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論文

Impact of nuclear data updates from JENDL-4.0 to JENDL-5 on burnup calculations of light-water reactor fuels

渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 16 Pages, 2025/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2486798
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、JENDL-4.0(J4)からJENDL-5(J5)への核データ更新が軽水炉燃料燃焼計算に与える影響を調査した。燃焼計算はPWRピンセル及びBWR燃料集合体形状について実施した。計算の結果、中性子増倍率(k$$_{rm inf}$$)に燃焼度に依存した大きな差異があることがわかった。燃焼度0-50GWd/tの範囲において、J5のk$$_{inf}$$はJ4のk$$_{rm inf}$$よりも一貫して小さく、その差は燃焼が進むにつれて徐々に大きくなった。各核種の断面積データをJ4からJ5に置き換えた計算の結果、$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Puの断面積とH$$_{2}$$O中のHの熱中性子散乱則データの更新がk$$_{inf}$$の差に顕著な影響を与えることが分かった。Gd燃料を含むBWR集合体形状では、10-15GWd/tの燃焼度範囲で大きなk$$_{inf}$$の違いが観測された。この差異は主に$$^{235}$$U, $$^{155}$$Gd, $$^{157}$$Gd断面積の更新とH$$_{2}$$O中のHの熱中性子散乱則データに起因することが分かった。さらに、核種数密度、中性子エネルギー依存の感度係数、中性子スペクトルを調査することにより、核データの更新がk$$_{rm inf}$$にどのように影響を与えたかを明らかにした。

論文

Estimation of influence of implicit effect due to multi-group cross-section perturbations on uncertainty analysis in PWR-UO$$_{2}$$ and -MOX lattice calculations

藤田 達也

Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2470234
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、PWR-UO$$_{2}$$及びMOX燃料格子計算において、多群核反応断面積(XS)摂動に起因する間接効果が中性子無限増倍率の不確かさに与える影響を評価した。まず、XS共分散行列と感度係数を用いたサンドウィッチ式に基づき、間接関数の影響を簡易的に評価した。その結果、重核種の核分裂反応と(n,$$gamma$$)反応において間接効果の影響が顕著であり、またUO$$_{2}$$及びMOX燃料集合体の燃焼度に対する依存性は小さいことを確認した。これを踏まえて重核種に着目し、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数に対する間接効果の影響を比較した。$$^{239}$$Puと$$^{240}$$Puについては、MOX燃料棒体系において間接効果の影響が顕著に見られた。一方で、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を増加させることにより、これらの間接効果の影響を低減可能であることが分かった。以上から、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を適切に設定することにより、ランダムサンプリングにおける間接効果の取扱を明示的に考慮しないことが現実的に可能となった。

論文

Uncertainty quantification of $$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am, and $$^{243}$$Am reaction rates in highly enriched uranium fuel cores at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 大泉 昭人; 方野 量太; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 199(3), p.429 - 444, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00295639.2024.2380624
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

京都大学KUCAの高濃縮ウラン燃料による複数の炉心で取得した$$^{237}$$Np、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Amの核分裂率と$$^{237}$$Np捕獲反応率に関する積分実験データに対して、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5とSerpent2コードを用いた実験解析を実施した。$$^{237}$$Np/$$^{235}$$U、$$^{241}$$Am/$$^{235}$$U、$$^{243}$$Am/$$^{235}$$Uの核分裂率比の実験値と解析値の比較では、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5のいずれにおいて、それぞれ約5、15、および10%の精度が示された。$$^{237}$$Np/$$^{197}$$Auの捕獲反応率比については、熱中性子スペクトルの炉心において高い精度が得られることを明らかにした。また、$$^{237}$$Np/$$^{235}$$U、$$^{241}$$Am/$$^{235}$$U、$$^{243}$$Am/$$^{235}$$Uの核データに起因した不確かさは、概ね4%以内であることを示した。

論文

Enhancement of random sampling by a combined approach of control variates and Latin hypercube sampling for uncertainty quantification in light water reactor lattice calculations

藤田 達也

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.470 - 479, 2025/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2448320
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、ランダムサンプリングに基づく核反応断面積(XS)共分散データに起因する不確かさ定量化手法を高度化するため、制御変量法(CV)とラテン超方格サンプリング(LHS)の併用効果について統計的なばらつきを考慮しつつ確認するとともに、CV適用時に必要な代替パラメータの選択による影響について感度解析を行った。PWRを想定したUO$$_{2}$$燃料集合体体系において、ランダムサンプリング中の中性子無限増倍率の不確かさに対する収束性能を、対称変量法(AS)、LHS、CV及びそれらを組み合わせた手法などの効率的サンプリング手法間で比較した。中性子無限増倍率の不確かさは、ENDF/B-VIII.0に基づくACE形式の摂動XSファイルを用いてSerpent2を多数回計算した結果を統計処理することにより評価した。CV+LHSは、AS、LHS、CV+ASよりも効率的に中性子無限増倍率の不確かさを評価した。また、CV適用時に必要な代替パラメータの選択に関する感度解析を行った。3$$times$$3燃料格子体系における計算を用いることで、CV+LHSの計算効率を改善することが可能であることを確認した。この理由は、3$$times$$3燃料格子体系における計算がGd同位体のXS共分散データの影響を捉えることができるためと定性的に考察される。結論として、ランダムサンプリング時の中性子無限増倍率の不確かさを評価するための収束性能の改善に対して、CV+LHSの適用性を確認した。

口頭

ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価における多群核反応断面積の摂動量に関する予備検討

藤田 達也

no journal, , 

既往研究では多群核反応断面積の摂動に対する間接効果の取扱が感度係数ひいては無限増倍率の不確かさ評価結果に影響を与えることが報告されており、ランダムサンプリング法において当該間接効果を考慮する方法も検討されている。本研究では、今後ランダムサンプリング法に基づく不確かさ評価で間接効果を考慮していくことに先立ち、PWR 17$$times$$17 UO$$_{2}$$及びMOX燃料集合体を対象に代表的な核種・核反応に対する間接効果の影響を確認した。UO$$_{2}$$燃料集合体では間接効果の影響は小さいものであり、既往研究の直接効果のみを考慮した方法でも十分に不確かさを評価可能である。MOX燃料集合体についてはランダムサンプリング法により間接効果の影響を今後精査する必要がある。

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