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J-GLOBAL ID:201802237424435803   整理番号:18A1277249

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量とガンマ線量率分布の測定評価(その2)

Measurement and Analysis of In-vessel Component Activation and Gamma Dose Rate Distribution in Joyo (II)
著者 (5件):
資料名:
号: 2017-036  ページ: WEB ONLY  発行年: 2018年02月 
JST資料番号: U0305A  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: 日本 (JPN)  言語: 日本語 (JA)
抄録/ポイント:
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高速実験炉「常陽」では,計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害に係る復旧措置の一環として,平成26年5月に旧炉心上部機構を撤去し,キャスクに収納した。旧炉心上部機構は,「常陽」建設時より30年以上使用された機器であり,高い表面線量率を有する。炉心上部機構交換作業用設備の合理的かつ安全な設計・製作・運用に資するため,「常陽」では,原子炉容器内の空間線量率を旧炉心上部機構撤去前に直接測定し,C/E補正する手法を導入することで,計算誤差に係る設計余裕を低減し,旧炉心上部機構の表面線量率の評価値について最適化を図った。本研究では,当該評価手法が妥当であったことを検証するため,プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を用いて,旧炉心上部機構を収納したキャスクの軸方向γ線強度分布を測定し,計算値と比較した。主な結果を以下に示す。(1)軸方向γ線強度分布は,キャスクの形状に応じたピークを有し,その位置は,計算値と一致した。(2)軸方向γ線強度分布の測定値と計算値のC/Eは,1.1~1.7であった。なお,旧炉心上部機構の表面線量率の評価時には,保守性の確保に留意した上で,原子炉容器内の線量率測定結果を反映している。以上より,「常陽」旧炉心上部機構の表面線量率評価に用いた手法は,十分な信頼性を有することが確認できた。ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修においては,機器設計条件や作業環境条件の設定が重要である。高速炉で長期間使用した大型構造物の当該線量率評価手法を適用した前例はなく,ここで蓄積された経験は,「常陽」の復旧のみならず,稀少な知見として,有用なものと考える。(著者抄録)
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分類 (2件):
分類
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液体金属冷却型原子炉  ,  放射線計測・計測器一般 
引用文献 (6件):
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