JP6983099B2 - Subcriticality evaluation device, subcriticality evaluation method and subcriticality evaluation program - Google Patents
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Description
本発明は、原子燃料を貯蔵した原子力設備の未臨界性を評価する未臨界性評価装置、未臨界性評価方法及び未臨界性評価プログラムに関するものである。 The present invention relates to a subcriticality evaluation device for evaluating the subcriticality of a nuclear facility storing nuclear fuel, a subcriticality evaluation method, and a subcriticality evaluation program.
従来、原子力設備としての使用済燃料ピット（ＳＦＰ：Spent Fuel Pit）に貯蔵される使用済燃料の未臨界性を評価する方法が知られている（例えば、非特許文献１）。この評価方法では、要求された規定の設計となる使用済燃料ピットに使用済燃料が貯蔵されたことを条件（ノミナル条件）とし、この条件に基づいて評価される評価値（例えば、実効増倍率）を、ノミナル値として導出している。また、この評価方法では、使用済燃料ピットの製作公差に起因する不確かさを評価すると共に、未臨界の評価に用いられる入力パラメータとしての核データの不確かさを含む未臨界の評価に用いられる計算コードの不確かさを評価している。そして、この評価方法において、ノミナル値となる評価結果に、製作公差に起因する不確かさ、核データの不確かさを含む計算コードの不確かさを加味した最終的な評価値となる実効増倍率が、予め規定された評価基準を満足するか否かを判定している。つまり、この評価方法は、ノミナル値に不確かさを積み上げた積み上げ式の評価方法となっている。 Conventionally, a method for evaluating the subcriticality of spent fuel stored in a spent fuel pit (SFP: Spent Fuel Pit) as a nuclear facility has been known (for example, Non-Patent Document 1). In this evaluation method, the condition (nominal condition) is that the spent fuel is stored in the used fuel pit that has the required specified design, and the evaluation value evaluated based on this condition (for example, effective multiplication factor). ) Is derived as a nominal value. In addition, this evaluation method evaluates the uncertainty caused by the manufacturing tolerance of the used fuel pit, and also the calculation used for the uncritical evaluation including the uncertainty of the nuclear data as the input parameter used for the subcritical evaluation. Evaluate the uncertainty of the code. Then, in this evaluation method, the effective multiplication factor, which is the final evaluation value, is obtained by adding the uncertainty due to the manufacturing tolerance and the uncertainty of the calculation code including the uncertainty of the nuclear data to the evaluation result which is the nominal value. It is determined whether or not the predetermined evaluation criteria are satisfied. In other words, this evaluation method is a stacking-type evaluation method in which uncertainty is accumulated in the nominal value.
ところで、計算コードの不確かさは、一般的に、計算コードにより算出した計算値と、臨界実験で得られた測定値との差異から求められる。ここで、計算コードの不確かさを求めるための対象となる臨界実験は、例えば、評価対象が使用済燃料ピット（ＳＦＰ）である場合、実機のＳＦＰを体現する再現性の高い臨界実験が選定される。しかしながら、選定される臨界実験は、そのケース数が少ないことから、統計処理において９５％信頼度・９５％確率を担保するための信頼係数が大きくなり、計算コードの不確かさは、大きく評価される。一方で、ケース数を増やすことで、９５％信頼度・９５％確率に基づく信頼係数が小さくなり、計算コードの不確かさを小さく、合理的に評価することが考えられるが、この場合、実機ＳＦＰの再現性の低い臨界実験を選定することとなり、原子力設備に対して再現性の高い臨界実験と比べて、再現性が低い臨界実験において、計算コードにより算出した計算値と、臨界実験で得られた測定値との差異が小さければ、原子力設備の未臨界性評価に用いる計算コードの不確かさを過小評価し、不適切な合理化となる。 By the way, the uncertainty of the calculation code is generally obtained from the difference between the calculated value calculated by the calculation code and the measured value obtained in the criticality experiment. Here, as the criticality experiment to be the target for obtaining the uncertainty of the calculation code, for example, when the evaluation target is the spent fuel pit (SFP), the criticality experiment with high reproducibility that embodies the SFP of the actual machine is selected. To. However, since the number of cases of the selected criticality experiment is small, the reliability coefficient for ensuring 95% reliability and 95% probability in statistical processing becomes large, and the uncertainty of the calculation code is greatly evaluated. .. On the other hand, by increasing the number of cases, the reliability coefficient based on 95% reliability and 95% probability becomes smaller, and the uncertainty of the calculation code can be reduced and evaluated rationally. In this case, the actual machine SFP. The criticality experiment with low reproducibility will be selected, and the calculated value calculated by the calculation code and the criticality experiment will be obtained in the criticality experiment with low reproducibility compared to the criticality experiment with high reproducibility for nuclear equipment. If the difference from the measured value is small, the uncertainty of the calculation code used for the subcriticality evaluation of the nuclear equipment is underestimated, resulting in improper rationalization.
そこで、本発明は、原子力設備に対して再現性の低い臨界実験を選定する場合であっても、未臨界評価計算コードの不確かさを適切に評価することができる未臨界性評価装置、未臨界性評価方法及び未臨界性評価プログラムを提供することを課題とする。 Therefore, the present invention is a subcriticality evaluation device, a subcriticality evaluation device, which can appropriately evaluate the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code even when a criticality experiment with low reproducibility is selected for nuclear equipment. An object of the present invention is to provide a sex evaluation method and a subcriticality evaluation program.
本発明の未臨界性評価装置は、原子燃料を貯蔵した原子力設備の未臨界性を評価する未臨界性評価装置であって、未臨界性を評価するために入力される核データ、前記原子力設備の幾何形状及び組成を含む入力パラメータに基づいて、未臨界評価計算コードから、未臨界性の評価値を導出するにあたって、前記未臨界評価計算コードの不確かさを導出する制御部を備え、前記制御部は、臨界実験で得られる測定評価値と、前記臨界実験の計算体系に基づいて前記未臨界評価計算コードを用いて導出される計算評価値との関係に、前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差を考慮して、前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出する算出処理を実行することを特徴とする。 The subcriticality evaluation device of the present invention is a subcriticality evaluation device for evaluating the subcriticality of a nuclear facility that stores nuclear fuel, and is a nuclear data input for evaluating the subcriticality, the nuclear power facility. In deriving the evaluation value of subcriticality from the subcritical evaluation calculation code based on the input parameters including the geometry and composition of the above, the control unit is provided with a control unit for deriving the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code. The section describes the relationship between the measured evaluation value obtained in the criticality experiment and the calculated evaluation value derived using the subcritical evaluation calculation code based on the calculation system of the criticality experiment for the nuclear facility of the criticality experiment. It is characterized in that a calculation process for calculating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code is executed in consideration of the reproducibility error.
