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Calculation of reactor kinetics parameters with Monte Carlo differential operator sampling

モンテカルロ微分演算子サンプリング法を用いた原子炉動特性パラメータの計算

長家 康展

Nagaya, Yasunobu

微分演算子サンプリング法を用いて原子炉動特性パラメータ$$beta_mathrm{eff}$$$$Lambda$$を計算する手法をレビューした。微分演算子サンプリング法で計算した結果と反復核分裂確率法で計算した結果を比較し、微分演算子サンプリング法による結果は、反復核分裂確率法による結果と統計誤差の範囲内で一致することを確認した。また、核データライブラリJENDL-4.0の$$beta_mathrm{eff}/Lambda$$値に対する予測精度を調べた。その結果、JENDL-4.0は、U-233体系を除いてよい予測精度を与えることが確認できた。JENDL-4.0のU-233の核データについては再検討の余地があることを示唆しているが、さらなる議論については詳細な感度解析が必要である。

The methods to calculate the kinetics parameters of $$beta_mathrm{eff}$$ and $$Lambda$$ with the differential operator sampling have been reviewed. The comparison of the results obtained with the differential operator sampling and iterated fission probability approaches has been performed. It is shown that the differential operator sampling approach gives the same results as the iterated fission probability approach within the statistical uncertainty. In addition, the prediction accuracy of the evaluated nuclear data library JENDL-4.0 for the measured $$beta_mathrm{eff}/Lambda$$ values is also examined. It is shown that JENDL-4.0 gives a good prediction except for the uranium-233 systems. The present results imply the need for revisiting the uranium-233 nuclear data evaluation but detailed sensitivity analysis is required for further discussion.

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