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Concept of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR)

革新的水冷却炉(FLWR)の概念

岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 中塚 亨

Iwamura, Takamichi; Uchikawa, Sadao; Okubo, Tsutomu; Kugo, Teruhiko; Akie, Hiroshi; Nakano, Yoshihiro; Nakatsuka, Toru

成熟した軽水炉やきたるべきプルサーマルの技術に立脚して将来の持続的なエネルギー供給を可能とすることを目指し、革新的水冷却炉(FLWR)の概念検討を原子力機構で進めている。この概念は、時間的につながる2つの部分から構成されている。最初の部分は、高転換型炉心概念で、軽水炉やプルサーマルから技術的に大きなギャップ無しにスムーズな連続性を保つことを目的としている。2番目の部分は低減速軽水炉(RMWR)の炉心概念であり、軽水炉技術に基づいたプルトニウムの多重リサイクルによって長期的かつ持続的なエネルギー供給のために1.0を超える高い転換比の実現を目指すものである。ここで重要な点は、この2つの炉心概念は、整合性のある同じサイズの燃料集合体を利用する点であり、これにより、最初の概念が、60年程度と考えられている炉の運転期間中における将来の燃料サイクル環境に柔軟に対応しながら、同じ原子炉システム内で2番目の概念に進んでゆくことができる。FLWRのこれら2つの炉心概念について、概念設計,プルトニウムの多重リサイクル性の検討,稠密格子炉心での熱流動特性の検討等が進められており、これまでに有望な結果が得られている。

In order to ensure sustainable energy supply in the future based on the matured Light Water Reactor (LWR) and coming Mixed Oxide (MOX)-LWR technologies, a concept of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) has been investigated in Japan Atomic Energy Research Agency (JAEA). The concept consists of two parts in the chronological sequence. The first part realizes a high conversion type core concept, which is basically intended to keep the smooth technical continuity from current LWR and coming MOX-LWR technologies without significant technical gaps. The second part represents the Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) core concept, which realizes a high conversion ratio over 1.0 being useful for the long-term sustainable energy supply through plutonium multiple recycling based on the well-developed LWR technologies. The key point is that the two core concepts utilize the compatible and the same size fuel assemblies, and hence, the former concept can proceed to the latter in the same reactor system, based flexibly on the future fuel cycle circumstances during the reactor operation period around 60 years. Investigation on the core for both the parts of the FLWR concepts has been performed, including the core conceptual design, the core characteristics under Pu multiple recycling, the thermal hydraulic investigation in the tight-lattice core, and so forth. Up to the present, promising results have been obtained.

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分野:Nuclear Science & Technology

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