2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

III. Fission Energy Engineering » 301-1. Reactor Physics, Utilization of Nuclear Data, Criticality Safety

[1O17-21] uncertainty quantification 2

Sat. Mar 26, 2016 4:55 PM - 6:15 PM Room O (Lecture Rooms C C201)

Chair: Kazuki Kirimura (MHI)

5:55 PM - 6:10 PM

[1O21] An Investigation on Improvement of the Core Neutronics Design Calculation Method for Advanced Fast Reactors (4)

Investigation on the cross-section homogenization effect in power distribution evaluation

*Kazuteru Sugino1, Shuhei Maruyama1, Shigeo Ohki1 (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:Power distribution, Cross-section homogenization, Fast reactor, Core neutronics design

高速炉の核設計手法の検証・妥当性確認及び不確かさ評価の一環として行った750MWe級のナトリウム冷却高速炉の出力分布評価において、改善の余地が見出されており、その要因の1つとして断面積均質化による影響が挙げられている。そこで、断面積の均質化に関して種々のモデルを適用することにより、影響発生のメカニズム解明について検討した。