Determinazione dei parametri di sicurezza del core e dell’andamento del burnup di un reattore veloce refrigerato a metallo liquido

In questo rapporto vengono documentate le attività svolte per lo sviluppo e la validazione di un modello Monte Carlo basato sul codice MCNPX v.2.7 per la simulazione neutronica di un reattore veloce raffreddato a sodio. Tale modello è stato sviluppato seguendo le specifiche dell’OECD/NEA Sodium Task Force. I principali parametri nucleari del core (coefficienti di reattività, parametri nucleari, distribuzione tridimensionale della potenza e concentrazione degli attinidi) sono stati calcolati per un nocciolo all’equilibrio, ad inizio ed alla fine del ciclo. I risultati ottenuti sono stati sottomessi all’OECD/NEA ed il confronto preliminare con altre soluzioni indipendenti dimostra il buon accordo dei dati calcolati. I risultati di questo lavoro verranno utilizzati per lo sviluppo di un modello termoidraulico di un SFR utilizzando il codice RELAP5-3D©.