Application of covariances to fast reactor core analysis

高速炉炉心解析に対する共分散の適用

石川 眞

Ishikawa, Makoto

本論文では、高速炉解析及び核設計における核データ共分散適用の現状を、幾つかの実例とともに紹介する。核データ共分散の利用は、3つの分野に分けることができる。第一は、臨界性,制御棒価値,Naボイド反応度のような炉心核特性の不確かさを定量的に評価することである。日本では、特に、対象核特性を燃焼特性やドップラー反応度まで拡張している点に特長がある。第二は、核特性の不確かさに大きく寄与する核種・反応・エネルギー領域を特定し、核データ研究者にその精度向上を行う動機を与えることである。第三は、臨界実験データや実機の運転データ(積分データ)を用いて、伝統的なE/Cバイアス補正法や最新の炉定数調整法により、設計精度の向上を図ることである。日本では、既に、統合炉定数ADJ2000Rが、将来高速炉の設計研究に使用されている。

In the present paper, the current status of covariance application to the fast reactor analysis and design is summarized with actual examples. The covariance application is classified into three fields. First, the covariance is used to quantify the uncertainty of nuclear core parameters such as criticality, control rod worth, reaction rate ratio, power distribution, sodium void reactivity, etc. The special features of Japanese case are to include both the burnup-related parameters such as burnup reactivity loss or fuel composition changes, and the temperature-related parameter, that is, the Doppler reactivity. Second, the covariance is used to select the important nuclides, reactions and energy ranges which are dominant to the uncertainty of core parameters, and to give nuclear scientists recommendations to improve the accuracy of the data. Finally, the covariance is used to improve the accuracy of core design values by adopting the integral data such as the critical experiments and the power reactor operation data. The way of the improvement is classified into the conventional E/C (Experiment/Calculation) bias method, and the more comprehensive cross-section adjustment based on the Bayesian theorem and the generalized least square method. In Japan, an adjusted group-constant set, ADJ2000R, is now being used in the design work for future fast reactors.