2023 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[2F11-15] Next Generation Fuel, Accident Tolerant Fuel

Tue. Mar 14, 2023 3:35 PM - 5:00 PM Room F (12 Bildg.3F 1232)

Chair:Shun Hirooka(JAEA)

3:35 PM - 3:50 PM

[2F11] MOX fuel technologies for next-generation nuclear reactors

(1) Evaluation of electronic defect contribution in heat capacity and thermal conductivity

*Masato Kato1, Shun Hirooka1, Masashi Watanabe1, Romain Vauchy1, Takumi Oki1 (1. JAEA)

Keywords:MOX, Thermal conductivity, Heat capacity, Electronic defect

酸化物における高温の熱物性は欠陥濃度と関係する。本研究では、酸素ポテンシャル、拡散係数及び電気伝導率の実験結果から欠陥濃度の評価を行い、得られた電子欠陥濃度から比熱と熱伝導率の寄与を評価した。MOXの比熱及び熱伝導率は、UO2及びPuO2に比べて低温側から上昇することを示した。また、照射燃料温度を解析するための熱伝導率式を検討した。