Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron

(1)

Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron

Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron

Zuhair

Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Gedung No. 80, Serpong, Tangerang 15310 Tel. (021)756-0912, Fax. (021)756-0913

Intisari: Studi Model Teras Reaktor Generasi IV dengan Spektrum Neutron Cepat dalam Perhitungan Multiplikasi Neutron. Reaktor cepat berpendingin gas (GFR), reaktor cepat berpendingin sodium (SFR) dan reaktor cepat berpendingin timbal (LFR) merupakan reaktor Generasi IV dengan spektrum neutron cepat yang banyak mendapat perhatian khusus untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa mendatang. Ketiga tipe reaktor ini memiliki spektrum neutron yang sama, namun menggunakan pendingin yang berasal dari material yang berbeda, yakni helium, sodium dan timbal atau timbal bismuth. Temperatur outlet teras GFR dan LFR yang masing-masing sebesar 850◦C dan 800◦C memungkinkannya untuk memproduksi hidrogen selain listrik. SFR dengan temperatur outlet 550◦C hanya digunakan untuk memproduksi listrik. Dalam studi ini, teras GFR, SFR dan LFR dimodelkan secara homogen. Sel heterogen dipecah ke dalam densitas isotopik dan material baru dibentuk dengan komposisi yang terdiri dari nuklida-nuklida terbobot. Bentuk sel model adalah heksagon dengan jarak flat-to-flat 30 cm dan tinggi 40 cm. Karena data temperatur spesifik untuk meterial bahan bakar, kelongsong, dan moderator/reflektor belum lengkap, perhitungan dilakukan pada temperatur kamar dan pada temperatur outlet teras. Hasil perhitungan dengan program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII memperlihatkan nilai multiplikasi neutron (kef f) LFR yang lebih

tinggi daripada kedua teras lainnya disebabkan oleh komposisi material fisil yang lebih besar di LFR dibandingkan di SFR dan GFR. Ketiga reaktor mengkarakterisasi efek temperatur negatif dengan koefisien reaktivitas masing-masing −5, 80 × 10−5

∆k/k/◦C, −4, 52 × 10−5 ∆k/k/◦C dan −3, 98 × 10−5 ∆k/k/◦C. Dapat disimpulkan bahwa komposisi material fisil sangat berperan dalam perhitungan multiplikasi neutron reaktor GFR, SFR dan LFR. Absorpsi resonansi dari neutron dalam U-238 memiliki efek yang cukup signifikan dalam perhitungan koefisien reaktivitas temperatur ketiga reaktor ini.

Kata kunci: GFR, SFR, LFR, MCNPX, ENDF/B-VII, multiplikasi neutron

Abstract: Study on Modeling of Generation IV Reactor with Fast Neutron Spectra in Neutron Multi-plication Calculation. Gas-cooled fast reactor (GFR), sodium-cooled fast reactor (SFR) and lead-cooled fast reactor (LFR) are candidates of Generation IV reactors which have received a lot of attention specifically to meet world energy needs in the future. These three reactors have different neutron spectrum, but use the same coolant material, namely helium. The outlet core temperatures of GFR and LFR which are 850◦C and 800◦C respectively enable them to produce hydrogen in addition to electricity. SFR with its outlet temperature of 550◦C is only used to produce electricity. In this study, the cores of GFR, SFR and LFR are modeled homogeneously, in which the heterogeneous cells are parsed into isotopic density and new materials consisting of weighted nuclides are formed. The model of cell shape is hexagon with flat-to-flat distance of 30 cm and height of 40 cm. Because of incomplete specific temperature data for materials of nuclear fuel, cladding, and moderator/reflector, the calculation was done at room temperature and outlet core tem-perature. The calculation results using the Monte Carlo transport code MCNPX and continuous energy nuclear data library ENDF/B-VII show the value of LFR neutron multiplication (kef f) which is higher than those of the other cores

are caused by the composition of fissile material in GFR greather than those in SFR and GFR. The three reactors char-acterize the effect of negative temperature with reactivity coefficient of −5, 80 × 10−5∆k/k/◦C, −4, 52 × 10−5∆k/k/◦C and −3, 98 × 10−5 ∆k/k/◦C, respectively. It can be concluded that the composition of fissile material plays a role in the calculation of GFR, SFR and LFR reactor neutron multiplicaton. The neutron resonance absorption in U-238 has a significant effect in the temperature reactivity coefficient calculation of these three reactors.

