稠密格子燃料集合体の除熱技術開発,1; 研究計画の概要

Research for thermal-hydraulic performance in tight-lattice fuel assembly, 1; Outline of research program

秋本 肇; 玉井 秀定; 大貫 晃; 高瀬 和之

Akimoto, Hajime; Tamai, Hidesada; Onuki, Akira; Takase, Kazuyuki

日本原子力研究所(原研)では、軽水炉技術をベースとし、プルトニウムの有効利用を図るため、転換比1を超える性能を視野に入れた超高燃焼水冷却増殖炉(RMWR; Reduced-Moderation Water Reactor)の設計研究を進めている。水冷却増殖炉では、炉物理上の要請から減速材体積割合を低減する必要がある。このため、燃料棒間隙が1mm程度の稠密格子燃料集合体が採用されており、その除熱性能を把握することが炉心熱設計の重要な課題であり、実験と3次元二相流解析技術の開発を2002年から進めている。本報告では、稠密格子燃料集合体の除熱技術開発に関する研究計画の概要と37本バンドル試験部による稠密格子炉心熱特性試験,モデル実験などで得られた主な実験結果について報告する。

A thermal-hydraulic research program for Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) has been performed since 2002. The RMWR has a tight-lattice core to attain the breeding of nuclear fuel for the effective use of Plutonium in a light-water reactor system. In this R&D program, large-scale thermal-hydraulic tests, several model experiments and development of advanced numerical analysis codes are being carried out to confirm the cooling performance in tight-lattice fuel assembly of the RMWR. In this paper, outline of the research program is described as well as the latest results of critical power measurement in the large-scale thermal-hydraulic tests and model experiments, which simulates the tight-lattice core of the RMWR.