検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年

Thermal recovery evaluation of thermal conductivity in a self-irradiated MOX pellet

自己照射による欠陥を伴うMOXペレットにおける熱伝導率の熱回復

森本 恭一 ; 加藤 正人  ; 小笠原 誠洋*

Morimoto, Kyoichi; Kato, Masato; Ogasawara, Masahiro*

核燃料は原子炉に装荷される前に保管される。場合によっては数年間にわたって保管されることもある。MOX燃料が長期間にわたって保管される場合、自己照射($$alpha$$崩壊)による欠陥が保管期間とともに蓄積する。結果としてこれらの欠陥は格子定数や電気伝導度、熱伝導率などの燃料ペレットの物性値に影響を与える。MOX燃料の熱伝導率は燃料の設計や照射挙動評価のために重要な物性値の一つであり、熱伝導率が自己照射に起因する欠陥の蓄積によって低下するが、加熱によって再び回復することが知られている。本試験では、このような長期にわたって保管された燃料を用いた高速炉燃料ピンの温度評価に反映するために、長期間保管したMOX燃料ペレットの熱伝導率の熱回復挙動を時間や温度の関数として評価した。

Nuclear fuel pellets are stored before loading into a reactor. In some cases, the fuel pellets are left for several years. When uranium-plutonium mixed oxide (MOX) fuel pellets are stored for a long time, lattice defects induced by self-irradiation ($$alpha$$ decay) accumulate and these defects affect physical properties of the pellets, i.e. lattice parameter, electrical resistivity and thermal conductivity. The thermal conductivity of fuel pellets is one of the most important properties for fuel design and performance analyses; it is known to decrease due to the defects induced by self-irradiation, but it can be recovered by heating the pellets. In this study, the recovery behavior of thermal conductivity of a MOX fuel pellet stored for long time was investigated as a function of time and temperature, in order to make it easy to analyze the thermal performance of fuel pellets.

Access

:

- Accesses

InCites™

:

Altmetrics

:

[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.