压水堆燃耗模拟中核数据不确定性传播方法的比较
核理论
2015-01-08 v1 核实验
摘要
已发展出多种采用不同近似程度的方法，用于在核燃耗模拟中传播核数据不确定性。大多数方法可归入两大类：蒙特卡罗方法，除统计不确定性外是精确的，但需要额外的计算时间；以及一阶微扰论方法，对于数量不太多的所考虑响应函数是高效的，但仅适用于足够小的核数据不确定性。有些方法忽略了由模拟的燃耗步骤引起的同位素组成不确定性，另一些则忽略了中子通量不确定性，而特定近似的精度通常很难量化。为了更好地理解不同近似的影响，本工作旨在将基于不同近似方法得到的结果与一种精确方法——即AREVA GmbH开发的基于蒙特卡罗的NUDUNA方法——进行比较。此外，通过比较目前最完整的两个核数据协方差库（ENDF/B-VII.1 和 SCALE 6.0），研究了不同协方差数据的影响，揭示了不确定性估计对协方差数据来源的高度依赖性。作为应用实例，研究了OECD专家组“轻水堆设计、运行和安全分析中不确定性分析建模（UAM）基准”提出的燃耗基准题 Exercise I-1b。燃耗模拟使用SCALE 6.0工具套件进行。
引用
@article{arxiv.1411.0834,
title = {Comparison of nuclear data uncertainty propagation methodologies for PWR burn-up simulations},
author = {Carlos Javier Diez and Oliver Buss and Axel Hoefer and Dieter Porsch and Oscar Cabellos},
journal= {arXiv preprint arXiv:1411.0834},
year = {2015}
}
备注
16 pages, article submitted to Annals of Nuclear Energy