高速炉補修線量評価システム「DORE」の開発ーシステム構築と「もんじゅ」への適用

飯沢 克幸

JNC TN4410 2001-001, 267 Pages, 2001/03

JNC-TN4410-2001-001.pdf:33.15MB

高速炉1次冷却系のナトリウムドレン後の点検保守時に被ばくをもたらす主な放射線源は放射性腐食生成物(CP)である。作業者の被ばくを予測し低減化を計画的に推進することを目的に、CP挙動解析コード(PSYCHE)の開発整備と遮蔽計算コード(QAD-CG)の利用が進められて来た。これら評価手法を実プラントの運転管理に利用し易いものとするため、解析コードのユーザインターフェースを改良し、計算結果の線量率マップの可視化を含む統合化システムを開発した。これを用いて、「もんじゅ」定格運転1次ナトリウム冷却系CP飽和線源の予測値による冷却系室線量率分布評価に適用し、有効性を確認した。本システムは"DORE"(DOSE RATE ESTIMATION SYSTEM FOR FBR MAINTENANCE)と称し、ネットワーク上のPC・WS環境において、WEBの技術を利用したイントラネット上で稼働するシステムとして構築した。システムは固有の入出力形式を持った解析コード(PSYCHE,QAD-CG)、コード制御と入力データ設定を画面から対話形式で行うWEBブラウザ、市販のアプリケーションソフト(CAD,可視化、ドキュメント編集)、解析コードと他のソフトとのデータ受渡し処理を行うプリ/ポストプロセッサ、これら受渡しデータのWEB環境への適合化処理ソフト(CGI,WEBサーバWEBクライアント)、及びデータファイルからなる。計算はまずQAD-CGコード

高速増殖原型炉「もんじゅ」における水素・トリチウム挙動 -性能試験データによる解析コード(TTT9)の検証と定格運転予測評価-

飯沢 克幸; 鳥居 建男

JNC TN4400 99-002, 192 Pages, 1999/03

JNC-TN4400-99-002.pdf:7.27MB

高速増殖炉におけるトリチウム挙動解析評価手法と負荷低減対策の開発整備を目的として、「もんじゅ」出力上昇試験データを用いて高速炉トリチウム挙動解析コード"TTT"の検証と定格運転長期予測評価を実施した。この際、既に長期運転経過により飽和挙動に達している「常陽」及びPHENIX解析結果との比較検討も実施した。"TTT"コードはR.KUMARのトリチウム・水素挙動モデルに基づき作成され、当初「もんじゅ」設計段階の評価に用いられて来たが、その後「常陽」MK-IIデータに基づき改良整備し、更に今回「もんじゅ」性能試験データによる検証精度の向上を図り、実力ベースにおける長期予測評価と低減対策検討への適用に到っている。本研究において得られた結果と結論は以下のとおりである。(1)「常陽」、PHENIX、「もんじゅ」性能試験におけるトリチウム濃度実測分布への解析コード炉心放出率適合値の検討により、制御棒からの放出寄与の優位性が推測された。(2)「もんじゅ」性能試験時のナトリウムと水・蒸気中トリチウム濃度分布に対して、解析コード検証精度C/E=1.1が得られた。(3)カバーガス中トリチウム濃度実測分布を再現するうえでトリチウム/水素同位体存在比均一化モデルの妥当性が確認された。(4)「もんじゅ」2次系ナトリウム中トリチウム濃度は1次系の約1/50で、

「常陽」におけるCP付着分布の測定と評価(II)

飯沢 克幸; 茶谷 恵治; 伊藤 和寛; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC TN9410 92-224, 81 Pages, 1992/07

PNC-TN9410-92-224.pdf:1.87MB

高速炉プラントの保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,高速実験炉「常陽」の定期検査期間を利用し,1次冷却系における放射性腐食生成物(CP)の管壁付着密度と線量率分布の測定を実施し,CP挙動機構の解明とCP挙動解析コード"PSYCHE"の検証を進めて来た。1次冷却系配管壁のCP付着密度の測定は高純度Ge半導体検出器を,配管及び中間熱交換器(IXH)及びポンプの表面線量率は熱蛍光線量計を用い,いずれも保温材表面で実施した。今回の第9回定期検査時の測定も含めこれまでに計7回の測定データが蓄積され,これにより実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。本研究により得られた結果は次の通りである。(1)1次ナトリウム冷却系内に蓄積する主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnが最優勢核種で60Coの約20倍に達する。(2)54MnはIHXから原子炉容器入口までのコールドレグ管壁に移行し易く,60Coは原子炉容器入口からIHX入口までのホットレグに移行し易い。(3)1次冷却系内の54Mnのビルドアップは44.5実効運転年(EFPY:54Mnの約4半減期)を経て,ホットレグで飽和に達し,コールドレグでもゆるやかな上昇あるいは変動を示す。即ち実際上の飽和性を示す時期に入り,表面線量率も約1.5mSv/hで概ね飽和に達したものと考えられる。IHXとポンプの線量率はそれぞれ約1.5,2.1mSv/hのレベルにあり,冷却材停留部と流動攪乱の大きな部位で線量率分布のピークを示した。(4)測定値(E)と"PSYCHE91"による計算値(C)を比較した結果,C/E値はCP付着分布に対して1.2,線量率分布に対して1.5が得られた。以上より,「常陽」1次主冷却系配管と機器におけるCP挙動は,機器内CPの定量化と予測精度向上等努力すべき課題を残すものの,その特徴が概ね明らかとなって来た。今後は,燃料洗浄・廃液処理系のCP評価に関連して,外側反射体等の炉心構成要素におけるCP挙動の評価と解明を進める必要がある。更に,CP制御因子の明確化とナトリウム中CPトラップ等のCP低減対策の実証を図る必要がある。

