[2M01-04] Uncertainty Evaluation 1

[2M01] Neutron transport benchmark problem for activation calculations of nuclear power plant

*Go Chiba¹ (1. Hokkaido Univ.)

Keywords:Activation calculation, Neutron transport calculation, Continuous-energy Monte Carlo method

原子力発電プラント構造物の放射化計算のための超高速計算フレームワークの開発を進めている。原子力発電プラントにおける中性子輸送計算について、種々の離散化手法やアルゴリズムの計算精度を定量化するため、BWRの原子炉遮蔽壁までをモデル化した1次元球体系のベンチマーク問題を設定するとともに、連続エネルギーモンテカルロコードにより参照解を得た。また、ACE-FRENDY-CBZシーケンスに基づく多群中性子輸送計算を行い、その計算精度を定量的に評価した。