Análisis de sesnsibilidad en incertidumbres en la generación de los parámetros neutrónicos utilizados en la simulación de transitorios en reactores BWR y PWR con códigos acoplados

Abstract

Este artículo presenta un estudio sobre la influencia de la información relativa a incertidumbre neutrónica macroscópica que describe un modelo de núcleo tridimensional en los resultados más important es de la simulación de un Accidente de Inserción de Reactividad (RIA). Los análisis RIA en un reactor BWR y en un reactor PWR se ha llevado a cabo utilizando un modelo tridimensional termohidráulico-neutrónico con los códigos acoplados TRACE-PARCS y RELAP-PARCS. Las secciones eficaces se han obtenido aplicando la metodología SIMTAB a partir de los datos de CASMO-SIMULATE. Los análisis Best Estimate consisten en una descripción, acoplando la termohidrálica y la neutrónica, del comportamiento del sistema nuclear, por lo tanto, la incertidumbre de ambos aspectos se debe tener en cuenta. La metodología de base estadística establece que en primer lugar se debe realizar un muestreo tipo Monte-Carlo de la incertidumbre en las secciones eficaces macroscópicas. El tamaño de la muestra se determina mediante las características de los intervalos de tolerancia aplicand o las fórmulas de Noether-Wilks. Las secciones eficaces macroscópicas que lee el código PARCS se modifican directamente con la incertidumbre, ejecut ando tantas simulaciones como tamaño de muestra. Los variables de salida se analizan aplicando métodos estadísticos no- paramétricos para determinar sus intervalos de tolerancia. Por último, se realiza un análisis de sensibilidad con el fin de establecer cuál es el parámetro de entrada, en este caso, de los parámetros cinéticos, que más influye en los resultados.