Evaluation and formulation of MOX fuel thermal conductivity

MOX燃料熱伝導度の評価と定式化

生澤 佳久   ; 森本 恭一 ; 加藤 正人   ; 宇埜 正美*

Ikusawa, Yoshihisa; Morimoto, Kyoichi; Kato, Masato; Uno, Masayoshi*

酸化物燃料の熱伝導率は、照射中の燃料温度分布に影響を及ぼすため、最も重要な物性の1つである。熱伝導率は、O/Mおよび燃焼度に強く依存することがよく知られており、UO燃料については多くの研究がなされている。一方、ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料の熱伝導率は、前述の要因に加えてプルトニウム含有量およびアルファダメージの影響を受けるため、UO燃料よりも複雑である。本研究では、保管燃料、照射済み燃料及び、プルトニウム含有率の異なるMOX燃料の熱伝導率を測定し、これらの測定結果から、MOX燃料のプルトニウム含有量、アルファダメージおよび燃焼効果を調べた。

The thermal conductivity of oxide fuel is one of the most important properties, since it affects temperature distribution in fuel during irradiation. It is well known that thermal conductivity strongly depends on the oxide-metal ratio (O/M) and burnup of the oxide fuel, and there have been many studies of UO fuel. On the other hand, the thermal conductivity of uranium-and-plutonium-mixed oxide (MOX) fuel is more complex than UO fuel because it is influenced by plutonium content and alpha damage in addition to the aforementioned factors. We have measured the thermal conductivity of various MOX fuels, such as stored samples, irradiated samples, and, several different plutonium content samples. In addition, plutonium content, alpha damage, and burnup effects on MOX fuel thermal conductivity were investigated from the result of these measurements.