高速実験炉「常陽」では高速炉の保守,点検時における作業員の被ばく低減化を目的として,各定期点検器官を利用し,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の測定を実施し,CP挙動解析コードの高度化に反映させてきた。これまでの7回の測定の結果,主要なCP核種は54Mnと60Coであり,54Mnは主中間熱交換器(IHX)から原子炉容器入口までのコールドレグ(HL)配管に,60Coは原子炉容器出口からIHX入口までのホットレグ(CL)配管に移行し易いことなどが明らかとなっている。本研究では8回目の測定である「常陽」の第10回定期検査期間中(今回)の測定結果を中心に実プラントにおけるCP挙動の評価を進めた。主な結果を次に示す。(1)1次冷却系内のCP付着分布および表面線量率分布は,過去の測定結果と同じ形状を示し,特異な傾向は観察されなかった。(2)今回の1次冷却系内のCP付着密度および表面線量率分布は,次に示すように飽和傾向を示した第9回定期検査期間中の測定値とほぼ同じであり,CPのビルドアップは飽和に達したと考えられる。1・1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は,HL,IHXから主循環ポンプ入口までのCL(1),主情感ポンプ出口から原子炉容器入口までのCL(2)について,それそれ,54Mnが約30kBq/cm2,約60kBq/cm2,約130kBq/cm2であり,60Coが約9kBq/cm2,約3kBq/cm2 ,約8kBq/cm2である。2・1次冷却系の表面線量率は,HLで約0.5mSv/h,CL(1)で約0.6mSv/h,CL(2)で約1mSv/hである。(3)測定値(E)と"PSSYCHE91"による計算値(C)のC/E値は,CP付着密度に対して0.9から1.5,線量率に対して1.6であり,計算値は測定値と比較的良く一致する。