Resumen

El grupo de expertos en Anlisis de la Incertidumbre en la Modelizacin (UAM) de la OCDE/NEA organiz y puso en marcha la referencia UAM. Su principal objetivo es realizar anlisis de incertidumbre en las predicciones de los reactores de agua ligera (LWR) en todas las fases de modelizacin. En este trabajo, se propagan incertidumbres microscpicas multigrupo a travs del cdigo de celosa DRAGON (versin 4.05) para realizar anlisis de incertidumbre en secciones transversales macroscpicas homogeneizadas de 2 grupos. El caso de prueba elegido corresponde a la celosa de Three Mile Island-1 (TMI-1), que es un segmento de 15 15 elementos combustibles de un reactor de agua a presin (PWR) con veneno y en condiciones de plena potencia. Para la evaluacin de la incertidumbre se emplea una metodologa estadstica, en la que las secciones transversales de determinados istopos de varios elementos pertenecientes al formato de la biblioteca DRAGLIB de 172 grupos se consideran variables aleatorias normales. Para ello, se crearon dos bibliotecas, una basada en los datos de JENDL-4 y otra basada en los datos deENDF/B-VII.1 publicados recientemente. Por lo tanto, fue necesario calcular las incertidumbres multigrupo basadas en ambas bibliotecas de datos nucleares para las diferentes reacciones isotpicas mediante ERRORJ. La evaluacin de la incertidumbre realizada en las secciones transversales macroscpicas, basada en los datos de JENDL-4, fue mucho mayor que la evaluacin basada en los datos de ENDF/B-VII.1. Se descubri que las incertidumbres calculadas en las secciones transversales macroscpicas, basadas en los datos de ENDF/B-VII.1, eran mucho mayores. Se descubri que la matriz de covarianza de la fisin del uranio 235 calculada a partir de JENDL-4 es mucho mayor en las regiones trmica y de resonancia que, por ejemplo, la matriz de covarianza basada en los datos de ENDF/B-VII.1. Esto puede ser la causa principal de una incertidumbre significativa en la fisin del uranio 235 en las regiones trmica y de resonancia. Esta puede ser la causa principal de discrepancias significativas entre diferentes evaluaciones de incertidumbre.

• Materias:Combustible de reactor Código cinético Núcleos de reactores Reactores de bajo rendimiento Transferencia de calor
• Subjects:Reactor fuel Kinetic code Reactor cores Low-performance reactors Heat transfer
• Palabras claves:Análisis de incertidumbre; Modelización; Reactor de agua ligera; Código reticular DRAGON; Secciones transversales; Datos nucleares.
• Keywords:Uncertainty analysis; Modeling; Light water reactor; DRAGON lattice code; Cross-sections; Nuclear data.