Thermal conductivities of (Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N solid solutions
西 剛史; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫
Nishi, Tsuyoshi; Takano, Masahide; Akabori, Mitsuo; Arai, Yasuo
加速器駆動変換システム(ADS)用燃料として、Zr含有マイナーアクチノイド(MA)窒化物固溶体はMA含有燃料の有力な候補と考えられている。しかし、Zr含有MA窒化物固溶体の熱伝導率は重要であるにもかかわらず、ほとんど存在しないのが現状である。本研究では、(Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N(x=0.0, 0.58, 0.80)固溶体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、投下型熱量法により比熱を測定し、473から1473Kの温度領域における熱伝導率を算出した。さらに、ADS用燃料設計の一助になることを目的として、(Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N固溶体の熱伝導率の予測式についても提案した。
The thermal conductivity of Zr-based minor actinide (MA) nitride solid solutions is important for designing subcritical cores in nitride-fueled ADS. However, there have been no experimental data on the thermal conductivities of Zr-based nitride solid solutions containing MA. In this study, the authors prepared sintered samples of (Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N (x=0.0, 0.58, 0.80) solid solutions. The thermal diffusivity and heat capacity of (Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N solid solutions were measured using a laser flash method and drop calorimetry, respectively. Thermal conductivities were determined from the measured thermal diffusivities, heat capacities and bulk densities over a temperature range of 473 to 1473 K. Moreover, in order to help to promote the design study of nitride-fueled ADS, the thermal conductivity of the (Zr$$_{x}$$Pu$$_{(1-x)/2}$$Am$$_{(1-x)/2}$$)N solid solutions were fitted to an equation using the least squares method.
使用言語 : English
掲載資料名 : Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM)
ページ数 : 6 Pages
発行年月 : 2011/12
出版社名 :
発表会議名 : International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011)
開催年月 : 2011/12
開催都市 : Chiba
開催国 : Japan
特許データ :
論文URL :
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使用施設 :
広報プレスリリース :
受委託・共同研究相手機関 :
登録番号 : BB20111650
抄録集掲載番号 : 40000227
論文投稿番号 : 10174
Accesses  (From Jun. 2, 2014)
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