Introduction of uncertainty evaluation in reactor core design study; Application for FR and ADS

原子炉炉心設計における不確かさ評価の紹介; 高速炉及び加速器駆動炉への応用

久語 輝彦 

Kugo, Teruhiko

核特性予測値の不確かさ評価の基本概念を紹介する。断面積感度係数と断面積共分散を用いた断面積に起因する不確かさ評価理論を示す。この中で、一般化摂動理論を用いた断面積感度解析について紹介する。さらに、積分実験結果を活用して核特性の予測精度を向上させる不確かさ評価方法として、炉定数調整法,従来バイアス因子法,拡張バイアス因子法を紹介する。実際の応用例として、MA装荷高速炉と加速器駆動炉に対する不確かさ評価結果を紹介する。また、MA核種を含んだ燃料を用いた将来の臨界実験を仮想的に構築し、この実験の予測精度向上に対する有効性を紹介する。

Basic Ideas are introduced to evaluate the uncertainty in neutronic characteristics. The theoretical method how to evaluate uncertainty due to cross section errors will be shown by using sensitivity coefficient and covariance data. Sensitivity analysis based on generalized perturbation theory is introduced. As practical cases, uncertainty evaluation results are shown for a MA-loaded fast reactor core and an accelerator driven system. Uncertainty evaluation methods, cross section adjustment method, conventional bias factor method, extended bias factor methods to improve prediction accuracy with use of integral experimental data are introduced. Uncertainty evaluation results with use of the above methods are shown together with discussion of impact of expected integral experiments using MA-bearing fuel on the prediction accuracy improvement.