ANDES progress Meeting WP2: Uncertainties and covariances of nuclear - PowerPoint PPT Presentation

1 ANDES progress Meeting WP2: Uncertainties and covariances of nuclear data Task 2.4: Covariances for activation, decay and fission yields O. Cabellos Universidad Politécnica de Madrid (UPM) 19th November, 2010 NEA Data Bank, Issy-les-Moulineaux, France

2 PART I. Participation in Meetings/Workshops I.1. “Specific Applications on Research Reactors: Provision of Nuclear Data”, IAEA- Oct 09 I.2. “Neutron Cross - Section Covariances: Users’ perspectives”, IAEA -Sep 10 I.3. 2nd DAE- BRNS Workshop on "Covariance Error Matrix and its Applications in Reactor Fuel Cycle and Technology”, Nov 10 PART II. Identifying subtasks PART III. Technical progress III.1 Fission pulse decay heat calculations III.2 Decay heat/Radiotoxicity: EFIT 150 GWd/TMU PART IV. Report of first results IV.1 ND2010- Apr 10 IV.2 MC2011- May 11 PART V. On going work – next 6 months

3 PART I. Particip. in Meetings/Workshops An extensive work on nuclear data needs is being performed (e.g. innovative power reactors and fuel cycles, fusion applications, … ) Expert group of OECD/NEA: M. Salvatores et al., “OECD/NEA WPEC Subgroup 26 Final Report: Uncertainty and Target Accuracy Assessment for Innovative Systems Using Recent Covariance Data Evaluations” 2008. Work package of the NUDATRA domain IP-EUROTRANS J. Sanz et al., Report of the numerical results from the evaluation of the nuclear data sensitivities, priority list and table of required accuracies for nuclear data, Deliverable D5.11, Domain DM5 NUDATRA, Workpackage 5.1 (Feb, 2009). “ Accurate Nuclear Data for Nuclear Energy Sustainability ” (ANDES), within Euratom Call FP7- Fission-2009: 1) Improve differential measurements for advanced reactor systems 2) Uncertainty and covariance of nuclear data: evaluators+users “In order to improve codes to handle the complete set of uncertainty/covariance data (i.e. those of nuclear reactions, radioactive decay and fission yield data) to illustrate the potential benefit of generalizing the assessment of simulation results with full uncertainties propagation ” 3) Integral experiments for validation of ND and constraints on uncertainties Highest-priority isotopes/reactions (e.g. fast systems and waste minimization technologies) OECD-NEA High Priority Data Request List INDC(NDS)-0574, Proceedings of the IAEA Technical Meeting in collaboration with NEA on Specific Applications of Research Reactors: Provision of Nuclear Data And more …

4 PART I. Particip. in Meetings/Workshops Conclusions/Recommendations: 1. … … 7. “ Encourage experimental and evaluation efforts on establishment and/or improvement of covariance matrices relevant to reaction x-sections, propagation of associated uncertainties (reaction rates and decay data) in particular in material depletion/transmutation calculations ”

5 PART II. Identifying subtasks (32) Proyecto ANDES Milestone 2.2 Title Report on the usability of Monte Carlo uncertainty propagation in fuel cycle codes, and comparison with conventional approach 1) Generación de 1000 librerías + librería unificada con TALYS, para la prueba de principio (pocos isótopos, caso simplificado) 2) Procesamiento de las 1000 librerías de activación de tarea (1) a formato EAF para ACAB 2bis) Mejora del programa PROCLIB (+ NJOY updates + processing isomeric states) 3) Definición del caso simplificado 4) Cálculos con ACAB del caso simplificado con las 1000 librerías 5) Evaluación estadística de la influencia del número de librerías (si 1000, si 500, si más ...) 6) Procesamiento de la librería unificada con covarianzas (formato ENDF-MF33) y búsqueda de una estructura optimizada de multigrupos (15, 44, ...) 7) Análisis de esas matrices de covarianzas en multigrupos (visualización, test de sus propiedades con programas ANGELO, LAMBDA) 8) Cálculos con ACAB del caso simplificado con la librería unificada 9) Comparación y análisis de resultados de tareas 4 y 8: Assess wheter Total Monte Carlo is possible 10) Generación de 1000 librerías + librería unificada con TALYS para actínidos+FP para cálculos realistas de diferentes “advanced reactor systems”: ESFR, RED-IMPACT, … 11) Calculos realistas con ACAB para diferentes “advanced reactor systems” con las 1000 librerías 12) Calculos realistas con ACAB para diferentes “advanced reactor systems” con la librería unificada 13) Comparación y análisis de resultados de tareas 11 y 12: Assess wheter Total Monte Carlo is possible 14) Resultados con la EAF2010 y comparación con resultados de tareas 11 y 12) 15) Resultados con otras librerías con cross-reactions: SCALE6.0, ... y comparación con resultados de tareas 11 y 12) 16) Other activities: Study Total Monte Carlo directly from ENDF-MF33, … An upgraded ACAB code, which now will deal with Procesamiento de otras librerías con cross-reactions: ZZ-COV, SCALE6.0, NNDC, …y comparación con librería unificada Resultados del problema simplicado con otras librerías con cross-reactions (ZZ-COV, SCALE6.0, NNDC, …) y comparación con resultados de tarea 8) Calculos realistas para diferentes “advanced reactor systems”: ESFR, RED-IMPACT, …con incertidumbres en todos los datos nucleares

