高稠密格子水冷却炉心の除熱技術の開発,1; 全体計画

Development of predictable technology for thermal/hydraulic performance of reduced-moderation water reactors, 1; Master plan

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊   ; 吉田 啓之  ; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇

Onuki, Akira; Takase, Kazuyuki; Kureta, Masatoshi; Yoshida, Hiroyuki; Tamai, Hidesada; Liu, W.; Akimoto, Hajime

長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉として、核分裂性プルトニウムの増殖比1.1以上、100GWd/t以上の超高燃焼度を目指した技術開発を文科省の革新的原子力システム技術開発公募事業として平成14年度より開始した。そこでは高稠密格子炉心の除熱技術開発、超高燃焼度を達成するための燃料要素技術開発、及び核特性予測技術開発を行う。本シリーズ発表では除熱技術開発に焦点を当て、高稠密体系での除熱限界を実験的及び解析的に解明する計画を提示するとともに、実験及び解析のより具体的な内容を報告する。

We start R&D project to develop the predictable technology for thermal-hydraulic performance of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) in collaboration with power company/reactor vendor/university since 2002. The RMWR can attain the favorable characteristics such as effective utilization of uranium resources, multiple recycling of plutonium, high burn-up and long operation cycle, based on matured BWR technologies. MOX fuel assemblies with tight lattice arrangement are used to increase the conversion ratio by reducing the moderation of neutron energy. Increasing the in-core void fraction also contributes to the reduction of neutron moderation. The confirmation of thermal-hydraulic feasibility is one of the most important R&D items for the RMWR because of the tight lattice configuration. This series presentation focuses on the feasibility study and shows the R&D plan using large-scale test facility and advanced numerical simulation technology.