Simulation of radioactive corrosion product in primary cooling system of Japanese sodium-cooled fast breeder reactor

ナトリウム冷却高速増殖炉での1次冷却系の放射性腐食生成物のシミュレーション

松尾 陽一郎; 宮原 信哉  ; 泉 佳伸*

Matsuo, Yoichiro; Miyahara, Shinya; Izumi, Yoshinobu*

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損のないFBRプラントでのメンテナンス時の個人放射被ばくの主要な原因となる。高速増殖炉の放射線管理区域での作業者の被ばく量の推定のための技術を確立するために、Program SYstem for Corrosion Hazard Evaluation code「PSYCHE」が開発された。われわれは、従来のPSYCHEの解析モデルに、Particleモデルを追加した。本論文では、Particleモデルを追加した改良PSYCHEコードを用い、「常陽」を対象としたCP沈着・移行計算を行った。CP移行・沈着量のC/E値(計算値/実験でに観測された値)は、Particleモデルを導入したPSYCHEによって改善した。

Radioactive corrosion product (CP) is a main cause of personal radiation exposure during maintenance with no breached fuel in fast breeder reactor (FBR) plants. In order to establish techniques of radiation dose estimation for radiation workers in radiation-controlled areas of the FBR, the PSYCHE (Program SYstem for Corrosion Hazard Evaluation) code was developed. We add the Particle Model to the conventional PSYCHE analytical model. In this paper, we performed calculation of CP transfer in JOYO using an improved calculation code in which the Particle Model was added to the PSYCHE code. The C/E (calculated / experimentally observed) value for CP deposition was improved through use of this improved PSYCHE code incorporating the Particle Model.