Neutronic Performance of (U, PU)C Fuel in a Lattice of Gfr Using Scale 6.0
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Universidade Federal de Minas Gerais
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Desempenho Neutrônico de Combustível (U, PU)C em uma Malha de Gfr Usando Escala 6.0
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Resumo
This 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.
Abstract
Este 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.
Assunto
Engenharia Nuclear, Material Nuclear
Palavras-chave
Neutron Irradiation, Nuclear Material, Waste Management
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https://link.springer.com/article/10.1557/opl.2016.32