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堀江 淳之助*; 田山 隆一*; 中尾 登*
PNC TJ902 85-06, 549 Pages, 1985/06
高速増殖炉の一次冷却系における放射性腐食生成物(CP)挙動を解析するPSYCHEコードの精度及び解析パラメータの適合性の検証を目的として,高速増殖実験炉「常陽」を対象とした解析を実施した。また,「常陽」MK-II及び高速増殖炉原型炉「もんじゅ」におけるCP挙動の予測解析を実施した。PSYCHEコードで用いているCP挙動解析法は,構造材中の拡散,構造材と冷却材との境界での移行,ナトリウム境界層での拡散,腐食あるいは沈着による境界面の変動,冷却材中の質量保存則を同時に扱う「溶解・沈着モデル」に基づくものである。「常陽」MK-I及びMK-IIで得られているCP沈着密度及び主配管に沿う線量率の実測値とPSYCHE計算値の比較の結果,沈着密度については54Mnでは0.5
1.2,60Coでは0.42.1の範囲で一致すること,また線量率については概略2030%の誤差内で一致することが確認された。「常陽」MK-IIの定格第17サイクル終了後(S63.4)までの予測解析の結果,サイクル終了時には54Mnは約3.6倍に,60Coは約5.0倍に増加し,この増加に伴い主配管保温材表面線量率はIHXノズル部では400mR/h,その他では100200mR/hに達すると予想されることが判った。「もんじゅ」の第57サイクルまでの予測解析の結果,運転終了10日後のCP溶出量は54Mnが最も大きく約780Ciであり,ついで58Coが470Ci,51Crが140Ci,60Coが50Ciであると予想され,また,これらのCPによる主冷却系室内線量率としてはIHXノズル部配管直接表面では約1100mR/hに達するが,主配管から2mの位置の通路部では50mR/hであると予想されることが判った。また,CP核種の溶出量の経時変化は54Mn,58Co,51Crについては最初の5サイクルでほぼ定まり,5サイクル以降も実質的に大きく増加するのは60Coだけであることが判った。また,「常陽」,「もんじゅ」とも54Mnが溶出量,沈着量の主要害U合を占め,線量率寄与も半ば以上で大きい。これはナトリウム冷却高速増殖炉の一般的傾向でもある。「常陽」,「もんじゅ」の予測解析とともにCP低減化の検討も実施した。冷却材中の酸素濃度及び炉心構成材中のコバルト不純物含有量は,コバルト型CP核種(Cr,Co)の挙動に強く影
中尾 昇*; 天田 達雄*; 堀江 淳之助*; 竹内 純*; 半田 博之*; 瀬端 正男*
PNC TJ202 84-06, 235 Pages, 1984/06
PNC-TJ202-84-06.pdf:5.71MBPNC-TJ202-84-06TR.pdf:3.69MB
Shielding analyses of the JOYO MK-II have been performed in order to confirm the shlding design method for the prototype fast breeder reactor, MONJU, and to obtain theata for estimation of the shielding design margin. The method used here is almost t same as the design method of MONJU. The only difference is the cross-sections thatre generated from the JENDL-2. The calcuational flux distributions have been first tained by a series of the ANISN and DOT calculations, then compared with measurement The primary results obtained in this analysis are as follows: (1) The calculationaresults agreed with the measurement within a factor of 5 in a wide range of the reacr, taking into consideration the effect of fuels in an in-vessel fuel storage rack, e flux-to-reaction rate conversion factors and the effect of the detector guide tuben the measurement. (2) The fuels in the in-vessel fuel rack have a strong effect onast nutron flux levels in the fuel rack, but have a little effect on neutron