IASCC照射試験のための水環境制御装置の線量当量率評価

Evaluation of dose equivalent rate for IASCC water control unit

飛田 正浩*; 板橋 行夫

Tobita, Masahiro*; Itabashi, Yukio

軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。

In relation to aging of light water reactors (LWRs), Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC) has been regarded as a significant and urgent issue for reliability of in-core components of LWRs. It is essential for IASCC studies to irradiate test materials under well-controlled of Boiling Water Reactor (BWR) conditions simulating the in-core environment. Therefore, the study for the design of the new water control unit to supply high temperature water into saturated temperature capsules in the Japan Materials Testing Reactor (JMTR) has been carried out. This report summarizes the results of estimation using ORIGEN-2 and QAD-CGGP2 codes of dose equivalent rate on outer surface of the concrete wall of installation room and dose equivalent rate around the ion-exchangers where the highest dose equivalent rate is expected in the unit after the reactor shutdown.