6 Generación de 1000 librerías + librería unificada con TALYS para actínidos+FP para cálculos realistas de diferentes “advanced reactor systems”: ESFR, RED-IMPACT, … Calculos realistas con ACAB para diferentes “advanced reactor systems” con las 1000 librerías PART II. Identifying subtasks ( cont.) Calculos realistas con ACAB para diferentes “advanced reactor systems” con la librería unificada Other activities: Study Total Monte Carlo directly from ENDF-MF33, … Milestone 2.3 An upgraded ACAB code, which now will deal with cross-channel and cross-nuclide correlations 17) Modificaciones en COLLAPS para tener en cuenta cross-channel y cross-nuclide correlations: generación de la matriz de covarianzas global 18) Modificaciones en la metodología de sensibilidad de ACAB 19) Modificaciones en la metodología de Monte Carlo de ACAB: descomposición de Cholesky 20) Implementación de previas metodologías en sistema ACAB que esté actualizando Paco 21) Procesamiento de otras librerías con cross-reactions: ZZ-COV, SCALE6.0, NNDC, …y comparación con librería unificada 22) Resultados del problema simplicado con otras librerías con cross-reactions (ZZ-COV, SCALE6.0, NNDC, …) y comparación con resultados de tarea 8) New computational method for the use of covariance information Milestone 2.4 of reaction, decay and fission yield data in an inventory calculation 23) Justificación/Análisis del beneficio potencial de considerar incertidumbres en todos los datos nucleares 24) Modificar COLLAPS para fission yield collapsing sin incertidumbres 25) Metodología para tratar incertidumbres en fission yields: varianzas/covarianzas (si NNL da covarianzas) 26) Metodología para tratar incertidumbres en datos de decay: varianzas/covarianzas (si NNL da covarianzas) 27) Implementación de previas metodologías en sistema ACAB que esté actualizando Paco 28) Calculos realistas para diferentes “advanced reactor systems”: ESFR, RED-IMPACT, …con incertidumbres en todos los datos nucleares (coordinación con CIEMAT para conseguir datos necesarios para ACAB. Estos serían también de aplicación en las tareas 11 y 12) 29) Assess the target accuracies required/need for transmutation calculations 30) Cross-section optimization process: Only variances/default correlation matrix 31) Define a High-priority list of reactions, decays and fission yields, to be included in HighPriorityList / NEA 32) Others: Assessment of the impact of other parameters: irradiation time, initial composition, power, ...

7 PART III. Technical progress III.1 Fission pulse decay heat calculations 1.2 Heat rate per fission x time Pu239 Thermal neutrons (Mev/s /fission·s) 1 0.8 0.6 0.4 Mean value Mean value unc. known Ref. value without unc. Tobias (1989) 0.2 1.0E+00 1.0E+01 1.0E+02 1.0E+03 1.0E+04 1.0E+05 Cooling time (s)

"C/E JEFF-3.1.1" "Mean Value C/E JEFF-3.1.1" Tobias 1989 Error FY/Decay/Energy Error FY Error Energy III.1 Fission pulse DH Error Decay • For rapid reactor transients, the 1.2 1.2 Pu239 prediction of DH is important in the Thermal neutrons range of seconds to minutes 1.15 1.15 • Identical C/E results reported in JEFF report 20 with FISPIN code 1.1 1.1 • Tobias (1989) reviewed the status of DH exp. using 45 sets of exp. 1.05 1.05 Error C/E C/E measurements • Differences between: “C/E” and 1 1 “Mean Value C/E” 0.95 0.95 • It is shown the experimentally derived uncertainties 1 STD (green line) 0.9 0.9 • Uncertainties in calculated values are shown: Decay/Energy/FY and 0.85 0.85 Total 1.0E+00 1.0E+01 1.0E+02 1.0E+03 1.0E+04 1.0E+05 Cooling time (s)

9 PART III. Technical progress III.2 EFIT 150 GWd/TMU 1.0E+07 10 Decay Heat (W) RE (%) total RE (%) XS 1.0E+06 8 RE (%) decay Relative error (%). RE (%) FY Decay Heat (W) 1.0E+05 6 1.0E+04 4 1.0E+03 2 1.0E+02 0 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 Cooling time (years)