高速増殖原型炉「もんじゅ」での放射性腐食生成物の移行沈着挙動の評価

Calculation of radioactive corrosion product transfer in primary systems of prototype fast breeder reactor MONJU

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉  

Matsuo, Yoichiro; Hasegawa, Masanori; Maegawa, Yoshiharu; Miyahara, Shinya

高速増殖炉の放射性腐食生成物移行評価コードPersonnel Program System for Corrosion Hazard Evaluation code(PSYCHE)を用いた「もんじゅ」本格運転開始後から約30年間の1次冷却系でのMn-54, Co-60等のCP沈着密度分布の予測解析を行った。また、配管の腐食速度式として下流効果項を含むPNC式、及び含まないT-T式をそれぞれ用い、下流効果の考慮の有無がCP移行沈着挙動に与える影響について評価した。検討結果は、Mn核種と比較してCo核種が下流効果を受けやすいことを意味するものであり、Co核種においては下流効果を無視できないことが示唆された。

In order to reduce the personal radiation exposure during maintenance, the CPs transport behavior analysis code "PSYCHE" has been developed. The density of each deposited CP of primary coolant system in MONJU was estimated by using the PSYCHE. Moreover, the calculation result in the case that PNC and T-T equation for corrosion rate was compared. Our results suggest that the down stream effect was important in the cobalt type.