Analýza citlivostí a nejistot koeficientu násobení palivových mříží tlakovodních reaktorů pomocí nástrojů SCALE

Abstract

Tato bakalárská práce se zabývá analýzou citlivostí a nejistot koeficientu násobení vybraných palivových souboru A40, P44G6 a P47E18 tlakovodních reaktoru VVER-1000 pomocí výpocetních kódu z balíku SCALE. Mezi nejduležitejší nejistoty koeficientu násobení patrí ty plynoucí z nejistot zhodnocených jaderných dat. Pocítány jsou však také nejistoty zpusobené nejistotami jiných vstupních parametru, napríklad obohacení paliva nebo rozmeru palivových pelet. Citlivostní analýzou jsou pro použité materiály a jednotlivé izotopy vypocteny citlivostní koeficienty, provedena je také kontrola techto výpoctu. V rešeršní cásti této práce je prozkoumán proces zhodnocování jaderných dat vcetne urcování jejich nejistot a ukládání do knihoven zhodnocených jaderných dat. Nachází se zde také jednoduchý popis fungování výpocetních kódu balíku SCALE a geometrický a materiálový popis palivových souboru reaktoru VVER-1000.

This bachelor thesis deals with the sensitivity and uncertainty analysis of multiplication factor for selected fuel assemblies A40, P44G6 and P47E18 of pressurized water reactors VVER-1000 by SCALE computation code. The most important uncertainty of the multiplication factor includes those arising from the uncertainties of the evaluated nuclear data. However, uncertainty caused by uncertainties of other input parameters, such as fuel enrichment or fuel pellet dimensions, are also calculated. Sensitivity coefficients are calculated for the used materials and individual isotopes by sensitivity analysis, this calculations are also checked. The research part of this work examines the process of evaluating nuclear data, determining their uncertainties and storing them in evaluated nuclear data libraries. There is also a simple description of the operation of the SCALE computational codes and a geometric and material description of the fuel assemblies of the VVER-1000 reactor.