「常陽」におけるCP付着分布の測定と評価(II)

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 「常陽」におけるCP付着分布の測定と評価(II)
• Author/Editor: 飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
• Author Heading: 飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
• Publication Date: 1992-07
• Publication Date (W3CDTF): 1992-07
• Alternative Title: Measurement and evaluation of radioactive corrosion product behavior in primary sodium circuits of JOYO (II)
• Periodical title: PNC TN9410 92-224
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 高速炉プラントの保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,高速実験炉「常陽」の定期検査期間を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率分布の測定を実施し,CP挙動機構の解明とCP挙動解析コード"PSYCHE"の検証を進めて来た。1次冷却系配管壁のCP付着密度の測定は高純度Ge半導体検出器を,配管及び中間熱交換器(IXH)及びポンプの表面線量率は熱蛍光線量計を用い,いずれも保温材表面で実施した。今回の第9回定期検査時の測定も含めこれまでに計7回の測定データが蓄積され,これにより実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。本研究により得られた結果は次の通りである。(1)1次ナトリウム冷却系内に蓄積する主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnが最優勢核種で60Coの約20倍に達する。(2)54MnはIHXから原子炉容器入口までのコールドレグ管壁に移行し易く,60Coは原子炉容器入口からIHX入口までのホットレグに移行し易い。(3)1次冷却系内の54Mnのビルドアップは4$\sim$4.5実効運転年(EFPY:54Mnの約4半減期)を経て,ホットレグで飽和に達し,コールドレグでもゆるやかな上昇あるいは変動を示す。即ち実際上の飽和性を示す時期に入り,表面線量率も約1.5mSv/hで概ね飽和に達したものと考えられる。IHXとポンプの線量率はそれぞれ約1.5,2.1mSv/hのレベルにあり,冷却材停留部と流動攪乱の大きな部位で線量率分布のピークを示した。(4)測定値(E)と"PSYCHE91"による計算値(C)を比較した結果,C/E値はCP付着分布に対して1.2,線量率分布に対して1.5が得られた。以上より,「常陽」1次主冷却系配管と機器におけるCP挙動は,機器内CPの定量化と予測精度向上等努力すべき課題を残すものの,その特徴が概ね明らかとなって来た。今後は,燃料洗浄・廃液処理系のCP評価に関連して,外側反射体等の炉心構成要素におけるCP挙動の評価と解明を進める必要がある。更に,CP制御因子の明確化とナトリウム中CPトラップ等のCP低減対策の実証を図る必要がある。; The radioactive corrosion product (CP) deposition density and gamma dose rate have been measured along the primary sodium circuits in Experimental Fast Reactor "JOYO" during every annual inspection and the CP behavior analysis code "PSYCHE" has been verified with measurement data in order to contribute the reduction of exposure dose of plant personal. The deposition density is measured by using a pure germanium detector system and determined by multiplying count rates by conversion factor. Gamma dose rate is measured with CaSO$_{4}$ thermoluminescence dosimeters (TLD). This report presents measurement results during the 9th annual inspection and the evaluation results for all data measured so far. The results on this study are summarized as follows: (1)Major CP nuclides deposited along the primary sodium circuits are $^{54}$Mn and $^{60}$Co. $^{54}$Mn is most dominant isotopes. Amounts of deposited $^{54}$Mn is about twenty times as much as those of $^{60}$Co. (2)$^{54}$Mn is deposited mainly on the cold leg pipings between the outlet of the intermediate heat exchanger (IHX) and the inlet of the reactor vessel. $^{60}$Co is deposited mainly on the hot leg pipings between the outlet of the reactor vessel and the inlet of IHX. (3)The buildup of $^{54}$Mn is saturated at 4$\sim$4.5 EFPY. The averaged dose rate of the pipings is saturated at about 1.5mSV/h. The dose rates of IHX and primary sodium pump are about 1.5 mSv/h and 2.1 mSv/h, respectively. The dose rate distributions around IHX and primary sodium pump show the peaks at the stagnant part of the flow and at the turbulence part. (4)Calculation by "PSYCHE" and measurement are compared. Calculation-to-measurement ratio is 1.2 for the CP deposition density and 1.5 for the dose rate. It can be said that the features of the CP behavior in the primary circuit of "JOYO" is made clear. The more effort will be required for the evaluation of CP behavior for subassemblies such as outer reflectors, clearness of ...
• Source: /PNC-TN9410-92-224.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-92-224.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 高速炉プラントの保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,高速実験炉「常陽」の定期検査期間を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率分布の測定を実施し,CP挙動機構の解明とCP挙動解析コード"PSYCHE"の検証を進めて来た。1次冷却系配管壁のCP付着密度...