Influence of nuclear data uncertainties on reactor core calculations

Abstract

To investigate the influence of nuclear data uncertainties on reactor core calculations systematically, the sampling based uncertainty and sensitivity software package SUSA developed at GRS was extended for the use with nuclear covariance data. Varied nuclear data are generated randomly corresponding to the uncertainty information from the covariance matrices. After performing a large number of calculations with these data, the results are statistically evaluated; this can be done not only for integral, but also for local output quantities like the assembly power distribution. The method is applied to multi-group Monte Carlo calculations stationary states of the PWR MOX/UO2 core transient benchmark, and to corresponding nodal diffusion calculations. Unexpectedly large uncertainties result for the radial power distribution. The uncertainties in the nodal results agree very well with those in the Monte Carlo reference results; thus, it is possible to apply the random sampling method to determine the influence of nuclear data uncertainties on transient core calculations.

A stochastic method to propagate uncertainties along large cores deterministic calculations

“…Actually, thanks to growing calculation means, stochastic methods become more attractive to calculate the uncertainty introduced by simulation codes [2]. These methods consist in taking into account the uncertainties either from the very beginning of the calculation chain [3,4] by sampling nuclear model parameters or by sampling nuclear cross sections with consistent probability distribution [5,6] for burn-up calculations [7], for the TMI core power map calculations [8] with different uncertainty propagation systems [9,10]. Having regard to the nuclear model parameters uncertainty ranges one can produce random nuclear data evaluation (for example with TALYS [11]).…”

Uncertainty Analysis of Light Water Reactor Fuel Lattices

“…The future studies will be focused on Exercise I-3propagation of few-group cross-section uncertainties to the core steady state stand-alone neutronics calculations using statistical methodology similar to the one reported in [8].…”

Generación de librerías optimizadas con cuantificación de incertidumbres para cálculos realistas (BEPU) de reactores nucleares de agua ligera

“…Es importante destacar que para obtener valores de incertidumbre coherentes a nivel nodal y con la metodología determinista es imprescindible que la matriz de covarianzas empleada al aplicar la regla del sándwich sea la matriz de covarianzas completa, es decir, aquella que tiene en cuenta correlaciones no sólo entre reacciones y energía sino también entre tipos diferentes de elementos. Esta observación ya fue realizada en una de las reuniones de UAM por participantes del GRS [71] y en [19] se cuantifica el efecto, resultando una incertidumbre de ∆k ef f = 0,215 % para el caso ARO en el caso de no considerar correlaciones entre tipos frente al valor de 0,518 % que se obtiene al emplear la matriz completa. En este caso, sólo se comparan resultados obtenidos por aplicación de la metodología basada en muestreo, ya que, como ha quedado expuesto, por la metodología determinista sólo se pueden obtener incertidumbre en la k-efectiva como respuesta.…”

“…Es decir, al igual que sucedía con las incertidumbres, la aproximación lineal que implica la metodología determinista no supone incurrir en error. En versiones de SCALE anteriores a la 6.2 los valores predichos por TSUNAMI-IP diferían notablemente de los predichos por SAMPLER, como se pone de manifiesto en [71], por lo que se desaconsejaba su utilización para el cálculo de correlaciones entre respuestas. Con esta comprobación se observa que esta anomalía ha sido corregida.…”

“…Este hecho ya fue observado por los miembros del GRS y reportado en una de las reuniones de UAM [71]. En 7.6.…”