また、本発明の未臨界性評価方法は、原子燃料を貯蔵した原子力設備の未臨界性を評価する未臨界性評価装置で実行される未臨界評価方法であって、未臨界性を評価するために入力される核データ、前記原子力設備の幾何形状及び組成を含む入力パラメータに基づいて、未臨界評価計算コードから、未臨界性の評価値を導出するにあたって、前記未臨界評価計算コードの不確かさを導出するコード不確かさ導出ステップが実行され、前記コード不確かさ導出ステップでは、臨界実験で得られる測定評価値と、前記臨界実験の計算体系に基づいて前記未臨界評価計算コードを用いて導出される計算評価値との関係に、前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差を考慮して、前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出することを特徴とする。 Further, the subcriticality evaluation method of the present invention is a subcriticality evaluation method executed by a subcriticality evaluation device for evaluating the subcriticality of a nuclear facility storing nuclear fuel, in order to evaluate the subcriticality. The uncertainty of the subcritical evaluation calculation code in deriving the evaluation value of the subcriticality from the subcritical evaluation calculation code based on the input parameters including the nuclear data input to and the geometry and composition of the nuclear equipment. The code uncertainty derivation step is executed, and in the code uncertainty derivation step, it is derived using the measured evaluation value obtained in the criticality experiment and the subcritical evaluation calculation code based on the calculation system of the criticality experiment. It is characterized in that the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code is calculated in consideration of the reproducibility error of the critical experiment for the nuclear power facility in relation to the calculated evaluation value.
また、本発明の未臨界性評価プログラムは、原子燃料を貯蔵した原子力設備の未臨界性を評価する未臨界性評価装置で実行される未臨界評価プログラムであって、未臨界性を評価するために入力される核データ、前記原子力設備の幾何形状及び組成を含む入力パラメータに基づいて、未臨界評価計算コードから、未臨界性の評価値を導出するにあたって、前記未臨界評価計算コードの不確かさを導出するコード不確かさ導出ステップを、前記未臨界性評価装置に実行させ、前記コード不確かさ導出ステップにおいて、臨界実験で得られる測定評価値と、前記臨界実験の計算体系に基づいて前記未臨界評価計算コードを用いて導出される計算評価値との関係に、前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差を考慮して、前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出することを特徴とする。 Further, the subcriticality evaluation program of the present invention is a subcriticality evaluation program executed by a subcriticality evaluation device for evaluating the subcriticality of a nuclear facility storing nuclear fuel, in order to evaluate the subcriticality. The uncertainty of the subcritical evaluation calculation code in deriving the evaluation value of the subcriticality from the subcritical evaluation calculation code based on the input parameters including the nuclear data input to and the geometry and composition of the nuclear equipment. The code uncertainty derivation step is executed by the subcriticality evaluation device, and in the code uncertainty derivation step, the subcriticality is based on the measured evaluation value obtained in the criticality experiment and the calculation system of the criticality experiment. It is characterized in that the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code is calculated in consideration of the reproducibility error of the criticality experiment for the nuclear power facility in relation to the calculation evaluation value derived using the evaluation calculation code. ..
これらの構成によれば、臨界実験の原子力設備に対する再現性誤差を考慮した未臨界評価計算コードの不確かさを導出することができる。このため、原子力設備に対して再現性の低い臨界実験が選定される場合であっても、再現性誤差を考慮することにより、原子力設備を再現する臨界実験として取り扱うことができる。これにより、原子力設備に係る未臨界評価計算コードの不確かさを適切に評価することができる。また、取り扱う臨界実験のケース数を増やすことが可能となる。なお、原子力設備としては、例えば、使用済燃料ピットである。また、評価値としては、例えば、実効増倍率である。 According to these configurations, the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code considering the reproducibility error for the nuclear equipment of the criticality experiment can be derived. Therefore, even when a criticality experiment with low reproducibility is selected for the nuclear power equipment, it can be treated as a criticality experiment for reproducing the nuclear power equipment by considering the reproducibility error. This makes it possible to appropriately evaluate the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code for nuclear equipment. In addition, it is possible to increase the number of cases of critical experiments to be handled. The nuclear equipment is, for example, a used fuel pit. The evaluation value is, for example, an effective multiplication factor.
また、前記未臨界評価計算コードの不確かさは、前記臨界実験で得られる前記測定評価値と前記臨界実験の計算体系に基づいて導出される前記計算評価値との差分と、前記臨界実験で得られる測定評価値に含まれる実験誤差と、前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差と、を少なくとも含む算出式から導出されており、前記制御部は、前記差分、前記実験誤差及び前記再現性誤差を取得する取得処理を、さらに実行し、前記算出処理において、取得した前記差分、前記実験誤差及び前記再現性誤差に基づいて、前記算出式から前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出する算出処理と、を実行することが、好ましい。 Further, the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code is obtained by the difference between the measured evaluation value obtained in the critical experiment and the calculated evaluation value derived based on the calculation system of the critical experiment, and the criticality experiment. It is derived from a calculation formula including at least the experimental error included in the measured and evaluated values and the reproducibility error of the criticality experiment for the nuclear equipment, and the control unit has the difference, the experimental error, and the reproducibility. The acquisition process for acquiring the error is further executed, and the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code is calculated from the calculation formula based on the acquired difference, the experimental error, and the reproducibility error in the calculation process. It is preferable to execute the calculation process.
この構成によれば、差分、実験誤差及び再現性誤差に基づいて、未臨界評価計算コードの不確かさを算出することができる。なお、未臨界評価計算コードが中性子輸送計算として統計処理を行うモンテカルロ法を用いることにより、臨界実験の計算体系に基づいて導出される計算評価値が統計誤差を含む場合、算出式に、統計誤差をさらに含ませることが好ましい。 According to this configuration, the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code can be calculated based on the difference, the experimental error and the reproducibility error. If the calculation evaluation value derived based on the calculation system of the criticality experiment includes a statistical error by using the Monte Carlo method in which the subcritical evaluation calculation code performs statistical processing as the neutron transport calculation, the statistical error is included in the calculation formula. It is preferable to further include.
また、前記制御部は、前記臨界実験のケース数に応じて前記算出処理を実行することで、前記ケース数に応じた複数の前記未臨界評価計算コードの不確かさを取得しており、複数の前記未臨界評価計算コードの不確かさを、信頼係数を用いた統計的手法により評価するコード不確かさ評価処理を実行することが、好ましい。 Further, the control unit executes the calculation process according to the number of cases in the criticality experiment, thereby acquiring the uncertainty of the plurality of subcritical evaluation calculation codes corresponding to the number of cases, and a plurality of uncertainties. It is preferable to execute a code uncertainty evaluation process for evaluating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code by a statistical method using a confidence coefficient.
