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Transport of radioactive corrosion products in primary system of sodium-cooled fast breeder reactor "MONJU"

高速増殖原型炉"もんじゅ"1次冷却系での放射性腐食生成物の移行挙動評価

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

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損を伴わないFBRプラントでの補修作業時の個人放射線被曝の主要な原因となる。CPは燃料被覆材と燃料集合体などの炉心領域で生成し、ナトリウム主流によって主冷却系へ移行し、主要な配管と構造物の壁面に沈着する。"PSYCHE"プログラムシステムは、作業員の放射線被ばく量の抑制技術を確立することを目的として開発された。このPSYCHEコードは溶出-沈着モデルに基づいている。「もんじゅ」の主要な冷却系でのCP密度はPSYCHEを用いて計算された。「もんじゅ」における計算から、20年間の運転で、$$^{54}$$Mnの沈着量は$$^{60}$$Coと比較して約7倍多いと予測された。特に$$^{54}$$Mnの沈着は、主ポンプとコールドレグに分布し、一方で$$^{60}$$Coは主ポンプだけでなくホットレグにも沈着する傾向が予測された。「もんじゅ」の一次冷却系の$$^{54}$$Mnと$$^{60}$$Coの分布結果は、「常陽」での測定結果の分布の傾向に一致した。

Radioactive corrosion products (CP) are primary cause of personal radiation exposure during maintenance work at FBR plants with no breached fuel. The PSYCHE code has been developed based on the solution-precipitation model for analysis of CP transfer behavior. We predicted and analyzed the CP solution and precipitation behavior of MONJU to evaluate the applicability of the PSYCHE code to MONJU, using the parameters verified in the calculations for JOYO. From the calculation result pertaining to the MONJU system, distribution of $$^{54}$$Mn deposited in the primary cooling system over 20 years of operation is predicted to be approximately 7 times larger than that of $$^{60}$$Co. In particular, predictions show a notable tendency for $$^{54}$$Mn precipitation to be distributed in the primary pump and cold-leg. The calculated distribution of $$^{54}$$Mn and $$^{60}$$Co in the primary cooling system of MONJU agreed with tendencies of measured distribution of JOYO.

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