抄録
高速増殖炉の運転に伴って生成する放射性物質、特に１次冷却系ナトリウムループに生成する放射性腐食生成物(CP)の移行・沈着挙動の評価は、メンテ ナンス時の被ばく管理や被ばく低減のために重要である。既存のCPの挙動解析コードを調査した結果、実測値との比較をもとにした補正係数を必要とすること、及び冷却材ナトリウムの流動が考慮されておらず、計算精度の低下の原因となっている等が明らかになった。これらの問題点を解決するために、粒子状CP移行を考慮できるモデルを新たに提案し、ナトリウム流動を解析するコードへ組み込んだ。本発表では、開発した解析コードを用い、高速実験炉「常陽」1次冷却系を対象としたCPの移行沈着についての試計算を行った。また、開発したモデルの妥当性、及び計算精度改善効果を評価した。本手法は運転経験のない炉型にも適用可能であり、メンテナンス時の被ばく管理にとって有用である。
