Neutronic Performance of (U, PU)C Fuel in a Lattice of Gfr Using Scale 6.0

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dc.creatorAnderson Altair Pinheiro de Macedo
dc.creatorCarlos Velasquez
dc.creatorClarysson Alberto Mello da Silva
dc.creatorClaubia Pereira
dc.date.accessioned2022-07-20T18:08:51Z
dc.date.accessioned2025-09-08T23:01:07Z
dc.date.available2022-07-20T18:08:51Z
dc.date.issued2016
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.
dc.identifier.doi10.1557/opl.2016.32
dc.identifier.issn1946-4274
dc.identifier.urihttps://hdl.handle.net/1843/43478
dc.languageeng
dc.publisherUniversidade Federal de Minas Gerais
dc.relation.ispartofMRS Proceedings
dc.rightsAcesso Restrito
dc.subjectEngenharia Nuclear
dc.subjectMaterial Nuclear
dc.subject.otherNeutron Irradiation
dc.subject.otherNuclear Material
dc.subject.otherWaste Management
dc.titleNeutronic Performance of (U, PU)C Fuel in a Lattice of Gfr Using Scale 6.0
dc.title.alternativeDesempenho Neutrônico de Combustível (U, PU)C em uma Malha de Gfr Usando Escala 6.0
dc.typeArtigo de periódico
local.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.
local.publisher.countryBrasil
local.publisher.departmentENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
local.publisher.initialsUFMG
local.url.externahttps://link.springer.com/article/10.1557/opl.2016.32

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