日本原子力学会 年会・大会予稿集
2007年春の年会
セッションID: N13
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熱物性
(U0.68Pu0.3Am0.02)O2-xの高温領域における熱伝導率評価
*森本 恭一加藤 正人米野 憲鹿志村 元明安部 智之小笠原 誠洋砂押 剛雄宇野 弘樹田村 哲也
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抄録
MOX燃料の熱伝導率に関してこれまでに気孔率,Am含有率,O/M比に対する依存性について評価を行った。これらは1500℃以下における評価であり,さらに高温のデータを取得する必要がある。本報告では,Pu含有率:約30%,Am含有率:約2%のMOX試料について最高温度として2100℃までの熱拡散率測定を行い,高温領域での熱伝導率について評価した。
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© 2007 一般社団法人 日本原子力学会
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