この構成によれば、信頼係数を用いた統計的手法により多数の未臨界評価計算コードの不確かさを評価することで、未臨界評価計算コードの不確かさを合理的に評価することができる。 According to this configuration, the uncertainty of a large number of subcritical evaluation calculation codes can be reasonably evaluated by evaluating the uncertainty of a large number of subcritical evaluation calculation codes by a statistical method using a confidence coefficient.
また、前記再現性誤差は、前記核データの変化に伴って変化する前記計算評価値の感度に関する係数である感度係数を成分とする感度係数ベクトルと、前記臨界実験の計算体系における核データの不確かさである共分散行列とに基づいて算出されており、前記制御部は、前記臨界実験における前記測定評価値と前記計算評価値との差異が整合するように前記共分散行列を調整する共分散調整処理を実行することが、好ましい。 Further, the reproducibility error includes a sensitivity coefficient vector having a sensitivity coefficient as a component, which is a coefficient related to the sensitivity of the calculated evaluation value that changes with the change of the nuclear data, and the uncertainty of the nuclear data in the calculation system of the critical experiment. It is calculated based on the covariance matrix, and the control unit adjusts the covariance matrix so that the difference between the measured evaluation value and the calculated evaluation value in the criticality experiment matches. It is preferable to perform the adjustment process.
この構成によれば、共分散行列を調整することで、臨界実験における測定評価値と計算評価値との差異を整合させることができるため、未臨界評価計算コードの不確かさを精度よく評価することができる。 According to this configuration, by adjusting the covariance matrix, the difference between the measured evaluation value and the calculated evaluation value in the criticality experiment can be matched, so the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code can be evaluated accurately. Can be done.
以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能であり、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせることも可能である。 Hereinafter, embodiments according to the present invention will be described in detail with reference to the drawings. The present invention is not limited to this embodiment. In addition, the components in the following embodiments include those that can be easily replaced by those skilled in the art, or those that are substantially the same. Further, the components described below can be appropriately combined, and when there are a plurality of embodiments, each embodiment can be combined.
［本実施形態］
本実施形態の未臨界評価方法及び未臨界性評価装置１０は、原子燃料を装荷した原子力設備の未臨界性を評価する方法及び装置である。原子燃料としては、例えば、使用済みの燃料集合体が適用される。また、原子力設備としては、例えば、使用済燃料を貯蔵する使用済燃料ピット（ＳＦＰ：Spent Fuel Pit）が適用される。なお、以下の説明では、使用済燃料ピットに適用して説明するが、燃料を管理する設備であれば、使用済燃料ピットに限定されず、例えば、新燃料を貯蔵する設備に適用してもよい。本実施形態の未臨界評価方法及び未臨界性評価装置１０の説明に先立ち、評価対象となる使用済燃料ピット１について説明する。
[The present embodiment]
The subcriticality evaluation method and the subcriticality evaluation device 10 of the present embodiment are methods and devices for evaluating the subcriticality of nuclear power equipment loaded with nuclear fuel. As the atomic fuel, for example, a used fuel assembly is applied. Further, as the nuclear equipment, for example, a spent fuel pit (SFP: Spent Fuel Pit) for storing spent fuel is applied. In the following description, it will be applied to the used fuel pit, but if it is a facility that manages fuel, it is not limited to the used fuel pit, and even if it is applied to a facility that stores new fuel, for example. good. Prior to the description of the subcriticality evaluation method and the subcriticality evaluation device 10 of the present embodiment, the used fuel pit 1 to be evaluated will be described.
図１は、本実施形態の未臨界評価方法の評価対象となる使用済燃料ピットを示す図である。図１は、使用済燃料ピット１を上方側から見た平面図となっている。使用済燃料ピット１は、冷却材としての水を貯留する貯留ピット５と、燃料集合体８を収容する複数のラック６と、を備えている。貯留ピット５は、内部に収容空間を有する長方体形状の槽である。ラック６は、水平面内において、格子状に複数配置されている。ラック６は、四角形となる角筒形状、または、角筒の四隅のL字部分のみ存在するアングル形状となっており、その内部に燃料集合体８を収容可能な収容空間が形成されている。このラック６は、鉛直方向に亘って燃料集合体８を収容する。
FIG. 1 is a diagram showing a used fuel pit to be evaluated by the subcriticality evaluation method of the present embodiment. FIG. 1 is a plan view of the used fuel pit 1 as viewed from above. The used fuel pit 1 includes a storage pit 5 for storing water as a coolant, and a plurality of racks 6 for accommodating a
燃料集合体８は、断面方形状に形成され、例えば、１７×１７のセルで構成されている。そして、複数のセルには、制御棒、バーナブルポイズン、及び燃料棒が適宜挿入されている。
The
次に、図２を参照して、評価対象となる使用済燃料ピット１に貯蔵される燃料の未臨界性を評価する未臨界性評価装置１０について説明する。図２は、本実施形態の未臨界性評価装置を模式的に表した概略構成図である。未臨界性評価装置１０は、燃料の核データ及び使用済燃料ピット１に関するデータを入力パラメータとし、この入力パラメータに基づいて未臨界評価計算を行って、使用済燃料ピット１の未臨界性の評価値としての実効増倍率を算出する装置となっている。 Next, with reference to FIG. 2, the subcriticality evaluation device 10 for evaluating the subcriticality of the fuel stored in the used fuel pit 1 to be evaluated will be described. FIG. 2 is a schematic configuration diagram schematically showing the subcriticality evaluation device of the present embodiment. The subcriticality evaluation device 10 uses the nuclear data of the fuel and the data related to the used fuel pit 1 as input parameters, and performs a subcriticality evaluation calculation based on the input parameters to evaluate the subcriticality of the used fuel pit 1. It is a device that calculates the effective multiplication factor as a value.
未臨界性評価装置１０は、各種プログラムを実行して各種処理を実行可能な制御部１１と、各種プログラムおよびデータを記憶する記憶部１２と、キーボード等の入力デバイスで構成された入力部１３と、モニタ等の表示デバイスで構成された表示部１４とを有している。なお、未臨界性評価装置１０は、単体の装置で構成してもよいし、他の装置と一体に構成してもよいし、演算装置及びデータサーバ等の各種装置を組み合わせたシステムとして構成してもよく、特に限定されない。 The subcriticality evaluation device 10 includes a control unit 11 capable of executing various programs to execute various processes, a storage unit 12 for storing various programs and data, and an input unit 13 composed of an input device such as a keyboard. It has a display unit 14 composed of a display device such as a monitor. The subcriticality evaluation device 10 may be configured as a single device, may be configured integrally with other devices, or may be configured as a system in which various devices such as an arithmetic unit and a data server are combined. It may be, and is not particularly limited.
