxygen-to-metal (O/M) ratio and burn-up on the melting temperatures were evaluated. The solidus temperatures of the oxide fuels were evaluated from the database. Average melting point of UO$$_{2}$$ was estimated to be 3133 K. Melting point of PuO$$_{2}$$ was obtained by evaluating the data of MOX with solid solution model and was estimated to be 2894 K. The solidus temperatures of MOX decreased with Pu content and to 3002 K at 40%Pu content.

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