Análisis de la incertidumbre en la geometría de la barra combustible y en los modelos mediante la aplicación del sistema DAKOTA/COBRA-TF al ejercicio de la OCDE/NEA Uncertainy Analysis in Best-Estimate Modelling (UAM)

Diaz-Chirón, Unai y Cuervo Gómez, Diana (2017). Análisis de la incertidumbre en la geometría de la barra combustible y en los modelos mediante la aplicación del sistema DAKOTA/COBRA-TF al ejercicio de la OCDE/NEA Uncertainy Analysis in Best-Estimate Modelling (UAM). En: "43ª Reunión Anual SNE", 4 al 6 de octubre de 2017, Málaga. pp. 1-8.

Descripción

Título: Análisis de la incertidumbre en la geometría de la barra combustible y en los modelos mediante la aplicación del sistema DAKOTA/COBRA-TF al ejercicio de la OCDE/NEA Uncertainy Analysis in Best-Estimate Modelling (UAM)
Autor/es:
  • Diaz-Chirón, Unai
  • Cuervo Gómez, Diana
Tipo de Documento: Ponencia en Congreso o Jornada (Artículo)
Título del Evento: 43ª Reunión Anual SNE
Fechas del Evento: 4 al 6 de octubre de 2017
Lugar del Evento: Málaga
Título del Libro: Actas de la 43ª Reunión Anual SNE
Fecha: 2017
Materias:
Escuela: E.T.S.I. Navales (UPM)
Departamento: Ingeniería Energética
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

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Resumen

En los últimos años se están desarrollando en los análisis de seguridad nuclear las denominadas como metodologías realistas. Estas metodologías tratan de obtener resultados evitando excesivos conservadurismos con el objetivo de optimizar los márgenes de seguridad fruto de análisis con hipótesis conservadoras. Asegurar la operación del reactor con márgenes de seguridad más ajustados permite al explotador de la central operar el reactor en condiciones más ventajosas, lo que se traduce en un mayor beneficio económico. Pero en cualquier caso se debe garantizar la operación segura del reactor. Con este propósito surgió el ejercicio internacional UAM (Uncertainty Analysis in Best-Estimate Modelling Benchmark), que insta a los participantes a desarrollar metodologías realistas para determinar qué efecto tienen ciertos parámetros inciertos en los resultados. Para participar en este benchmark se ha desarrollado en la UPM una herramienta que permite realizar análisis de propagación de incertidumbres termohidráulicas, mediante el acoplamiento del código COBRA-TF con la herramienta estadística DAKOTA usando una metodología de MonteCarlo. Con esta herramienta se ha participado en el bechmark a través del análisis del caso 4-a, que está basado en un experimento de un elemento combustible de un reactor tipo BWR, lo que permite realizar una comparación entre los resultados obtenidos y los medidos experimentalmente.

Más información

ID de Registro: 50822
Identificador DC: http://oa.upm.es/50822/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:50822
URL Oficial: https://www.sne.es/es/agenda/actividades-organizadas-por-la-sne/reunion-anual/reunion-anual-sociedad-nuclear-espanola-43
Depositado por: Memoria Investigacion
Depositado el: 14 Ene 2019 11:17
Ultima Modificación: 14 Ene 2019 11:18
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