[1L01-04] Uncertainty Evaluation 1

[1L01] Uncertainty analysis for neutronics parameters of PWR core

(5)Uncertainty evaluation of core characteristics

*Yuki Takemoto¹, Kazuki Kirimura¹, Shinya Kosaka¹, Hideki Matsumoto¹, Toshikazu Takeda² (1. Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., 2. University of Fukui)

Keywords:sensitivity analysis, PWR core Design, uncertainty evaluation, random sampling, cross section covariance

PWR炉心解析に沿った集合体計算と炉心計算の2段階計算に基づく、通常運転範囲における炉心核特性の核データ誤差起因不確かさ評価手法の適用性検討についての発表。本報では、炉心計算段階での不確かさ評価法として新たに用いたランダムサンプリング法の適用性について報告するとともに、本手法による出力運転時臨界ほう素濃度、径方向出力分布の不確かさ評価結果について報告する。