Journal de la science de l'énergie nucléaire et de la technologie de production d'électricité

Calculs de prédiction de réactivité pour des réseaux infinis de piles à combustible MOX REP utilisant MCNP5 et WIMSD-5B

Sonia M Reda

Français Dans le présent article, l'effet de certains nucléides majeurs sur la réactivité du combustible nucléaire pour la cellule à aiguilles de combustible dans le réacteur à eau pressurisée (REP) a été calculé à l'aide des codes MCNP5_RSICC, 1.2 et WIMSD-5B. Afin d'évaluer nos capacités, le benchmark de criticité du crédit pour des réseaux infinis de cellules à aiguilles de combustible MOX REP a été calculé à l'aide de deux codes différents et de deux bibliothèques de sections efficaces différentes. Les résultats ont été comparés à des résultats similaires publiés par le groupe d'experts de l'Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE/AEN) sur le crédit de combustion. Une bonne concordance a été trouvée pour la valeur de keff avec les codes correspondants et les solutions moyennes de référence. La valeur de réactivité due aux isotopes d'uranium , de plutonium et de curium a été déterminée. Les écarts entre les résultats actuels et les résultats moyens de référence se situent dans la plage des écarts pour les participants avec les résultats moyens de référence. L'écart entre les résultats keff et les résultats moyens varie de -0,246 à 0,276 et de 0,05 à 0,793 pour MCNP5 et WIMSD-5B respectivement.