マイナーアクチノイド窒化物燃料の熱伝導率

Thermal conductivity of minor actinide nitride fuels

西 剛史; 高野 公秀 ; 荒井 康夫; 倉田 正輝 

Nishi, Tsuyoshi; Takano, Masahide; Arai, Yasuo; Kurata, Masaki

グローブボックス内にレーザフラッシュ法熱物性測定装置及び投下型熱量計を設置し、微小量のサンプルで熱拡散率及び比熱を測定するための試料ホルダー及び白金容器を考案したことで、長寿命放射性核種であるマイナーアクチノイドを含む窒化物(MA窒化物)の熱拡散率及び比熱測定を可能にし、熱伝導率評価に成功した。本研究により、MA窒化物の熱伝導率は、酸化物燃料と異なり温度とともに増加すること、Am含有率の増加とともに減少することを明らかにした。さらに、加速器駆動核変換システム(ADS)用燃料の最有力候補として提案されているZrN含有MA窒化物の熱伝導率の温度依存性及びZrN含有率依存性から熱伝導率評価式を構築した。評価式で得た熱伝導率は実験値と良い一致を示しており、ADSの炉心設計において必要な温度及び組成における熱伝導率を提供可能にした。

By installing the laser flash apparatus and the drop calorimeter in the glove box, the thermal diffusivity and the heat capacity measurements of nitride containing MA elements of long-lived radioactive nuclides were enabled. The sample holder and the platinum container were designed to measure the thermal diffusivity and the heat capacity of very small quantity of MA nitride samples. The thermal conductivities of MA nitride increased with temperature, unlike that of conventional oxide-type nuclear fuels. In addition, the thermal conductivities of MA nitride decreased with increasing Am contents. The thermal conductivity of ZrN-based MA nitride, which is proposed as a candidate material for the ADS fuel, was fitted to equations as functions of the temperature and ZrN concentration. The predicted values agreed well with the experimental ones, indicating that the thermal conductivity of nitride fuel for ADS can be predicted for a practical design.