CFENSS-SRS method for the uncertainty analysis of nuclear fuel and neutronics

 |  Login

Show simple item record

dc.contributor Aalto-yliopisto fi
dc.contributor Aalto University en
dc.contributor.advisor Vanhanen, Risto
dc.contributor.author Taavitsainen, Aapo
dc.date.accessioned 2016-06-17T12:41:47Z
dc.date.available 2016-06-17T12:41:47Z
dc.date.issued 2016-06-14
dc.identifier.uri https://aaltodoc.aalto.fi/handle/123456789/20976
dc.description.abstract Statistical uncertainty analysis has received much attention in the past decade. The impacts of both nuclear fuel and nuclear data uncertainties have been studied separately but not as a coupled system. The main research question of this Thesis was to confirm whether the uncertainties of fuel behaviour parameters and the nuclear data can be propagated separately. The secondary goals included comparing various statistical perturbation methods. The computations were performed close to the framework of the OECD/NEA UAM-LWR TMI-1 Pressurized Water Reactor benchmark, and more specifically, its pin cell exercise. A novel CFENSS-SRS (Coupled Fuel Behaviour and Neutronics Stochastic Sampling with Simple Random Sampling) method is presented for the combined uncertainty analysis of nuclear fuel behaviour and neutronics. The method applies the statistical uncertainty analysis to univariate nuclear fuel parameters and correlated neutron cross sections. Truncated normal distribution is used as the objective distribution for drawing samples based on the Principle of Maximum Entropy. Due to practical difficulties in employing the distribution, the distribution parameters are approximated for the nuclear fuel parameters while a normal distribution is applied for the neutron cross sections. Negative values of inherently positive parameters are re-sampled to avoid distorting the distribution to a great extent. The results support the hypothesis that the nuclear fuel parameters and the nuclear data can truly be treated as independent sources of uncertainty. Additionally, it was revealed that the details of the perturbation methodology, such as using relative covariance matrices rather than absolute ones, have a much smaller impact on the output uncertainty than neglecting some of the uncertainty data. en
dc.description.abstract Tilastollisen epävarmuus- ja herkkyysanalyysin käyttö on lisääntynyt ydinenergia-alan tutkimuksessa kuluneen vuosikymmenen aikana. Ydinpolttoaineen ja ydinvakiotiedon epävarmuuksien vaikutuksia on tutkittu erikseen, mutta niitä ei ole käsitelty yhtenä kokonaisuutena. Tämän lopputyön tavoitteena oli selvittää, pystytäänkö näitä kahta tärkeää epävarmuuden lähdettä tarkastelemaan erikseen määritettäessä lopputuloksen kokonaisepävarmuutta. Tutkimuksen kuluessa tavoitteena oli myös vertailla erilaisia tilastollisia menetelmiä epävarmuuden liittämiseksi laskuihin. Lopputyössä kehitettiin uusi CFENSS-SRS -menetelmä (engl. Coupled Fuel Behaviour and Neutronics Stochastic Sampling with Simple Random Sampling) yhdistettyyn epävarmuusanalyysiin. Työssä tutkittiin ydinvakiotiedon osalta vain mikroskooppisten vaikutusalojen epävarmuuksien vaikutusta. Maksimientropiaperiaatetta noudattaen tavoitteena oli käyttää katkaisua normaalijakaumaa epävarmojen muuttujien satunnaisarvonnassa. Käytännössä jakaumaa ei kuitenkaan ollut mahdollista soveltaa, sillä tällä hetkellä ei tunneta menetelmää sen parametrien laskemiseksi yleisessä tapauksessa. Ydinpolttoaineen kohdalla jakauman parametreja approksimoitiin normaalijakauman vastaavilla parametreilla, mutta vaikutusalojen osalta turvauduttiin kokonaan normaalijakaumaan. Positiiviseksi tunnettujen muuttujien satunnaisarvontaa toistettiin, kunnes normaalijakaumasta seuraavia negatiivisia arvoja ei ollut. Tulokset tukevat oletusta, että epävarmuuslähteet voidaan käsitellä toisistaan riippumattomina. Menetelmää kehitettäessä puolestaan huomattiin, että kaikkien epävarmuuksien huomiointi on tärkeämpää kuin satunnaisarvonnan yksityiskohtien parantaminen. Tulokset vastasivat kirjallisuudesta löytyviä tuloksia niiltä osin kuin vastaavaa tutkimusta on tehty. fi
dc.format.extent 77+8
dc.format.mimetype application/pdf en
dc.language.iso en en
dc.title CFENSS-SRS method for the uncertainty analysis of nuclear fuel and neutronics en
dc.title CFENSS-SRS -menetelmä ydinpolttoaineen ja neutroniikan epävarmuusanalyysiin fi
dc.type G2 Pro gradu, diplomityö fi
dc.contributor.school Perustieteiden korkeakoulu fi
dc.subject.keyword statistical en
dc.subject.keyword uncertainty and sensitivity analysis en
dc.subject.keyword nuclear fuel en
dc.subject.keyword neutronics en
dc.subject.keyword perturbation en
dc.subject.keyword uncertainty propagation en
dc.identifier.urn URN:NBN:fi:aalto-201606172584
dc.programme.major Teknillinen fysiikka fi
dc.programme.mcode F3005 fi
dc.type.ontasot Master's thesis en
dc.type.ontasot Diplomityö fi
dc.contributor.supervisor Tuomisto, Filip
dc.programme Teknillisen fysiikan ja matematiikan koulutusohjelma fi


Files in this item

This item appears in the following Collection(s)

Show simple item record

Search archive


Advanced Search

article-iconSubmit a publication

Browse

My Account