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

Loading...
Thumbnail Image
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Perustieteiden korkeakoulu | Master's thesis
Date
2016-06-14
Department
Major/Subject
Teknillinen fysiikka
Mcode
F3005
Degree programme
Teknillisen fysiikan ja matematiikan koulutusohjelma
Language
en
Pages
77+8
Series
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.

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.
Description
Supervisor
Tuomisto, Filip
Thesis advisor
Vanhanen, Risto
Keywords
statistical, uncertainty and sensitivity analysis, nuclear fuel, neutronics, perturbation, uncertainty propagation
Other note
Citation