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 and 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). In: "43ª Reunión Anual SNE", 4 al 6 de octubre de 2017, Málaga. pp. 1-8.

Description

Title: 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)
Author/s:
  • Diaz-Chirón, Unai
  • Cuervo Gómez, Diana
Item Type: Presentation at Congress or Conference (Article)
Event Title: 43ª Reunión Anual SNE
Event Dates: 4 al 6 de octubre de 2017
Event Location: Málaga
Title of Book: Actas de la 43ª Reunión Anual SNE
Date: 2017
Subjects:
Faculty: E.T.S.I. Navales (UPM)
Department: Ingeniería Energética
Creative Commons Licenses: Recognition - No derivative works - Non commercial

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Abstract

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.

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Item ID: 50822
DC Identifier: http://oa.upm.es/50822/
OAI Identifier: oai:oa.upm.es:50822
Official URL: https://www.sne.es/es/agenda/actividades-organizadas-por-la-sne/reunion-anual/reunion-anual-sociedad-nuclear-espanola-43
Deposited by: Memoria Investigacion
Deposited on: 14 Jan 2019 11:17
Last Modified: 14 Jan 2019 11:18
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