Resumen

En este estudio, se desarrolla el enfoque de Mejor Estimacin Ms Incertidumbre (BEPU) para la cuantificacin sistemtica y la propagacin de incertidumbres en la modelizacin y simulacin de reactores rpidos refrigerados por plomo (LFRs) y se aplica al LFR de demostracin (DLFR) investigado inicialmente por Westinghouse. El impacto de las incertidumbres de los datos nucleares basados en las covarianzas ENDF/B-VII.0 se cuantifica a nivel de celosa utilizando la teora de perturbacin generalizada implementada con el cdigo Monte Carlo Serpent y el cdigo determinista PERSENT de la suite Argonne Reactor Computational (ARC). Las cantidades de inters son el valor propio principal y los coeficientes de reactividad seleccionados, como los coeficientes Doppler, de expansin radial y de densidad del combustible/revestimiento/refrigerante. A continuacin, estas incertidumbres se propagan a travs del anlisis de seguridad, realizado con el cdigo MiniSAS, siguiendo el enfoque de muestreo estocstico de DAKOTA. Se considera un escenario de sobrepotencia transitoria sin proteccin (UTOP) para evaluar el efecto de las incertidumbres de entrada en los parmetros de seguridad, como las temperaturas pico del combustible y del revestimiento. Se observa que, en estado estacionario, el factor de multiplicacin muestra la mayor sensibilidad a las perturbaciones en las secciones transversales de fisin de U, captura de U y U . Las incertidumbres de las secciones transversales de captura de Pu y U se hacen ms significativas a medida que se irradia el combustible. La covarianza de varios coeficientes de retroalimentacin de reactividad se construye rastreando los contribuyentes de incertidumbre comunes (es decir, pares nucleido-reaccin), incluyendo las secciones transversales inelstica de U, de captura de U y de captura de Pu. Tambin se observa que la incertidumbre de los datos nucleares se propaga a la incertidumbre en las temperaturas pico del revestimiento y del combustible de 28,5K y 70,0K, respectivamente. Estas incertidumbres no suponen una amenaza per se para la integridad de la barra de combustible; sin embargo, se suman a otras fuentes de incertidumbre a la hora de verificar el cumplimiento de los mrgenes de seguridad asumidos, lo que sugiere que el mtodo BEPU desarrollado es necesario para proporcionar una de las percepciones requeridas sobre el impacto de las incertidumbres en las caractersticas de seguridad del ncleo.

• Materias:Refrigeración en reactores Termohidráulico Flujo de calor Seguridad radiológica Productos de fisión
• Subjects:Reactor Cooling Thermohydraulics Heat flow Nuclear safety Fission products
• Palabras claves:Cuantificación; Incertidumbres; Modelización; Simulación; Análisis de seguridad; Datos nucleares
• Keywords:Quantification; Uncertainties; Modelling; Simulation; Safety analysis; Nuclear data