記憶部１２には、各種プログラムとして、例えば、未臨界評価に用いられる未臨界評価計算コードを含む未臨界評価プログラムＰが記憶されている。また、記憶部１２には、データとして、核データ、使用済燃料ピット１の幾何形状及び組成を含む入力パラメータが記憶され、例えば、燃料に含まれる核種に関する核データＤ１と、核データＤ１の不確かさに関する共分散データＤ２と、使用済燃料ピット１及び燃料集合体８の製造公差に関する公差パラメータＤ３と、を含んで記憶されている。これらのデータＤ１，Ｄ２，Ｄ３は、後述する未臨界評価に用いられる。
As various programs, the storage unit 12 stores, for example, a subcriticality evaluation program P including a subcriticality evaluation calculation code used for subcriticality evaluation. Further, the storage unit 12 stores nuclear data, input parameters including the geometric shape and composition of the used fuel pit 1 as data, and for example, nuclear data D1 regarding nuclear species contained in fuel and uncertainties of nuclear data D1. It is stored including the covariance data D2 relating to the above and the tolerance parameter D3 relating to the manufacturing tolerance of the used fuel pit 1 and the
未臨界性評価装置１０は、未臨界評価プログラムＰを実行すると、入力部１３から入力された入力データ及び記憶部１２に記憶されたデータ等を制御部１１が取得する。制御部１１は、取得した核データＤ１、共分散データＤ２及び公差パラメータＤ３を含む各種データを入力パラメータとし、この入力パラメータに基づいて未臨界評価計算コードを用いて計算を行うことで、実効増倍率を算出する。 When the subcriticality evaluation device 10 executes the subcriticality evaluation program P, the control unit 11 acquires the input data input from the input unit 13 and the data stored in the storage unit 12. The control unit 11 uses various data including the acquired nuclear data D1, covariance data D2, and tolerance parameter D3 as input parameters, and performs calculations using the subcritical evaluation calculation code based on these input parameters to effectively increase the data. Calculate the magnification.
次に、使用済燃料ピット１の未臨界性評価について具体的に説明する。上記したように、使用済燃料ピット１の未臨界性評価は、入力パラメータに基づいて未臨界評価計算コードを用いて計算を行うことで、使用済燃料ピット１における実効増倍率を算出することである。使用済燃料ピット１における実効増倍率は、下記する（１）式に示すように、使用済燃料ピット１の計算体系（以下、ＳＦＰ体系ともいう）におけるノミナル状態での未臨界評価計算コードの計算値としての実効増倍率と、未臨界評価計算コードの不確かさと、使用済燃料ピット１及び燃料集合体８の製造公差の不確かさとを用いて表される。
Next, the subcriticality evaluation of the used fuel pit 1 will be specifically described. As described above, the subcriticality evaluation of the spent fuel pit 1 is performed by calculating the effective multiplication factor in the used fuel pit 1 by performing the calculation using the subcriticality evaluation calculation code based on the input parameters. be. The effective multiplication factor in the spent fuel pit 1 is the calculation of the subcritical evaluation calculation code in the nominal state in the calculation system of the used fuel pit 1 (hereinafter, also referred to as the SFP system) as shown in the following equation (1). It is expressed using the effective multiplication factor as a value, the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code, and the uncertainty of the manufacturing tolerance of the spent fuel pit 1 and the
ここで、未臨界評価計算コードの不確かさは、下記の（２）式に示すように、使用済燃料ピット１におけるノミナル状態での実効増倍率の測定値（測定評価値）と、ＳＦＰ体系におけるノミナル状態での実効増倍率の計算値（計算評価値）との差分である。ここで、使用済燃料ピット１におけるノミナル状態での実効増倍率を、測定値として計測することは困難である。このため、未臨界評価計算コードの不確かさは、上記の差分に対して、臨界実験の使用済燃料ピット１に対する再現性誤差を考慮することで導出される。そして、未臨界評価計算コードの不確かさを算出するにあたって、臨界実験で得られる実効増倍率の測定値と、臨界実験の計算体系（以下、臨界実験体系ともいう）における実効増倍率の計算値とを用いている。 Here, the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code is the measured value (measurement evaluation value) of the effective multiplication factor in the nominal state in the used fuel pit 1 and the SFP system, as shown in the following equation (2). It is the difference from the calculated value (calculated evaluation value) of the effective multiplication factor in the nominal state. Here, it is difficult to measure the effective magnification in the nominal state in the used fuel pit 1 as a measured value. Therefore, the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code is derived by considering the reproducibility error for the used fuel pit 1 in the criticality experiment with respect to the above difference. Then, in calculating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code, the measured value of the effective multiplying factor obtained in the criticality experiment and the calculated value of the effective multiplying factor in the calculation system of the criticality experiment (hereinafter, also referred to as the criticality experiment system). Is used.
ここで、臨界実験で得られる実効増倍率の測定値は、下記の（３）式に示すように、実効増倍率の測定値の誤差である実験誤差を含んでいる。また、臨界実験体系における実効増倍率の計算値は、下記の（４）式に示すように、未臨界評価計算コードが統計処理を行うモンテカルロ法を用いた中性子輸送計算コードである場合、統計誤差を含んでいる。なお、未臨界評価計算コードが統計誤差を含まない計算手法である場合、統計誤差をゼロとして、つまり統計誤差を省いて取り扱ってもよい。さらに、臨界実験の使用済燃料ピット１に対する再現性誤差を、（５）式に示すように定義する。 Here, the measured value of the effective magnification obtained in the critical experiment includes an experimental error which is an error of the measured value of the effective magnification as shown in the following equation (3). In addition, the calculated value of the effective multiplication factor in the criticality experimental system is a statistical error when the subcriticality evaluation calculation code is a neutron transport calculation code using the Monte Carlo method for statistical processing, as shown in the following equation (4). Includes. When the subcritical evaluation calculation code is a calculation method that does not include the statistical error, the statistical error may be set to zero, that is, the statistical error may be omitted. Further, the reproducibility error for the used fuel pit 1 in the criticality experiment is defined as shown in Eq. (5).
再現性誤差は、（５）式に示すように、使用済燃料ピット１における実効増倍率の測定値とＳＦＰ体系における実効増倍率の計算値との差異と、臨界実験における実効増倍率の測定値と臨界実験体系における実効増倍率の計算値との差異と、の差分となっている。（３）式から（５）式を、（２）式に代入すると、下記する（６）式となる。 As shown in Eq. (5), the reproducibility error is the difference between the measured value of the effective magnification in the used fuel pit 1 and the calculated value of the effective magnification in the SFP system, and the measured value of the effective magnification in the critical experiment. It is the difference between the value and the calculated value of the effective multiplication factor in the criticality experimental system. Substituting Eqs. (3) to (5) into Eq. (2) yields Eq. (6) below.
