Resumen

Se ha desarrollado un nuevo marco basado en el muestreo de datos para la cuantificacin de la incertidumbre (UQ) de los parmetros cinticos homogeneizados calculados por cdigos de fsica de celosa como TRITON y Polaris. En este estudio, se ampla la base de datos para los datos de neutrones retardados (DND) explorando ms experimentos de neutrones retardados y aadiendo istopos/actnidos adicionales a las bibliotecas de datos. Posteriormente, el marco se utiliza para obtener un conocimiento ms profundo de la sensibilidad y la incertidumbre de los parmetros cinticos. Los parmetros cinticos incluyen la fraccin de neutrones retardados (DNF) por grupos de precursores y la constante de desintegracin. Las incertidumbres de entrada incluyen datos nucleares (es decir, secciones transversales) y DND (es decir, parmetros del grupo precursor y rendimiento fraccional de neutrones retardados). Se encuentra que los parmetros cinticos, especialmente los DNF, tienen grandes incertidumbres. La incertidumbre de los DNF se debe a las incertidumbres de la seccin transversal para los diseos LWR, mientras que la incertidumbre de la constante de desintegracin est dominada por las incertidumbres de los DND. El uso de DND trmico U-235 correlacionado en el proceso UQ reduce significativamente la contribucin de la incertidumbre DND en los parmetros cinticos. Una fraccin vaca grande y la presencia de un absorbente de neutrones (por ejemplo, una barra de control) aumentan la incertidumbre del DNF debido al endurecimiento del espectro de neutrones. Se observa una alta correlacin entre los grupos de DNF (), mientras que los grupos de constantes de decaimiento () muestran una dbil correlacin entre s y tambin con los grupos de DNF. Las incertidumbres DNF del grupo precursor dominante 4 para PWR, BWR y VVER son de aproximadamente 7,5%, 9,4% y 7,6%, respectivamente. La incertidumbre DNF crece a valores mayores despus del quemado del combustible. Los valores de los parmetros cinticos y las incertidumbres aqu proporcionadas pueden utilizarse eficazmente en clculos posteriores del ncleo, cintica de reactores puntuales y otras aplicaciones.

• Materias:Desechos nucleares Transferencia de calor Análisis termohidráulico Mantenimiento de equipos Flujo de calor
• Subjects:Nuclear waste Heat transfer Thermohydraulic analysis Equipment maintenance Heat flow
• Palabras claves:Muestreo basado en datos; Cuantificación de la incertidumbre; Parámetros cinéticos; Datos de neutrones retardados; Datos nucleares; DND
• Keywords:Data-driven sampling; Uncertainty quantification; Kinetic parameters; Delayed neutron data; Nuclear data; DND