溶融試料の融点測定内田 哲平; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 佐藤 大介*; 森本 恭一 
Uchida, Teppei; Sugata, Hiromasa*; Shibata, Katsuya*; Sato, Daisuke*; Morimoto, Kyoichi
燃料デブリの特性把握及び事故進展挙動の解析には、炉心内において燃料ペレットと被覆管の反応による生成物のさまざまな物性値が重要である。特にプルサーマル計画を実施する炉心では、反応生成物の物性値に与えるPuの影響を考慮する必要がある。本研究ではPu含有率が4at%, 8at%の(U,Pu)O試料に対して、Zr含有率を25at%, 50at%, 75at%としたMOX-ZrO試料を調製し、融点測定を行った。評価の結果、金属元素中のPu含有率が増加するほど、融点は上昇する傾向が確認され、最も高い融点を示したのは(U
Pu
Zr
)Oで約2740
Cであった。今回評価を行った組成の範囲において最も低い融点はZr含有率50%のU/Zry-2酸化物で、約2500Cである。
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使用言語 |
: | Japanese |
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開催年月 |
: | 2012/09 |
開催都市 |
: | 東広島 |
開催国 |
: | 日本 |
キーワード |
: | 福島第一原子力発電所事故; Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident |
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論文解説記事 |
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