ここで、臨界実験の測定値は、（７）式で与えられ、また、実験誤差、統計誤差及び再現性誤差は、独立した値となっていることから、（６）式は、（８）式で表すことができる。臨界実験の測定値は臨界を想定しているが、臨界でない場合、臨界実験体系の計算値を臨界実験の測定値で割り、臨界実験体系の計算値の規格化を行う。 Here, since the measured values of the criticality experiment are given by the equation (7) and the experimental error, the statistical error and the reproducibility error are independent values, the equation (6) is given by the equation (8). It can be expressed by an expression. The measured value of the criticality experiment is assumed to be critical, but if it is not critical, the calculated value of the criticality experiment system is divided by the measured value of the criticality experiment to normalize the calculated value of the criticality experiment system.
ここで、（８）式は、所定の臨界実験における未臨界評価計算コードの不確かさであり、所定の臨界実験を、臨界実験ｎとし、臨界実験のケース数をＮ個とすると、臨界実験ｎにおける未臨界評価計算コードの不確かさは、（９）式及び（１０）式で表すことができる。また、Ｎ個の臨界実験を用いた未臨界評価計算コードの不確かさは、統計的に（１１）式で表すことができる。このとき、加重平均実効増倍率は、（１２）式で表され、不確かさは、（１３）式で表される。 Here, the equation (8) is the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code in the predetermined criticality experiment. Assuming that the predetermined criticality experiment is the criticality experiment n and the number of cases of the criticality experiment is N, the criticality experiment n The uncertainty of the subcritical evaluation calculation code in (9) and (10) can be expressed. Further, the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code using N critical experiments can be statistically expressed by the equation (11). At this time, the weighted average effective multiplication factor is expressed by the equation (12), and the uncertainty is expressed by the equation (13).
このとき、（１３）式に示すように、不確かさは、再現性誤差を考慮することで、臨界実験のケース数を多くできることから、信頼係数Ｕを用いた統計的手法において、合理的に評価することが可能となる。信頼係数Ｕは、統計処理において９５％信頼度に９５％確率を担保するために乗算する係数である。 At this time, as shown in Eq. (13), the uncertainty can be reasonably evaluated by the statistical method using the confidence coefficient U because the number of cases of the critical experiment can be increased by considering the reproducibility error. It becomes possible to do. The confidence coefficient U is a coefficient for multiplying 95% reliability by 95% probability in statistical processing.
次に、再現性誤差について具体的に説明する。再現性誤差は、感度係数ベクトルと共分散行列とから算出される実効増倍率の不確かさ、及び、臨界実験体系と未臨界性評価を行う原子力設備体系（たとえば、ＳＦＰ体系）間の類似度を用いて表される。ここで、感度係数ベクトルは、臨界実験体系において、反応断面積α等の核データＤ１の変化に伴う実効増倍率の計算値の変化を感度係数とし、核データＤ１に対応する感度係数を成分としたベクトルである。核データＤ１には核種毎の反応断面積の他、核分裂あたりの発生中性子数、核分裂スペクトルが格納されている。共分散行列は、共分散データＤ２に含まれる情報であり、核データＤ１における核種及びエネルギー群に対応する反応断面積等の不確かさ（ばらつき）である。ＳＦＰ体系及び臨界実験体系における感度係数ベクトルは、（１４）式で表され、共分散行列は、（１５）式で表される。 Next, the reproducibility error will be specifically described. The reproducibility error is the uncertainty of the effective multiplication factor calculated from the sensitivity coefficient vector and the covariance matrix, and the similarity between the criticality experimental system and the nuclear equipment system (for example, the SFP system) that evaluates the subcriticality. Expressed using. Here, in the criticality coefficient vector, the change in the calculated value of the effective multiplication factor due to the change in the nuclear data D1 such as the reaction cross section α is used as the sensitivity coefficient, and the sensitivity coefficient corresponding to the nuclear data D1 is used as the component. It is a vector. In addition to the reaction cross section for each nuclide, the nuclear data D1 stores the number of neutrons generated per fission and the fission spectrum. The covariance matrix is the information contained in the covariance data D2, and is the uncertainty (variation) such as the reaction cross-sectional area corresponding to the nuclear species and the energy group in the nuclear data D1. The sensitivity coefficient vector in the SFP system and the critical experimental system is expressed by the equation (14), and the covariance matrix is expressed by the equation (15).
ここで、図３を参照し、ＳＦＰ体系と臨界実験体系とにおける実効増倍率の感度係数ベクトルについて説明する。図３は、ＳＦＰ体系と臨界実験体系とにおける実効増倍率の感度係数ベクトルに関する説明図である。共分散行列Ｗで満たされたＭ次元空間でのＳＳＦＰ−ＳＥＸＰ同士の内積を、下記する（１６）式で定義し、核データの不確かさに起因するＳＦＰ体系及び臨界実験体系における実効増倍率の不確かさの差分の２乗となる。 Here, with reference to FIG. 3, the sensitivity coefficient vector of the effective magnification in the SFP system and the critical experiment system will be described. FIG. 3 is an explanatory diagram regarding the sensitivity coefficient vector of the effective magnification in the SFP system and the critical experiment system. The inner product between the S SFP -S EXP in M-dimensional space filled with covariance matrix W, defined by the following to (16), effective multiplication in the SFP system and critical experiments systems due to the uncertainty of the nuclear data It is the square of the difference in the uncertainty of the magnification.
（１６）式に基づくと、再現性誤差は、下記する（１７）式及び（１８）式で表され、類似度は、（１９）式で表される。 Based on the equation (16), the reproducibility error is expressed by the following equations (17) and (18), and the similarity is expressed by the equation (19).
このように、再現性誤差は、感度係数ベクトルと共分散行列とから算出されるＳＦＰ体系及び臨界実験体系における実効増倍率の不確かさ、及び類似度を用いて算出される。なお、（１７）式は図３より余弦定理を用いて幾何学的に導出することも可能である。ここで、図３のθの余弦（cos）が（１９）式に示す類似度に等しい。 In this way, the reproducibility error is calculated using the uncertainty of the effective multiplication factor in the SFP system and the critical experimental system calculated from the sensitivity coefficient vector and the covariance matrix, and the similarity. It is also possible to derive Eq. (17) geometrically from FIG. 3 using the cosine theorem. Here, the cosine (cos) of θ in FIG. 3 is equal to the similarity shown in Eq. (19).
