The aim of this master thesis work was to investigate how the uncertainties in nuclear data for 238U affects the uncertainty of keff in criticality simulations for nuclear fuel storages. This was performed by using the Total Monte Carlo (TMC) method which allows propagation of nuclear data uncertainties from basic nuclear physics to reactor parameters, such as keff. The TMC approach relies on simulations with hundreds of calculations of keff with different random nuclear data libraries for 238U for each calculation. The result is a probability distribution for keff where the standard deviation for the distribution represents a spread in keff due to statistical and nuclear data uncertainties. Simulations were performed with MCNP for a nuclear fuel storage representing two different cases: Normal Case and Worst Case. Normal Case represents a scenario during normal conditions and Worst Case represents accident conditions where optimal moderation occurs. In order to validate the MCNP calculations and the libraries produced with TMC, criticality benchmarks were used. The calculated mean value of keff for the criticality benchmark simulations with random libraries produced with TMC obtained a good agreement with the experimental keff for the benchmarks. This indicates that the libraries used in this this work were of good quality. The TMC method´s drawback is the long calculation time, therefore the new method, fast TMC, was tested. Both fast TMC and original TMC were applied to the Normal Case. The two methods obtained similar results, indicating that fast TMC is a good option in order to reduce the computational time. The computer time using fast TMC was found to be significantly faster compared with original TMC in this work. The 238U nuclear data uncertainty was obtained to be 209 pcm for the Normal Case, both for original and fast TMC. For the Worst Case simulation the 238U nuclear data uncertainty was obtained to be 672 pcm with fast TMC. These results show the importance of handling uncertainties in nuclear data in order to improve the knowledge about the uncertainties for criticality calculations of keff. / Nukleära databibliotek innehåller all nödvändig information för att till exempel kunna simulera en reaktor eller en bränslebassäng för kärnbränsle. Dessa bibliotek är centrala vid beräkningar av olika reaktorparametrar som krävs för en säker kärnkraftsproduktion. En viktig reaktorparameter är multiplikationskonstanten (keff) som anger reaktiviteten för ett system. Ett kritiskt system (keff = 1) innebär att en kedjereaktion av kärnklyvningar kan upprätthållas. Detta tillstånd erfordras i en reaktor för att möjliggöra elproduktion. I en bränslebassäng där använt kärnbränsle förvaras är det viktigt att systemet är underkritiskt (keff < 1). Olika reaktorkoder används för att utföra dessa beräkningar av keff, vars resultat används i processen för att designa säkra bränsleförråd för kärnbränsle. Dagens nukleära databibliotek innehåller osäkerheter som i sin tur beror på osäkerheter i de modellparametrar som används vid framställningen av biblioteken. Ofta är dessa nukleära data osäkerheter okända, vilket ger upphov till okända osäkerheter vid beräkning av keff. Vattenfall Nuclear Fuel AB undersöker idag möjligheten att öka anrikningen på bränslet för att minska antalet behövda bränsleknippen för en viss energimängd. Varje bränsleknippe blir då mer reaktiv och i och med det minskar marginalen till kriticitet i bränslebassängen. Därmed är osäkerheterna för nukleära data viktiga i processen för att kunna beräkna den maximalt tillåtna anrikningen för bränslet. För att undersöka hur stora dessa osäkerheter är, användes en relativ ny metod TMC (Total Monte Carlo) som propagerar osäkerheter i nukleära data till olika reaktorparametrar (t.ex. keff) i en enda simuleringsprocess. TMC metoden användes för att undersöka hur osäkerheterna i nukleära data för 238U påverkar beräkningar av keff för en bränslebassäng med använt kärnbränsle. Beräkningar utfördes för en bränslebassäng under normala driftförhållanden samt för en olyckshändelse då optimal moderering förekommer. Resultaten visade på att standardavvikelsen för nukleära data för 238U var 209 pcm vid normala driftförhållanden och 672 pcm för fallet med optimal moderering. Den ursprungliga TMC metoden är en tidskrävande metod och nyligen har en snabbare variant av TMC utvecklats. Denna nya metod applicerades också på bränslebassängen under normala driftförhållanden och resultaten jämfördes. Resultaten visade att båda metoderna beräknade samma nukleära dataosäkerhet för 238U och genom att använda den snabba TMC metoden, minskade beräkningstiden betydligt jämfört med att använda den ursprungliga TMC metoden.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:UPSALLA1/oai:DiVA.org:uu-202827 |
| Date | January 2013 |
| Creators | Östangård, Louise |
| Publisher | Uppsala universitet, Tillämpad kärnfysik |
| Source Sets | DiVA Archive at Upsalla University |
| Language | English |
| Detected Language | Swedish |
| Type | Student thesis, info:eu-repo/semantics/bachelorThesis, text |
| Format | application/pdf |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
| Relation | UPTEC ES, 1650-8300 ; 13011 |
Page generated in 0.0023 seconds