Keywords: GFR, SFR, LFR, MCNPX, ENDF/B-VII, neutron multiplication

E-mail: [email protected]

Received : 03 Juni 2012; Accepted : 30 Juni 2012

(2)

1 PENDAHULUAN

A

khir-akhir ini ada semacam kebangkitan minat dalam inovasi desain sistem energi nuklir untuk pemanfaatan energi nuklir di masa mendatang. In-ovasi ini distimulasi oleh jejak sejarah tenaga nuklir yang mengesankan dan prospektif selama ini. Forum Internasional Generasi IV (Generation IV Interna-tional Forum, GIF) yang dibentuk tahun 2000 mengin-vestigasi berbagai konsep sistem energi nuklir inovatif untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa de-pan. GIF merepresentasikan pemerintahan negara di mana energi nuklir dikaji sebagai komponen vital ke-butuhan energi saat ini dan saat yang akan datang. USA, Argentina, Brazil, Kanada, Perancis, Jepang, Korea Selatan, Afrika Selatan, Swiss dan Inggris se-bagai sepuluh negara anggota GIF telah berkomit-men untuk berkoalisi berkomit-mengembangkan teknologi nuk-lir generasi yang akan datang. GIF melakukan koor-dinasi dan elaborasi riset dan pengembangan interna-sional pada sistem energi nuklir baru yang menjan-jikan. Forum ini bekerja keras mengembangkan sis-tem energi nuklir Generasi IV yang memiliki stan-dard tinggi dalam keselamatan nuklir, resistensi pro-liferasi dan proteksi fisik serta limbah nuklir yang mi-nimum di samping kompetitif dengan sumber energi lain. Berdasarkan pada potensi untuk memenuhi tu-juan di atas, enam konsep desain reaktor Generasi IV telah diseleksi oleh GIF untuk dikembangkan lebih lanjut[1]_.

Reaktor cepat berpendingin gas (gas-cooled fast re-actor, GFR)[2]_{, reaktor cepat berpendingin sodium}

(sodium-cooled fast reactor, SFR)[3]_{dan reaktor cepat}

berpendingin timbal (lead-cooled fast reactor, LFR)[4]

merupakan reaktor Generasi IV dengan spektrum neu-tron cepat yang banyak mendapat perhatian khusus untuk memenuhi kebutuhan energi dunia di masa mendatang, khususnya GFR. Ketiga tipe reaktor ini memiliki spektrum neutron yang sama, namun meng-gunakan pendingin yang berasal dari material yang berbeda, yakni helium, sodium dan timbal atau tim-bal bismuth. Temperatur outlet teras GFR dan LFR yang masing-masing sebesar 850◦C dan 800◦C memungkinkannya untuk memproduksi hidrogen se-lain listrik. SFR dengan temperatur outlet 550◦C hanya digunakan untuk memproduksi listrik.

Makalah ini membahas spesifikasi desain teras reak-tor Generasi IV dengan spektrum neutron cepat serta memodelkannya sebagai sel yang dihomogenisasi un-tuk perhitungan multiplikasi neutron (kef f). Model

dengan homogenisasi sel sering dilakukan dalam perhi-tungan reaktor dengan metode deterministik, namun dalam studi ini perhitungan kef f dikerjakan dengan

program transport Monte Carlo MCNPX[5]

meman-faatkan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII[6]_. _{Hasil perhitungan didiskusikan untuk}

me-lengkapi analisis dan menyimpulkan efek yang men-dominasi karakteristik neutronik teras GFR, SFR dan LFR.

2 DESKRIPSI REAKTOR GENERASI IV

DENGAN SPEKTRUM NEUTRON CEPAT

Reaktor Generasi IV adalah reaktor daya yang di-hasilkan oleh pengembangan inovatif dari reaktor ge-nerasi sebelumnya. Reaktor Gege-nerasi IV terdiri dari enam tipe reaktor daya yang diseleksi dari sekitar 100 buah desain yang memenuhi kriteria keekonomian yang tinggi, tingkat keselamatan melekat, limbah de-ngan kuantitas yang sangat rendah, dan resistansi pro-liferasi. Klasifikasi keenam jenis reaktor Generasi IV didasarkan pada jenis pendingin dan spektrum reaktor yang digunakan.

Reaktor Generasi IV dirancang tidak hanya berfungsi sebagai instalasi pemasok daya listrik saja, tetapi dapat pula digunakan sebagai pemasok energi termal untuk industri proses. Oleh karena itu reak-tor Generasi IV disebut sebagai sistem energi nuklir (SEN) atau nuclear energy system (NES). GFR, SFR dan LFR adalah tiga dari enam tipe reaktor Gene-rasi IV selain reaktor temperatur sangat tinggi (very high temperature reactor, VHTR)[7]_{, reaktor garam}

cair (molten salt reactor, MSR)[8] _{dan reaktor}

ber-pendingin air super kritis (super critical water-cooled reactor, SCWR)[9]_.

2.1 Reaktor cepat berpendingin gas (GFR) GFR adalah sistem energi nuklir berpendingin gas he-lium (He) dengan spektrum neutron cepat[10]. Karak-teristik spektrum neutron yang sangat keras dihasilkan oleh U-238, karena GFR menggunakan bahan bakar berlapis keramik yang terdispersi dalam matriks ba-han bakar. Reaktor ini memiliki potensi dalam me-manfaatkan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang aktinida penuh. