Monte Carlo uncertainty quantification of the effective delayed neutron fraction

モンテカルロ法による実効遅発中性子割合の不確かさ評価

岩元 大樹   ; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

Iwamoto, Hiroki; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

実効遅発中性子割合は原子炉物理学で最も基本的なパラメータの一つであるが、これまで、その解析の困難さから、モンテカルロ法によっての核データに起因する不確かさを定量評価した例はなかった。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、モンテカルロ法に基づく2つの手法(モンテカルロ感度法及びランダムサンプリング法)の、の不確かさ定量評価に対する適用性を、統計的な収束性の観点から調査した。解析におけるの妥当性評価ではVENUS-F臨界炉心の実測値を用いた。解析の結果、モンテカルロ感度法については、千葉が提案した「修正中性子増倍率比法」を用いることにより、従来手法であるBretsherが提案した「即発中性子増倍率比法」よりもの感度係数に対する統計的な不確かさを大幅に低減できることを見出した。モンテカルロ感度法とランダムサンプリング法による解析値の比較の結果、修正中性子増倍率比法を用いたモンテカルロ感度法が、の不確かさ定量評価に実用上最も適していることを示した。当手法で得られた感度係数とJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いることにより、VENUS-F臨界炉心に対するの核データに起因する不確かさは約2.7%と評価され、その大部分はUの遅発中性子収率に起因することが分かった。

The applicability of Monte Carlo techniques, namely the Monte Carlo sensitivity method and the random-sampling method, for uncertainty quantification of the effective delayed neutron fraction is investigated using the continuous-energy Monte Carlo transport code, MCNP, from the perspective of statistical convergence issues. This study focuses on the nuclear data as one of the major sources of uncertainty. For validation of the calculated , a critical configuration of the VENUS-F zero-power reactor was used. It is demonstrated that Chiba's modified -ratio method is superior to Bretscher's prompt -ratio method in terms of reducing the statistical uncertainty in calculating not only but also its sensitivities and the uncertainty due to nuclear data. From this result and a comparison of uncertainties obtained by the Monte Carlo sensitivity method and the random-sampling method, it is shown that the Monte Carlo sensitivity method using Chiba's modified -ratio method is the most practical for uncertainty quantification of . Finally, total uncertainty due to nuclear data for the VENUS-F critical configuration is determined to be approximately 2.7% with JENDL-4.0u, which is dominated by the delayed neutron yield of U.