高速炉におけるトリチウム挙動 「常陽」におけるトリチウム分布の測定と挙動評価

飯沢 克幸; 大戸 敏弘; 高橋 和雄; 舟田 敏雄; 山下 芳興

動燃技報, (83), P. 1, 1992/00

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN1340-92-003.pdf

「常陽」プラントのナトリウム冷却系及び雰囲気におけるトリチウム濃度及び配管透過量を測定し挙動評価を行った。1次,2次冷却系ナトリウム中のトリチウム濃度とコ-ルドトラップ温度との関連,ナトリウム中からカバ-ガス中への移行評価に必要なツ-ベルツ定数に対する工学的補正因子について検討した。配管透過量の測定から,管壁を拡散して来たトリチウム は配管外表面で酸化さて水分子形態に変換され,雰囲気への放出は配管カ バ-シ-ト部の透過で律速されることが判明した。トリチウム挙動解析コ-ドを用いた計算により,測定結果に基づきモデルパラメ-タの設定を行い, 概ね満足のゆく測定値との一致を得ることが出来た。

実験炉部技術課試験研究成果速報; Vol.7, No.2 平成2年7月9月の成果概要

飯沢 克幸*

PNC TN9410 90-163, 20 Pages, 1990/10

PNC-TN9410-90-163.pdf:3.33MB

本報告書は、実験炉部技術課が担当している試験研究のうち、平成2年7月から9月の間に技術課内部資料(技術課メモ)として速報された成果の概要をまとめたものである。各成果は、その内容別に下記の項目に分類される。・ 高速実験炉の炉心特性の測定と解析・評価・ 高速実験炉のプラント諸特性の解析・検討・ 高速実験炉における中性子束・ガンマ線及び崩壊熱の測定と解析・ 燃料性能実証試験のための設置変更準備・ MK-III計画に関する検討・ 計算機コード・マニュアルの作成と整備本報告書は、多岐に亘る分野の試験成果の報告であり、各項目の詳細な解析・評価及び検討結果については、別途作成される報告書を参照されたい。

FBRにおけるCP除去法の研究; ナトリウム系のCP沈着性状と除染挙動

飯沢 克幸; 関 成一*; 加納 茂機; 二瓶 勲

動燃技報, (52), p.72 - 76, 1984/12

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN134-84-04.pdf

FBRにおけるCP除去法の開発の一環としてCP除染基礎試験を実施した。ナトリウムループ中でのCP沈着性状と物理及び化学除染について試験した。コールドレグ部とホットレグ部ではCP汚染性状は異なる。コールドレグ部での沈着物は外層(ソフト層)と内層(ハード層)から構成されており、含まれているCPは54Mnが主体で60Coは少ない。ソフト層は超音波除染により、容易に除去され、物理除染が有効である。ハード層まで除去するためには化学除染が有効であった。ホットレグ部では表面沈着物はなく、CPは母材中に拡散しており、主要CPは60Co,54Mnである。除染のためには、母材研磨が必要で、物理除染として電解除染が有効であった。化学除染は効果も少なく、母材に与える影響も大きかった。

Measurement and Calculation of Radiation Sources in Primary Cooling System of JOYO

鈴木 惣十; 飯沢 克幸; 大谷 暢夫; 小林 孝良*

ANS Topical Conference on Theory and Practicesin Radiaqtion and Shielding, , 

2次元離散座標輸送コードDOT3.5により高速実験炉「常陽」の1次冷却材Na放射化量を計算し測定値との比較を行った。さらにDOT3.5で求めた中性子束からCP(放射性腐食生成物)挙動解析コードPSYCHEを用いてCPの1次冷却系機器配管への付着量・ガンマ線量率分布を計算し実測値との比較を行い本解析手法の精度を評価した。1次冷却材中の22Na,24NaのC/Eは1.21.3,またCP付着量・ガンマ線量率のC/Eは,夫々0.52.0,0.71.3であり,DOT3.5,PSYCHEコードシステムによる遮蔽評価用線源生成解析手法の妥当性が確認できた。

Study on Radioactive Corrosion Products Behaviour in Primary Circuits of JOYO

飯沢 克幸; 鈴木 惣十; 関 成一*

IAEA Specialists' Meeting on Fission and CorrosionProducts Behaviur in Primary Circuits of LMFBRs, , 

LMFBRにおける被爆低減技術開発の一環として,「常陽」における放射性腐食生成物(CP)の実測調査と解析コード(PSYCHE:Program SYstem for Corr-osion Hazard Evaluation)の検証を行った。「常陽」ナトリウム1次系ループの主要核種54Mnであり,60Coの10倍である。58Coは炉心材料中で放射化量が最大であるにもかかわらず,殆ど見出されてない。一方,燃料集合体ナトリウム洗浄廃液系では,60Co,58Co,が最大である。「常陽」1次素ループ配管系統でのCP沈着及びこれに基づく線量率分布の実測値とPSYCHEによる計算値の比較の結果,ファクター2の範囲内で一致し,解析モデル,コードの妥当性が検証された。これを用いて「常陽」「もんじゅ」の今後の線量率の推移を予測し,妥当な結果が得られた。また実プラントでのCP低減対策の解析評価を行ったが,CPトラップの設置が最も有効で,少なくとも線量率を半減できるとの予測結果を得た