核数据与燃料/组件制造不确定性分析及SUACL的初步验证
应用物理
2017-04-24 v1
摘要
由于核系统的灵敏度和不确定性分析可为用于评估核电厂性能和安全的最佳估算预测提供更可信的边界，不确定性和敏感性分析已成为核系统分析的组成部分。本文分析了截面不确定性和燃料/组件制造参数的不确定性。SUACL的所有结果均与参考代码结果一致。238U和235U在决定TMI-1单元中Keff的不确定性方面起重要作用。MOX中Keff的不确定性主要受239Pu和238U影响。显然不确定性主要取决于协方差库且对截面库不敏感。基于ENDF/B-VII.1获得的协方差库的不确定性不同于JENDL4.0的结果，这验证了协方差矩阵与截面不确定性之间的关系。并且燃料/组件制造不确定性参数与某些截面的不确定性相当，特别是235U浓度、包壳厚度。这些参数的不确定性分析对于评估实际单元参数和帮助改进模拟模型具有重要意义。需要更多关注以提高文中讨论的参数分析的准确性。
引用
@article{arxiv.1704.06601,
title = {Nuclear Data and Fuel/Assembly Manufacturing Uncertainties Analysis and Preliminary Validation of SUACL},
author = {JiaYi Xu and Xu Bo Ma and Fan Lu and Yi Xue Chen},
journal= {arXiv preprint arXiv:1704.06601},
year = {2017}
}