Application of the cross section covariance data to fast reactor core design

高速炉核設計における断面積共分散の利用

杉野 和輝

Sugino, Kazuteru

種々の設計手法を用いた場合の核設計上の不確かさ評価法として、従来採用されてきた解析値と実験値との比較結果から見積もる方法を用いた場合と、核データ等にかかわる不確かさを積み上げることにより評価する方法を採用した場合の不確かさを比較検討し、断面積共分散データの検証の一助とする。

In order to contribute the validation of the cross-section covariance data, an equality was investigated between uncertainties of core characteristics evaluated by the conventional mock-up experimental approach and the current uncertainty quantification one.