ところで、（１５）式に示す共分散行列の各成分は、反応断面積等の核データαｍの相関係数となっている。共分散行列は、共分散データＤ２として提供され、また、理論値となっている。この共分散行列は、臨界実験の測定値と計算値との差異から見て、過大評価または過小評価となる場合があることから、測定値と計算値との差異を整合するように、共分散行列を調整する。 By the way, each component of the covariance matrix shown in Eq. (15) is a correlation coefficient of nuclear data α m such as a reaction cross section. The covariance matrix is provided as the covariance data D2 and is a theoretical value. Since this covariance matrix may be overestimated or underestimated in view of the difference between the measured value and the calculated value in the critical experiment, the covariance is adjusted so as to match the difference between the measured value and the calculated value. Adjust the matrix.
次に、図４及び図５を参照して、共分散行列の調整について説明する。図４は、不確かさを含む実効増倍率の測定値と計算値との関係を示す、共分散行列の調整前のグラフである。図５は、不確かさを含む実効増倍率の測定値と計算値との関係を示す、共分散行列の調整後のグラフである。 Next, the adjustment of the covariance matrix will be described with reference to FIGS. 4 and 5. FIG. 4 is a graph before adjustment of the covariance matrix showing the relationship between the measured value and the calculated value of the effective multiplication factor including uncertainty. FIG. 5 is an adjusted graph of the covariance matrix showing the relationship between the measured and calculated values of the effective multiplier, including uncertainty.
臨界実験における実効増倍率の測定値の不確かさは、（３）式に示す実験誤差を含むことから、下記する（２０）式の左辺で表すことができる。また、臨界実験体系における実効増倍率の計算値の不確かさは、（４）式に示す統計誤差の他、核データＤ１の反応断面積等の不確かさを含み、また、統計誤差及び反応断面積等の核データの不確かさは、独立した値となっていることから、下記する（２０）式の右辺で表すことができる。このとき、（２０）式では、計算値の不確かさが測定値の不確かさを包絡するように、計算値の不確かさに含まれる共分散行列に調整因子μを乗じている。 The uncertainty of the measured value of the effective magnification in the criticality experiment can be expressed by the left side of the following equation (20) because it includes the experimental error shown in the equation (3). In addition, the uncertainty of the calculated value of the effective multiplication factor in the critical experimental system includes the uncertainty such as the reaction cross section of the nuclear data D1 in addition to the statistical error shown in Eq. (4), and the statistical error and the reaction cross section. Since the uncertainty of the nuclear data such as is an independent value, it can be expressed by the right side of the following equation (20). At this time, in the equation (20), the covariance matrix included in the uncertainty of the calculated value is multiplied by the adjusting factor μ so that the uncertainty of the calculated value envelops the uncertainty of the measured value.
図４は、共分散行列が過小評価されている場合を示しており、共分散行列の調整前（μ＝１）においては、計算値の不確かさが測定値の不確かさを包絡していない。そこで、調整因子μを調整することで、図５に示すように、計算値の不確かさが測定値の不確かさを包絡するように、共分散行列を調整する。 FIG. 4 shows a case where the covariance matrix is underestimated, and the uncertainty of the calculated value does not enclose the uncertainty of the measured value before the adjustment of the covariance matrix (μ = 1). Therefore, by adjusting the adjusting factor μ, the covariance matrix is adjusted so that the uncertainty of the calculated value envelops the uncertainty of the measured value, as shown in FIG.
次に、図６から図９を参照して、未臨界性評価装置１０により、使用済燃料ピット１における不確かさを含む実効増倍率を導出する制御動作について説明する。図６は、不確かさを含む実効増倍率を算出する制御動作に関するフローチャートである。図７は、未臨界評価計算コードの不確かさを算出する制御動作に関するフローチャートである。図８は、Ｎ個の臨界実験に関する未臨界評価計算コードの不確かさを算出する制御動作に関するフローチャートである。図９は、共分散行列を調整する制御動作に関するフローチャートである。 Next, with reference to FIGS. 6 to 9, a control operation for deriving an effective multiplication factor including uncertainty in the spent fuel pit 1 by the subcriticality evaluation device 10 will be described. FIG. 6 is a flowchart regarding a control operation for calculating an effective magnification including uncertainty. FIG. 7 is a flowchart relating to the control operation for calculating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code. FIG. 8 is a flowchart of a control operation for calculating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code for N critical experiments. FIG. 9 is a flowchart relating to the control operation for adjusting the covariance matrix.
図６に示すように、不確かさを含む実効増倍率を算出する場合、先ず、未臨界性評価装置１０の制御部１１は、ＳＦＰ体系において、核データＤ１を含む入力パラメータに基づいて、未臨界評価計算コードから、ＳＦＰ体系におけるノミナル状態での実効増倍率の計算値を算出する（ステップＳ１１）。続いて、制御部１１は、ＳＦＰ体系における未臨界評価計算コードの不確かさを算出する（ステップＳ１２：コード不確かさ導出ステップ）。なお、コード不確かさ導出ステップＳ１２について、詳細は後述する。次に、制御部１１は、使用済燃料ピット１及び燃料集合体８における製造公差の不確かさを算出する（ステップＳ１３）。そして、制御部１１は、（１）式に基づいて、使用済燃料ピット１の実効増倍率を算出する（ステップＳ１４）。 As shown in FIG. 6, when calculating the effective multiplication factor including uncertainty, first, the control unit 11 of the subcriticality evaluation device 10 is subcritical in the SFP system based on the input parameter including the nuclear data D1. From the evaluation calculation code, the calculated value of the effective multiplication factor in the nominal state in the SFP system is calculated (step S11). Subsequently, the control unit 11 calculates the uncertainty of the uncriticality evaluation calculation code in the SFP system (step S12: code uncertainty derivation step). The details of the code uncertainty derivation step S12 will be described later. Next, the control unit 11 calculates the uncertainty of the manufacturing tolerance in the used fuel pit 1 and the fuel assembly 8 (step S13). Then, the control unit 11 calculates the effective magnification of the used fuel pit 1 based on the equation (1) (step S14).
次に、図７を参照して、コード不確かさ導出ステップＳ２３について説明する。コード不確かさ導出ステップＳ２３において、ＳＦＰ体系における未臨界評価計算コードの不確かさを算出するにあたり、制御部１１は、先ず、再現性誤差を算出する（ステップＳ２１）。なお、再現性誤差を算出するステップについて、詳細は後述する。 Next, the code uncertainty derivation step S23 will be described with reference to FIG. 7. In the code uncertainty derivation step S23, in calculating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code in the SFP system, the control unit 11 first calculates the reproducibility error (step S21). The details of the step of calculating the reproducibility error will be described later.
