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Please use this identifier to cite or link to this item: http://hdl.handle.net/1843/43478
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dc.creatorAnderson Altair Pinheiro de Macedopt_BR
dc.creatorCarlos Velasquezpt_BR
dc.creatorClarysson Alberto Mello da Silvapt_BR
dc.creatorClaubia Pereirapt_BR
dc.date.accessioned2022-07-20T18:08:51Z-
dc.date.available2022-07-20T18:08:51Z-
dc.date.issued2016-
dc.identifier.doi10.1557/opl.2016.32pt_BR
dc.identifier.issn1946-4274pt_BR
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/1843/43478-
dc.description.abstractEste trabalho estuda o desempenho do combustível (U, Pu)C em uma montagem hexagonal de um GFR (Gas Fast Reactor). O código SCALE 6.0 (Standardized Computer Analysis for Licensing Evaluation versão 6.0) foi utilizado no cálculo. O objetivo é avaliar o comportamento do fator de multiplicação infinito (kinf) para um modelo de montagem heterogêneo usando quatro bibliotecas de dados nucleares: V6-238, V7-238, ENDF/B-VI.8 e ENDF/B-VII.0. A queima de (U, Pu)C foi realizada pelo módulo TRITON-6, e as concentrações isotópicas foram avaliadas durante o ciclo. O presente trabalho compreende cálculos nas condições de Zero Power e Full Power. Este estudo pretende obter mais informações sobre os diferentes Reatores Rápidos.pt_BR
dc.description.resumoThis paper studies the performance of (U, Pu)C fuel in a hexagonal assembly of a GFR (Gas Fast Reactor). The SCALE 6.0 (Standardized Computer Analysis for Licensing Evaluation version 6.0) code was used in the calculation. The goal is to evaluate the behavior of the infinite multiplication factor (kinf) for a heterogeneous assembly model using four nuclear data libraries: V6-238, V7-238, ENDF/B-VI.8 and ENDF/B-VII.0. The burnup of (U, Pu)C was performed by the TRITON-6 module, and the isotopic concentrations were evaluated during the cycle. The present work comprises calculations at Zero Power and Full Power condition. This study intends to achieve more information about different Fast Reactors.pt_BR
dc.languageengpt_BR
dc.publisherUniversidade Federal de Minas Geraispt_BR
dc.publisher.countryBrasilpt_BR
dc.publisher.departmentENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEARpt_BR
dc.publisher.initialsUFMGpt_BR
dc.relation.ispartofMRS Proceedingspt_BR
dc.rightsAcesso Restritopt_BR
dc.subjectNeutron Irradiationpt_BR
dc.subjectNuclear Materialpt_BR
dc.subjectWaste Managementpt_BR
dc.subject.otherEngenharia Nuclearpt_BR
dc.subject.otherMaterial Nuclearpt_BR
dc.titleNeutronic Performance of (U, PU)C Fuel in a Lattice of Gfr Using Scale 6.0pt_BR
dc.title.alternativeDesempenho Neutrônico de Combustível (U, PU)C em uma Malha de Gfr Usando Escala 6.0pt_BR
dc.typeArtigo de Periódicopt_BR
dc.url.externahttps://link.springer.com/article/10.1557/opl.2016.32pt_BR
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