2023 Fall Meeting

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Oral presentation

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

[2M01-04] Uncertainty Evaluation 1

Thu. Sep 7, 2023 10:00 AM - 11:05 AM Room M (ES Bildg. 3F ES034)

Chair:Shunsuke Sato(CRIEPI)

10:00 AM - 10:15 AM

[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。