非常に稠密度の高い燃料集合体の除熱性能を実証; 高温高圧条件での大規模熱特性試験の実施

Expeimental investigation of thermal margin in tight-lattice rod bundle; Large-scale thermal-hydraulic experiments under high pressure conditions

玉井 秀定

Tamai, Hidesada

第39回日本原子力学会論文賞を受賞した論文に関する解説記事である。水冷却増殖炉では、燃料棒間隔を極端に狭くして稠密度の高い燃料集合体を採用しているため、少ない水でどこまで燃料棒を冷やすことができるかが、炉心設計における重要な課題となっている。これを調べるために、水冷却増殖炉の燃料集合体を模擬した試験体を用いて、設計炉心と同じ高温高圧条件下で、伝熱的・流動的限界を確認する試験を行った。その結果、限界出力の試験結果は30パーセント以上の熱余裕があることを示しており、水冷却増殖炉の熱的成立性に問題のないこと、及び構築した評価手法により稠密度の高い燃料集合体における圧力損失を良好に予測できることなどを確認した。

An Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) core has a tight-lattice bundle structure and it is operated under low mass velocity and high void fraction conditions, for aiming at the achievement of a high conversion ratio of plutonium mixed oxide (MOX) fuel. These conditions make core cooling difficult, and the FLWR thermal-hydraulic characteristics under such conditions are not known well. The confirmation of thermal-hydraulic characteristics is, therefore, one of the most important R&D requirements for the FLWR design. We investigated the thermal-hydraulic performance of the FLWR core using a test section with 37-rod bundles under high pressure conditions simulating the FLWR operating conditions. The result obtains that the FLWR has sufficient thermal margins for cooling of the core.