Octaviano, Pablo J. (2017) Análisis de incertezas con la línea de cálculo CONDOR-CITVAP. / Uncertaintg-analisis with the calculation line CONDOR-CITVAP. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
La motivación del presente trabajo surge de la necesidad de analizar las incertezas asociadas a parámetros de ingeniería, con sus respectivas tolerancias y distribuciones probabilisticas. Tambien se tienen en cuenta las incertezas en datos nucleares, las cuales tienen un impacto directo sobre el cálculo de reactores. Se estudian dos metodologías de análisis de incertezas mostrando las ventajas y desventajas que presenta cada una de ellas y se llega a una conclusión respecto a qué metodología se utilizará en este trabajo. Utilizando dicha metodología, se procede a analizar las incertezas en observables debido a variaciones en parámetros de ingeniería y datos nucleares. Estos resultados podrían ser utilizadas para realizar una realimentación en el diseño de reactores de investigación. Por último, se proponen alternativas y mejoras para hacer más eficiente la metodología de análisis de incertezas.
Resumen en inglés
The motivation of this project raises from the need of analysing uncertainties asociated with design parameters, with their respective tolerance limits and probability distributions. It is necessary to take into account the uncertainty on nuclear data, which has a direct impact on reactor simulations. Two methodologies of uncertainty analysis are studied, by looking at their advantages and disadvantages. A conclusion is made about which method is more appropiate for this research. Using this methodology, we proceed to analyse the uncertainty of observables due to a variation on engineering parameters and nuclear data. These results could be used to make a feedback on the experimental reactor's design. Finally, we propose alternatives and improvements in order to make the uncertainty analysis methodology more efficient.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Información Adicional: | Área Temática: Cálculo de reactores. |
| Palabras Clave: | Tolerance; Tolerancia; ;[Uncertainty; Incertezas, Parameter; Parámetro; Sencitivity; Sencibilidad] |
| Referencias: | [1] D. Rochman, A.Vasiliev, H.Ferroukhi, T.Zhu,S.C. van der Marck, A.J.Koning, Nuclear data uncertainty for criticality-safety: Monte Carlo vs. linear perturbation. Annals of Nuclear Energy,2016. 4 [2] E.Vilarino, Condor Citvap Uncertainties calculation capabilities ;2017. 2 [3] G.Braoudakis, Opal Nuclear Reactor: Reactor Specifications Australian Nuclear Science and Technology Organisation; Menai, Australia. 2, 11, 42 [4] D. Rochman, A.J. Koning, S.C. van der Marck, A.Hogenbrik, C.M.Sciolla, Nuclear data uncertainty propagation: Perturbation vs. Montecarlo. Annals of Nuclear Energy, 2011. 16 [5] R.L.Childs, Generalized Perturbation Theory using two-dimensional, discrete ordinates transport theory.,Oak Ridge National Laboratory, Junio 1980. 65 [6] I.M. Sobol, Global sensitivity indices for nonlinear mathematical models and their Monte Carlo estimates.; Moscow, Russia; 2001. 57 [7] G.Braoudakis,Opal Nuclear Reactor: Experimental Data,Australian Nuclear Science and Technology Organisation; Menai, Australia. 40, 47 [8] V.F.Dean,ICSBEP Guide to the Expression of Uncertainties ; Idaho National Laboratory; Noviembre 2007. 4 [9] M. Aufiero, A. Bidaud, D. Kotlyar, J. Leppänen, G. Palmiotti, M. Sal- vatores, S. Sen, E. Shwageraus, M. Fratoni,New Approaches and Applications for Monte Carlo Perturbation Theory.; International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering; April 2017. xi, 4, 5 [10] F.B.J. Ferrufino, A.M. Saliba-Silva, E.F. Urano de Carval- ho,Quantitative determination of Uranium homogeneity distribution in MTR fuel type plates; Nuclear and Energy Research Institute-IPEN/CNEN-SP; São Paulo, Brazil. 9 [11] E. A. Villarino, I. Mochi, P. Sartorio, Invap neutronic calculation line ; Nuclear Engineering Deparment. INVAP SE, San Carlos de Bariloche, Rio Negro Argentina. 19 [12] Core Temperature Reactivity coefficients measurement procedure. Commissioning Record RRRP 7344 EDEIN 040 A 38 [13] Void Feedback Coefficient Evaluation Procedure. Commissioning Record RRRP 7344 EDEIN 038 A 40 [14] J.R.Lamarsh (1966),Introduction to Nuclear Reactor Theory ; ed. Addison- Wesley Publishing Company. Inc 3 [15] S.S.Wilks,Determination of sample sizes for setting tolerance limits ; Princeton University, Princeton, N. J. |
| Materias: | Ingeniería nuclear |
| Divisiones: | INVAP |
| Código ID: | 617 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 23 Aug 2017 11:29 |
| Última Modificación: | 23 Aug 2017 11:30 |
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