[1O17-21] uncertainty quantification 2

[1O19] Uncertainty analysis of neutronics characteristics in thorium loaded reactor core

＊Tadafumi Sano¹, Jun-ich Hori¹, Yoshiyuki Takahashi¹, Hironobu Unesaki¹ (1.KURRI)

Keywords:Thorium, Neutronics characteristics, Uncertainty, Sensitivity coefficient, Cross section covariance

トリウム利用原子炉に対する不確かさ評価を実施した。代表的なトリウム利用原子炉としてトリウム装荷BWR及び溶融塩炉（MSR）を取り上げ、炉心設計上の重要な核特性パラメータである臨界性（実効増倍率）、ドップラ反応度及び各種反応率比に対する感度係数及び不確かさを評価した。この結果、トリウム利用原子炉ではTh-232捕獲断面積及びU-233核分裂断面積に起因する不確かさが顕著であること、既存のウラン利用軽水炉に比べると不確かさが一桁程度大きく、炉心設計上大きな影響を与えることが明らかとなった。