Resumen

La propagación de las incertidumbres de los datos nucleares a través del cálculo de física de reactores ha recibido atención a través del análisis de incertidumbre en la modelización (UAM) de la Agencia de Energía Nuclear de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE). Una estrategia común para realizar análisis de incertidumbre en física de red consiste en comenzar con datos nucleares y una matriz de covarianza que típicamente está disponible a dilución infinita. Para describir la incertidumbre de todos los parámetros de física multigrupo, incluidos aquellos a dilución finita, se deben realizar cálculos adicionales que relacionen las incertidumbres en una sección transversal a dilución infinita con las de la dilución del problema. En este trabajo se estudiaron dos métodos potenciales para propagar las incertidumbres relacionadas con la dilución. El primero asumió una correlación entre los datos y las incertidumbres de secciones transversales de energía continua y

• Materias:Energía cinética Equipos de seguridad Combustible fundido Bucle simétrico Accidente nuclear
• Subjects:Kinetic energy Safety equipment Molten fuel Symmetrical loop Nuclear accident
• Palabras claves:Propagación; Incertidumbres de los datos nucleares; Cálculo de la física de reactores; Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico; Análisis de Incertidumbre en la Modelización; Física de celosía; Matriz de covarianza; Parámetros de física multigrupo; Dilución finita; Sección transversal; Correlación; Energía continua; Muestreo Monte Carlo; Parámetros de resonancia; Software TALYS; Pila de combustible de agua ligera; Secciones transversales de neutrones.
• Keywords:Propagation; Nuclear data uncertainties; Reactor physics calculation; Organization for Economic Cooperation and Development; Uncertainty Analysis in Modelling; Lattice physics; Covariance matrix; Multigroup physics parameters; Finite dilution; Cross-section; Correlation; Continuous-energy; Monte Carlo sampling; Resonance parameters; TALYS software; Light water fuel cell; Neutron cross-sections.