臨界計算誤差評価の高度化の研究; ウラン燃料体系及びMOX燃料体系への適用性

Improvement in error evaluation method of nuclear criticality safety calculation; Applicability to uranium fuel systems and mixed-oxide fuel systems

奥野 浩  ; 佐藤 庄平

Okuno, Hiroshi; Sato, Shohei

核燃料サイクル施設の臨界安全評価では、評価に用いる臨界計算手法が評価対象と類似の臨界実験に対して実証されること、さらに、計算手法を適用する際に保守側に推定することが要求される。臨界計算手法の誤差を考慮して、統計的な手法により未臨界と判断される中性子増倍率の上限値は推定臨界下限増倍率と呼ばれる。計算誤差推定時においてパラメータ依存性を検討した。低濃縮ウラン燃料ベンチマーク計算体系に対する検討結果は、濃縮度の2次に比例する項の係数の不確定性を反映して、中間のウラン濃縮での推定の不確定性が大きくなった。また、MOX燃料体系ベンチマーク計算結果に対しては、幾つかのパラメータ依存性を調べPu/Puが大きくなると中性子増倍率が低くなる傾向が見られた。

A formulation was investigated when errors in criticality calculation depend on parameters. Examples is shown when the errors can be expressed up to the 2nd order of uranium enrichment for 5 - 10wt% enriched uranium fuel systems. Parameter dependences are also examined for MOX fuel systems.