Investigation of (n,γ) reaction in hybrid reactor zones Translated title: Untersuchung der (n,γ) Reaktion in hybriden Reaktorbereichen

Abstract

In this study, the fluids were composed with increased mole fractions of a mixture of molten salt: heavy metals 99 – 95 % Li ₂₀Sn ₈₀−1 – 5 % SFG-Pu, 99 – 95 % Li ₂₀Sn ₈₀−1 – 5 % SFG-PuF ₄, 99 – 95 % Li ₂₀Sn ₈₀−1 – 5 % SFG-PuO ₂. In this study, the effect on conversion of each isotope ( ^238–242Pu) in spent fuel grade plutonium by (n,γ) reactions was investigated in liquid first wall, blanket and shield zones of the designed hybrid reactor system. Beryllium (Be) is the neutron multiplier by (n,2n) reactions. The Be zone used was 3 cm thick. 9Cr2WVT, a ferritic steel, is used as structural material. Three-dimensional nucleonic calculations were performed by using the most recent versions of the MCNPX-2.7.0 Monte Carlo code and the nuclear data library ENDF/B-VII.0.

Kurzfassung

In dieser Studie wurden mit den erhöhten Mol-Anteilen der Salz-Schwermetallmischungen 99 – 95 % Li ₂₀Sn ₈₀−1 – 5 % SFG-Pu, 99 – 95 % Li ₂₀Sn ₈₀−1 – 5 % SFG-PuF ₄, 99 – 95 % Li ₂₀Sn ₈₀−1 – 5 % SFG-PuO ₂ Fluide hergestellt. In dieser Arbeit wurde der Einfluß eines jeden Isotops ( ^238–242Pu) auf die Umwandlung in Spent-Fuel-Grade Plutonium mit Hilfe der (n,γ) Reaktion in der ersten Flüssigwand, im Blankett und in den Schutzzonen des im Rahmen dieser Studie konzipierten Reaktors untersucht. Berilyum (Be) ist hierbei mit der (n,2n) Reaktion der Neutronen-Multiplikator. Der Be-Bereich hat eine Dicke von 3 cm. Als Konstruktionsmaterial wurde 9Cr2WVTa ferritischer Stahl verwendet. Die dreidimensionalen nukleonischen Berechnungen wurden mit Hilfe der neuesten Versionen des MCNPX-2.7.0 Monte Carlo-Codes und der nuklearen Daten-Bibliothek ENDF/B-VII.0 durchgeführt.