続いて、制御部１１は、各種誤差を取得する取得処理を実行する（ステップＳ２２：誤差取得ステップ）。誤差取得ステップＳ２２において、制御部１１は、予め算出した臨界実験体系におけるノミナル状態での実効増倍率の計算値に基づく差分を取得する。この差分は、臨界実験における実効増倍率の測定値と、臨界実験体系における実効増倍率の計算値との差分であり、（８）式の右項に示すとおりである。また、誤差取得ステップＳ２２において、制御部１１は、予め既知となっている（３）式に示す実験誤差を取得する。また、誤差取得ステップＳ２２において、制御部１１は、臨界実験体系における実効増倍率の計算により導出された統計誤差を取得する。 Subsequently, the control unit 11 executes an acquisition process for acquiring various errors (step S22: error acquisition step). In the error acquisition step S22, the control unit 11 acquires a difference based on the calculated value of the effective multiplication factor in the nominal state in the critical experimental system calculated in advance. This difference is the difference between the measured value of the effective multiplying factor in the criticality experiment and the calculated value of the effective multiplying factor in the criticality experiment system, and is as shown in the right term of Eq. (8). Further, in the error acquisition step S22, the control unit 11 acquires the experimental error shown in the equation (3) which is known in advance. Further, in the error acquisition step S22, the control unit 11 acquires the statistical error derived by the calculation of the effective multiplication factor in the criticality experimental system.
そして、制御部１１は、各種誤差に基づいて、（８）式から、未臨界評価計算コードの不確かさを算出する算出処理を実行する（ステップＳ２３：算出ステップ）。 Then, the control unit 11 executes a calculation process for calculating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code from the equation (8) based on various errors (step S23: calculation step).
次に、図８を参照して、Ｎ個のケース数の臨界実験に基づく未臨界評価計算コードの不確かさの算出について説明する。制御部１１は、図７において、各ケースの臨界実験に基づく未臨界評価計算コードの不確かさを導出することで、Ｎ個のケース数の臨界実験に基づく未臨界評価計算コードの不確かさを取得する（ステップＳ３１）。制御部１１は、ステップＳ３１において、Ｎ個の未臨界評価計算コードの不確かさを取得すると、（９）式から（１３）式を用いて、信頼係数Ｕを用いた統計的手法により、未臨界評価計算コードの不確かさを評価するコード不確かさ評価処理を実行する（ステップＳ３２）。 Next, with reference to FIG. 8, the calculation of the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code based on the criticality experiment of the number of N cases will be described. In FIG. 7, the control unit 11 obtains the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code based on the criticality experiment of N cases by deriving the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code based on the criticality experiment of each case. (Step S31). When the control unit 11 acquires the uncertainty of N subcritical evaluation calculation codes in step S31, the control unit 11 uses the equations (9) to (13) and the uncriticality by the statistical method using the confidence coefficient U. The code uncertainty evaluation process for evaluating the uncertainty of the evaluation calculation code is executed (step S32).
次に、図９を参照して、再現性誤差を算出するステップＳ２１について説明する。制御部１１は、臨界実験体系における実効増倍率の計算により導出された（１４）式に示す感度係数ベクトルと、予め既知となっている（１５）式に示す共分散行列とに基づいて再現性誤差を算出している。ここで、制御部１１は、（２０）式を用いて、共分散行列の調整因子μを算出する（ステップＳ４１）。そして、制御部１１は、算出した調整因子μを、共分散行列に乗算して共分散行例を調整する共分散調整処理を実行する（ステップＳ４２）。この後、制御部１１は、調整後の共分散行例と感度係数ベクトルとに基づいて、（１８）式及び（１９）式から、再現性誤差を算出する（ステップＳ４３）。 Next, step S21 for calculating the reproducibility error will be described with reference to FIG. The control unit 11 has reproducibility based on the sensitivity coefficient vector shown in Eq. (14) derived by the calculation of the effective multiplication factor in the criticality experimental system and the covariance matrix shown in Eq. (15) which is known in advance. The error is calculated. Here, the control unit 11 calculates the adjusting factor μ of the covariance matrix using the equation (20) (step S41). Then, the control unit 11 executes a covariance adjustment process for adjusting the covariance row example by multiplying the calculated covariance factor μ by the covariance matrix (step S42). After that, the control unit 11 calculates the reproducibility error from the equations (18) and (19) based on the adjusted covariance row example and the sensitivity coefficient vector (step S43).
以上のように、本実施形態によれば、臨界実験の使用済燃料ピット１に対する再現性誤差を考慮した未臨界評価計算コードの不確かさを導出することができる。このため、使用済燃料ピット１に対して再現性の低い臨界実験が選定される場合であっても、再現性誤差を考慮することにより、使用済燃料ピット１を再現する臨界実験として取り扱うことができる。これにより、使用済燃料ピット１に係る未臨界評価計算コードの不確かさを適切に評価することができる。 As described above, according to the present embodiment, it is possible to derive the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code in consideration of the reproducibility error for the used fuel pit 1 in the criticality experiment. Therefore, even if a critical experiment with low reproducibility is selected for the used fuel pit 1, it can be treated as a critical experiment that reproduces the used fuel pit 1 by considering the reproducibility error. can. As a result, the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code related to the used fuel pit 1 can be appropriately evaluated.
また、本実施形態によれば、差分、実験誤差、統計誤差及び再現性誤差に基づいて、未臨界評価計算コードの不確かさを適切に算出することができる。 Further, according to the present embodiment, the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code can be appropriately calculated based on the difference, the experimental error, the statistical error and the reproducibility error.
また、本実施形態によれば、信頼係数を用いた統計的手法により多数の未臨界評価計算コードの不確かさを評価することで、未臨界評価計算コードの不確かさを合理的に評価することができる。 Further, according to the present embodiment, the uncertainty of a large number of subcritical evaluation calculation codes can be reasonably evaluated by evaluating the uncertainty of a large number of subcritical evaluation calculation codes by a statistical method using a confidence coefficient. can.
また、本実施形態によれば、共分散行列を調整することで、臨界実験における実効増倍率の測定値と計算値との差異を整合させることができるため、未臨界評価計算コードの不確かさを精度よく評価することができる。 Further, according to the present embodiment, by adjusting the covariance matrix, the difference between the measured value and the calculated value of the effective multiplication factor in the criticality experiment can be matched, so that the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code can be determined. It can be evaluated accurately.
１ 使用済燃料ピット
５ 貯留ピット
６ ラック
８ 燃料集合体
１０ 未臨界性評価装置
１１ 制御部
１２ 記憶部
１３ 入力部
１４ 表示部
Ｐ 未臨界評価プログラム
Ｄ１ 核データ
Ｄ２ 共分散データ
Ｄ３ 公差パラメータ
1 Spent fuel pit 5 Storage pit 6
Claims (6)
未臨界性を評価するために入力される核データ、前記原子力設備の幾何形状及び組成を含む入力パラメータに基づいて、未臨界評価計算コードから、未臨界性の評価値を導出するにあたって、前記未臨界評価計算コードの不確かさを導出する制御部を備え、
前記制御部は、
臨界実験で得られる測定評価値と、前記臨界実験の計算体系に基づいて前記未臨界評価計算コードを用いて導出される計算評価値との関係に、前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差を考慮して、前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出する算出処理を実行することを特徴とする未臨界性評価装置。 It is a subcriticality evaluation device that evaluates the subcriticality of nuclear equipment that stores nuclear fuel.
