The adopted methodology to collapse cross sections to analyze transients in the ALFRED Reactor is described. The fuel (mixed oxides) and the coolant (lead) temperatures are used as parameters to obtain several sets. We used the JEFF 3.1 Library (from 1968 to 5 energy groups) and the French code ERANOS (ECCO module). We carried out some flux calculations on the whole reactor (VARIANT module), to test the nuclear data coherence. The cross section evaluations have also been performed adopting a stochastic approach, by the use of the Monte Carlo SERPENT code.

Nel presente rapporto viene descritta la metodologia adottata per condensare sezioni d’urto, con riferimento al reattore ALFRED, per valutarne transitori operazionali e incidentali. Le temperature del combustibile (ossidi misti) e del refrigerante (piombo) sono utilizzate come parametri. La libreria usata è la JEFF 3.1; partendo dalla struttura a 1968 gruppi, si arriva ad una a 5 gruppi. È stato utilizzato il codice francese ERANOS (modulo ECCO). Sono riportati altresì alcuni calcoli di flusso, sul reattore, utilizzando il modulo VARIANT, per un test sulla coerenza dei dati ottenuti. La valutazione delle sezioni d’urto è stata inoltre svolta con un approccio statistico utilizzando il codice Monte Carlo SERPENT.

ALFRED Reactor: evaluation of multi temperature cross section sets by deterministic and stochastic methods

Peluso, Vincenzo;
2013

Abstract

Nel presente rapporto viene descritta la metodologia adottata per condensare sezioni d’urto, con riferimento al reattore ALFRED, per valutarne transitori operazionali e incidentali. Le temperature del combustibile (ossidi misti) e del refrigerante (piombo) sono utilizzate come parametri. La libreria usata è la JEFF 3.1; partendo dalla struttura a 1968 gruppi, si arriva ad una a 5 gruppi. È stato utilizzato il codice francese ERANOS (modulo ECCO). Sono riportati altresì alcuni calcoli di flusso, sul reattore, utilizzando il modulo VARIANT, per un test sulla coerenza dei dati ottenuti. La valutazione delle sezioni d’urto è stata inoltre svolta con un approccio statistico utilizzando il codice Monte Carlo SERPENT.
The adopted methodology to collapse cross sections to analyze transients in the ALFRED Reactor is described. The fuel (mixed oxides) and the coolant (lead) temperatures are used as parameters to obtain several sets. We used the JEFF 3.1 Library (from 1968 to 5 energy groups) and the French code ERANOS (ECCO module). We carried out some flux calculations on the whole reactor (VARIANT module), to test the nuclear data coherence. The cross section evaluations have also been performed adopting a stochastic approach, by the use of the Monte Carlo SERPENT code.
Rapporto tecnico;Neutronica;Metodi Monte Carlo;Metodi deterministici;Generation IV reactors
File in questo prodotto:
File Dimensione Formato  
Rds-2013-018.pdf

accesso aperto

Licenza: Creative commons
Dimensione 4.29 MB
Formato Adobe PDF
4.29 MB Adobe PDF Visualizza/Apri

I documenti in IRIS sono protetti da copyright e tutti i diritti sono riservati, salvo diversa indicazione.

Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/20.500.12079/7633
Citazioni
  • ???jsp.display-item.citation.pmc??? ND
  • Scopus ND
social impact