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中島 邦久; 荒井 康夫; 鈴木 康文; 山脇 道夫*
Journal of Nuclear Materials, 248, p.233 - 237, 1997/00
被引用回数:4 パーセンタイル:37.09(Materials Science, Multidisciplinary)核分裂生成物を含有するPu化合物の熱力学データは、高温、かつ高温度勾配環境下におかれるMOX燃料のふるまいを予測する上で重要である。ここでは、主要な核分裂生成物の一つであるSrとのペロブスカイト型複合酸化物SrPuOの熱力学データを取得するため、高温質量分析計を用いてその蒸発挙動を調べた。Sr分圧値は白金製クヌーセンセルを用いた場合よりもグラファイト製セルを用いた時の方が高くなることから、SrPuOの蒸発挙動には系内の酸素ポテンシャルが影響すると考えられた。また、SrPuOの自由エネルギー関数を推定し、第3法則処理によるSrPuOの標準生成エンタルピーを導出した。