核数据与燃料/组件制造不确定性分析及SUACL的初步验证
摘要：核系统的敏感性和不确定性分析可以为评估核电厂的性能和安全性提供更可靠的预测边界。因此，不确定性和敏感性分析一直是核系统分析的重要组成部分。本文分析了截面误差和燃料/组件制造参数的不确定性。所有SUACL的结果与参考代号的结果一致。238U和235U在确定TMI-1单元中Keff的不确定性方面发挥了重要作用。MOX中Keff的不确定性主要受到239Pu和238U的影响。很明显，不确定性主要取决于协方差库和对截面库的不敏感性。从ENDF/B-VII.1获得的协方差库的不确定性与JENDL4.0的结果不同，从而验证了协方差矩阵与截面不确定性的关系。而燃料/组件制造参数的不确定性与一些截面的不确定性相当，特别是235U浓度和包套厚度。对这些参数的不确定性分析对于评估实际单元的参数以及改进模型模拟具有重要意义。需要更加重视提高论文中讨论的参数分析的准确性。
作者：JiaYi Xu, Xu Bo Ma, Fan Lu, Yi Xue Chen
论文ID：1704.06601
分类：Applied Physics
分类简称：physics.app-ph
提交时间：2017-04-24