In deriving the evaluation value of subcriticality from the subcriticality evaluation calculation code based on the nuclear data input for evaluating the subcriticality and the input parameters including the geometry and composition of the nuclear equipment, the above-mentioned uncriticality is not achieved. Equipped with a control unit that derives the uncertainty of the criticality evaluation calculation code
The control unit
The relationship between the measured evaluation value obtained in the criticality experiment and the calculated evaluation value derived using the subcritical evaluation calculation code based on the calculation system of the criticality experiment is related to the reproducibility error of the criticality experiment with respect to the nuclear equipment. A subcriticality evaluation device, characterized in that a calculation process for calculating the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code is executed in consideration of the above.
前記臨界実験で得られる前記測定評価値と前記臨界実験の計算体系に基づいて導出される前記計算評価値との差分と、
前記臨界実験で得られる測定評価値に含まれる実験誤差と、
前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差と、を少なくとも含む算出式から導出されており、
前記制御部は、
前記差分、前記実験誤差及び前記再現性誤差を取得する取得処理を、さらに実行し、
前記算出処理において、取得した前記差分、前記実験誤差及び前記再現性誤差に基づいて、前記算出式から前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出する算出処理と、を実行することを特徴とする請求項１に記載の未臨界性評価装置。 The uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code is
The difference between the measured evaluation value obtained in the criticality experiment and the calculated evaluation value derived based on the calculation system of the criticality experiment, and
The experimental error included in the measured evaluation values obtained in the criticality experiment and
It is derived from the calculation formula including at least the reproducibility error of the criticality experiment for the nuclear power equipment.
The control unit
The acquisition process for acquiring the difference, the experimental error, and the reproducibility error is further executed.
The calculation process is characterized by executing a calculation process of calculating the uncertainty of the subcritical evaluation calculation code from the calculation formula based on the acquired difference, the experimental error, and the reproducibility error. The subcriticality evaluation device according to claim 1.
前記臨界実験のケース数に応じて前記算出処理を実行することで、前記ケース数に応じた複数の前記未臨界評価計算コードの不確かさを取得しており、
複数の前記未臨界評価計算コードの不確かさを、信頼係数を用いた統計的手法により評価するコード不確かさ評価処理を実行することを特徴とする請求項１または２に記載の未臨界性評価装置。 The control unit
By executing the calculation process according to the number of cases in the criticality experiment, the uncertainty of the plurality of subcritical evaluation calculation codes corresponding to the number of cases is acquired.
The subcriticality evaluation device according to claim 1 or 2, wherein a code uncertainty evaluation process for evaluating the uncertainty of a plurality of the uncriticality evaluation calculation codes by a statistical method using a confidence coefficient is executed. ..
前記制御部は、
前記臨界実験における前記測定評価値と前記計算評価値との差異が整合するように前記共分散行列を調整する共分散調整処理を実行することを特徴とする請求項１から３のいずれか１項に記載の未臨界性評価装置。 The reproducibility error is the uncertainty of the nuclear data in the calculation system of the critical experiment and the sensitivity coefficient vector whose component is the sensitivity coefficient which is a coefficient related to the sensitivity of the calculated evaluation value which changes with the change of the nuclear data. Calculated based on a covariance matrix,
The control unit
One of claims 1 to 3, wherein the covariance adjustment process for adjusting the covariance matrix is executed so that the difference between the measured evaluation value and the calculated evaluation value in the criticality experiment is matched. The subcriticality evaluation device described in.
未臨界性を評価するために入力される核データ、前記原子力設備の幾何形状及び組成を含む入力パラメータに基づいて、未臨界評価計算コードから、未臨界性の評価値を導出するにあたって、前記未臨界評価計算コードの不確かさを導出するコード不確かさ導出ステップが実行され、
前記コード不確かさ導出ステップでは、
臨界実験で得られる測定評価値と、前記臨界実験の計算体系に基づいて前記未臨界評価計算コードを用いて導出される計算評価値との関係に、前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差を考慮して、前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出することを特徴とする未臨界性評価方法。 It is a subcriticality evaluation method performed by a subcriticality evaluation device that evaluates the subcriticality of nuclear equipment that stores nuclear fuel.
In deriving the evaluation value of subcriticality from the subcriticality evaluation calculation code based on the nuclear data input for evaluating the subcriticality and the input parameters including the geometry and composition of the nuclear equipment, the above-mentioned uncriticality is not achieved. The code uncertainty derivation step, which derives the uncertainty of the criticality evaluation calculation code, is executed.
In the code uncertainty derivation step,
The relationship between the measured evaluation value obtained in the criticality experiment and the calculated evaluation value derived using the subcritical evaluation calculation code based on the calculation system of the criticality experiment is related to the reproducibility error of the criticality experiment with respect to the nuclear equipment. A subcriticality evaluation method, characterized in that the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code is calculated in consideration of the above.
未臨界性を評価するために入力される核データ、前記原子力設備の幾何形状及び組成を含む入力パラメータに基づいて、未臨界評価計算コードから、未臨界性の評価値を導出するにあたって、前記未臨界評価計算コードの不確かさを導出するコード不確かさ導出ステップを、前記未臨界性評価装置に実行させ、
前記コード不確かさ導出ステップにおいて、
臨界実験で得られる測定評価値と、前記臨界実験の計算体系に基づいて前記未臨界評価計算コードを用いて導出される計算評価値との関係に、前記臨界実験の前記原子力設備に対する再現性誤差を考慮して、前記未臨界評価計算コードの不確かさを算出することを特徴とする未臨界性評価プログラム。 A subcriticality evaluation program executed by a subcriticality evaluation device that evaluates the subcriticality of nuclear equipment that stores nuclear fuel.
In deriving the evaluation value of subcriticality from the subcriticality evaluation calculation code based on the nuclear data input for evaluating the subcriticality and the input parameters including the geometry and composition of the nuclear equipment, the above-mentioned uncriticality is not achieved. The subcriticality evaluation device is made to perform a code uncertainty derivation step for deriving the uncertainty of the criticality evaluation calculation code.
In the code uncertainty derivation step,
The relationship between the measured evaluation value obtained in the criticality experiment and the calculated evaluation value derived using the subcritical evaluation calculation code based on the calculation system of the criticality experiment is related to the reproducibility error of the criticality experiment with respect to the nuclear equipment. A subcriticality evaluation program characterized in that the uncertainty of the subcriticality evaluation calculation code is calculated in consideration of the above.
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