Feasibility study on thermal-hydraulic performance of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR)

水冷却増殖炉の熱流動成立性に関する研究

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊   ; 吉田 啓之  ; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨  ; 三澤 丈治; 秋本 肇

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

日本原子力研究開発機構は水冷却増殖炉(FLWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・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。FLWR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。FLWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な研究に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験、及び燃料棒曲がり効果試験を行い、成立性を確認している。

R&D project to investigate thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) is started at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in collaboration with power company, reactor vendors, universities since 2002. The FLWR 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 LWR technologies. The confirmation of thermal-hydraulic feasibility is one of the most important R&D items for the FLWR because of the tight-lattice configuration. In this paper, we will show the R&D plan and summarize experimental studies. The experimental study is performed mainly using large-scale (37-rod bundle) test facility. Most important objective of the large-scale test is to resolve a fundamental subject whether the core cooling under a tight-lattice configuration is feasible. We have confirmed the thermal-hydraulic feasibility from the experimental results.