2023 Fall Meeting

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Oral presentation

V. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 501-2 Nuclear Fuel and the Irradiation Behavior

[2C01-07] Data Science, Fuel Research with Machine Learning

Thu. Sep 7, 2023 9:30 AM - 11:25 AM Room C (IB Bildg.1F IB015)

Chair:Tatsumi Arima(Kyushu Univ.)

11:00 AM - 11:15 AM

[2C07] New Developments in Nuclear Fuel Research through Integration with Data Science

(7) Synthesis of Uranium Related Oxide to Verify Thermal Conductivity Predicted by Materials Informatics

*Atsushi Ohuchi1, Yoichi Endo1, Yusuke Miura1, Toru Higuchi1, Ken Kurosaki2 (1. NFD, 2. Kyoto Univ.)

Keywords:Materials informatics, Thermal conductivity, Nuclear fuel, Uranium-Zirconium oxide, Uranium-Yttrium oxide, Coprecipitation

データ科学で予測された高熱伝導の酸化物系ウラン化合物U9ZrO20と低熱伝導の酸化物系ウラン化合物Y6UO12及びY5U2O12を固相反応により合成した。U9ZrO20は高密度の単相となったが、Y6UO12及びY5U2O12は低密度の複数相となった。原料粉末を共沈法で調製することによりY6UO12及びY5U2O12を高密度化及び単相化できる見通しが得られた。