Comparison Calculation of a Large Sodium-Cooled Fast Breeder Reactor Using the Cell Code MICROX-2 in Connection with ENDF/B-VI and JEF-1.1 Neutron Data

Abstract

We have obtained results for a large sodium-cooled fast breeder reactor benchmark using data from the ENDF/B-VI and from Revision 1 of the JEF-1 (JEF-1.1) evaluation. The required cross sections were processed with the NJOY code system (Version 89.62) and homogenized with the spectrum cell code MICROX-2. Multigroup transport-theory calculations in 33 neutron groups (forward and adjoint) were performed using the two-dimensional code TWODANT and kinetic parameters were determined using the first-order perturbation-theory code PERT-V. We calculated eigenvalues, neutron balance data, global and regional breeding and conversion ratios, central reaction rate ratios and reactivity worths with and without sodium, effective delayed neutron fraction and inhour reactivity, regional sodium void reactivity, and isothermal core fuel Doppler-reactivities. In particular, it is shown that good agreement (generally within one standard deviation) is achieved between these results and the average values over sixteen benchmark solutions obtained in the past. The eigenvalues predicted with ENDF/B-VI are up to 0.7% larger than those calculated with JEF-1.1 cross sections. This discrepancy is mainly due to different inelastic scattering cross sections for 23Na and 238U, and to different fast fission and nubar data for 23gPu. Zusammenfassung Wir haben Vergleichsrechnungen zur Neutronik eines grossen natriumgekiihlten schnellen Brutreaktors mit Hilfe nuklearer Daten aus der ENDF/B-VIund aus einer revidierten Version der JEF-IGrunddatenbibliothek (JEF-1.1) durchgefihrt. Die benijtigten Wirkungsquerschnitte wurden zun;ichst mit dem Programmsystem NJOY (Version 89.62) generiert und dann mit Hilfe des Spektralprogramms MICROX-2 homogenisiert. Anschliessend wurden direkte und adjungierte Flussrechnungen in 33 Neutronen-Gruppen mit dem zweidimensionalen Transportprogramm TWODANT durchgeftirt und kinetische Parameter mit Hilfe der Stijnmgstheorie erster Ordnung mit dem Programm PERT-V bestimmt. Es wurden Eigenwerte, Neutronen-Bilanz-Parameter, globale und zonenabhtigige Brutund Konversions-Raten, Verh5ltnisse von wichtigen Reaktionsraten im Zentrum des Reaktors, Reaktivitgtskoeffizienten ftir Konfigurationen mit und ohne Natrium, der Anteil vetzijgerter Neutronen, die Generationszeit der prompten Neutronen, zonenabhtigige Natrium-Voidkoeffizienten und isothermische Doppler-Reaktivitlts-Koeffizienten ftir den Brennstoff bestimmt. Es wird insbesondere gezeigt, dass diese neuen Resultate mit den Mittelwerten aus den sechzehn ursptinglich eingereichten BenchmarkLlisungen gut, d.h. meistens innerhalb einer Standard-Abweichung, iihereinstimmen. Die Eigenwerte aus den Rechnungen mit ENDF/B-VI-Bibliotheken sind bis 0.7 % griisser als diejenigen, die man mit JEF-1.1 -Wirkungsquerschnitten erhtilt. Diese Diskrepanz ist prim%durch die verschiedenen inelastisthen Streu-Querschnitte von 23Na und 238U und die abweichenden Daten ftir die schnelle Spaltung von 239Pu bedingt.

34 Figures and Tables

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@inproceedings{Scherrer2000ComparisonCO, title={Comparison Calculation of a Large Sodium-Cooled Fast Breeder Reactor Using the Cell Code MICROX-2 in Connection with ENDF/B-VI and JEF-1.1 Neutron Data}, author={Paul Scherrer and Stefano Pelloni}, year={2000} }