Sensitivity analisys in nuclear fuel performance codes

Para o licenciamento de reatores nucleares é essencial que sejam apresentados cálculos e evidência experimental comprovando que sua operação obedece à normas de segurança impostas pelos órgãos reguladores. Este trabalho se propõe a efetuar uma análise de sensibilidade e quantificação de incertezas sobre o código TRANSURANUS adaptado para o uso do revestimento de aço inoxidável AISI-348 em varetas de combustível de um reator PWR, permitindo identificar quais os dados de entrada mais relevantes aos modelos do TRANSURANUS, bem como um intervalo de confiança para os resultados obtidos. A análise foi feita através da amostragem por métodos de Monte Carlo, onde os dados de entrada referentes à geometria e composição da vareta de combustível apresentam uma distribuição normal truncada nas tolerâncias de fabricação. Os valores aleatórios gerados foram usados como dados de entrada do TRASURANUS e, após múltiplas execuções, os resultados do TRANSURANUS referentes à temperatura central do combustível, pressão interna da vareta e deformação do revestimento foram usados para a obtenção do intervalo de confiança e a realização de uma análise de sensibilidade por decomposição da variância.In order for nuclear reactors to be licensed, it is essential that calculations and experimental evidence are shown proving its operation obeys safety regulations imposed by regulatory agencies. The present study proposes the execution of uncertainty and sensitivity analysis on TRANSURANUS code, adapted for the use of stainless steel AISI-348 as the cladding material for a PWR reactor fuel rod, thus allowing which input data are more relevant to the TRANSURANUS models, as well as a confidence interval for the results. The analysis was made through Monte Carlo sampling, where input values related to the geometry and composition of the fuel rod were taken from a normal distribution truncated around fabrication tolerance values. The generated samples were used as TRANSURANUS input data, and after numerous executions of the code, the results pertaining to the fuel center line temperature, fuel rod inner pressure and cladding strains were used to obtain a confidence interval and to make a variance based sensitivity analysis