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J-GLOBAL ID：201202284834629947   整理番号：12A0607711

日本のナトリウム冷却高速増殖炉の一次冷却システムの放射性腐食生成物のシミュレーション

Simulation of Radioactive Corrosion Product in Primary Cooling System of Japanese Sodium-Cooled Fast Breeder Reactor

著者 (5件)： MATUO Youichirou (Japan Atomic Energy Agency) ,  MATUO Youichirou (Res. Inst. of Nuclear Engineering, Univ. of Fukui) ,  MIYAHARA Shinya (Japan Atomic Energy Agency) ,  MIYAHARA Shinya (Res. Inst. of Nuclear Engineering, Univ. of Fukui) ,  IZUMI Yoshinobu (Res. Inst. of Nuclear Engineering, Univ. of Fukui)
資料名： Journal of Power and Energy Systems (Web)  (Journal of Power and Energy Systems (Web))
巻： 6  号： 1  ページ： 6-17 (J-STAGE)  発行年： 2012年 
JST資料番号： U0041A  ISSN： 1881-3062  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： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 放射性腐食生成物(CP)は,破損燃料の無い高速増殖原子炉(FBR)プラントの補修時に,個人放射線被曝の主要な原因である。最も重要なCPは⁵⁴Mnと⁶⁰Coである。FBRの放射線管理区域での放射線労働者の放射線被曝線量を評価する為の技術を確立する為に,PSYCHE(Program SYstem for Corrosion Hazard Evaluation)コードを開発した。我々は,従来のPSYCHE解析モデルにParticle Modelを追加する。この論文で,我々は,PSYCHEにParticle Modelを追加した,改良した計算コードを使って,常陽でのCP移動の計算を行った。CP沈着のC/E(計算値/実験観察値)値は,Particle Modelを取り入れた改良PSYCHEを使うことにより,改善した。更に,粒子状のCPにより説明される全放射性沈着物の割合の内,コールドレグ部で,⁵⁴Mnは約20%で,⁶⁰Coは約40%を占めると評価された。これらの計算結果は,常陽の実際のコールドレグ配管の測定値と整合している。(翻訳著者抄録)

シソーラス用語： *液体金属冷却型原子炉 ,  FBR型原子炉 ,  原子炉冷却材 ,  *原子炉冷却系 ,  *腐食生成物 ,  *被曝線量 ,  LMFBR型原子炉 ,  *計算機コード ,  管理区域 ,  常陽原子炉 ,  ナトリウム冷却型原子炉
準シソーラス用語： ナトリウム冷却炉 ,  高速増殖炉 ,  原子炉冷却材システム ,  放射線被曝線量 ,  計算コード

分類 (1件)： 研究開発  (MA01040L)

引用文献 (24件)：

• (1) K. Iizawa, et al.: “Calculational model and code for corrosion product behavior in primary circuits of LMFBRs”, Proc. International Working Group on Fast Reactors (IWGFR/64), may 5-8 (1987) pp.191-225
• (2) K. Iizawa, et al.: “Study on Radioactive Corrosion Products Behaviour in Primary Circuits of JOYO”, Proc. International Working Group on Fast Reactors (IWGFR/64), may 5-8 (1987) pp.227-255
• (3) Y. Matuo, et al.: Prediction of radioactive corrosion product transfer in primary systems of Japanese prototype fast breeder reactor MONJU” Proc. International Conference on Nuclear Engineering, Xi-an, ICONE18-29171, (2009)
• (4) Y. Matuo, et al.: “Transport of Radioactive Corrosion Products in Primary System of Sodium-Cooled Fast Breeder Reactor “MONJU” ” Journal of Power and Energy Systems, 5 (2011) pp.96-107
• (5) K. Iizawa, et al.: “Development of DOSE Rate Estimation System for FBR Maintenance” JNC Technical Review, 12, (2001) pp.21-36 (In Japanese)

タイトルに関連する用語 (7件)： 日本 ,  ナトリウム ,  高速増殖炉 ,  冷却システム ,  放射性 ,  腐食生成物 ,  シミュレーション