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Master plan and current status for feasibility study on thermal-hydraulic performance of reduced-moderation water reactors

革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の除熱性能に関する研究; 全体計画と今までに得られた成果

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

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった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の特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本論文ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べるとともに、今までに得られた成果を示す。本研究を進めることで高稠密格子炉心での除熱性能を検証するとともに、予測技術を確立する予定である。

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. In this paper, we will show the R&D plan and describe the current status on experimental and analytical studies. We will confirm the thermal-hydraulic performance in the tight-lattice bundles by this project and develop a predictable technology for the RMWR in future.

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