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Correlations for the specific heat capacity of (U$$_x$$Pu$$_{1-x}$$)$$_{1-y}$$Gd$$_y$$O$$_{2-z}$$ derived from molecular dynamics

分子動力学による(U$$_x$$Pu$$_{1-x}$$)$$_{1-y}$$Gd$$_y$$O$$_{2-z}$$の比熱の導出

Galvin, C. O. T.*; 町田 昌彦  ; 中村 博樹  ; Andersson, D. A.*; Cooper, M. W. D.*

Galvin, C. O. T.*; Machida, Masahiko; Nakamura, Hiroki; Andersson, D. A.*; Cooper, M. W. D.*

UO$$_2$$は多くの原子炉で使用される主要燃料で、運転開始時に炉心の出力分布を平準化するためにGd$$_2$$O$$_3$$を燃焼吸収体として加えるのが一般的である。本研究では、分子動力学シミュレーションにより、酸素空孔形成とU$$^{4+}$$からU$$^{5+}$$への酸化という二つの電荷保存機構を介して、カチオンサイトにGd$$^{3+}$$をドープしたPuO$$_2$$, UO$$_2$$, (U,Pu)O$$_2$$ MOxについて比熱の計算を行った。PuO$$_2$$とUO$$_2$$の比熱は、1800K以上の高温で明確なピークを示し、他の研究とよく一致することが示された。Gd$$^{3+}$$を加えたところ、ピークの高さはそれぞれの成分のものより低下した。さらに、(U$$_x$$Pu$$_{1-x}$$)$$_{1-y}$$Gd$$_y$$O$$_{2-z}$$の比熱に対して解析的なフィット式を作成し、分子動力学データと比較することにより、この式を検証した。

UO$$_2$$ is the primary conventional fuel used in most nuclear reactors with Gd$$_2$$O$$_3$$ commonly added as a burnable absorber to produce a more level power distribution in the reactor core at the beginning of operation. It can also be mixed with other actinide oxides to produce mixed oxide (MOx) fuel. In this study, molecular dynamics simulations were used to predict the specific heat capacity of Gd-doped PuO$$_2$$, UO$$_2$$ and (U,Pu)O$$_2$$ MOx accommodating Gd$$^{3+}$$ substituted at cation sites via two charge compensation mechanisms - oxygen vacancy formation and the oxidation of U$$^{4+}$$ to U$$^{5+}$$. The specific heat capacity values for PuO$$_2$$ and UO$$_2$$ are in good agreement with other studies showing a distinct peak at high temperatures - above 1800 K. As Gd$$^{3+}$$ is added, the peak height reduces for each composition considered. An analytical fit was applied to the data where Gd$$^{3+}$$ was fully charge compensated by either oxygen vacancies or U$$^{5+}$$. The expression was then validated by predicting the specific heat capacity for three compositions of (U$$_x$$Pu$$_{1-x}$$)$$_{1-y}$$Gd$$_y$$O$$_{2-z}$$ containing both oxygen vacancies and U$$^{5+}$$, and compared to molecular dynamics data.

使用言語

 :

English

掲載資料名

 :

Journal of Nuclear Materials

巻

 :

572

号

 :

ページ数

 :

p.154028_1 - 154028_8

発行年月

 :

2022/12

発表会議名

 :

開催年月

 :

開催都市

 :

開催国

 :

キーワード

 :

no keyword

特許データ

 :

PDF

 :


論文URL

 :

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.154028

研究データの公開先DOI

 :

使用施設

 :

大型計算機・スパコン(東海)

広報プレスリリース

 :

論文解説記事
(成果普及情報誌)

 :

受委託・共同研究相手機関

 :

Access

 :

- Accesses

InCites™

 :

パーセンタイル：0.01

分野：Materials Science, Multidisciplinary

Altmetrics

 :

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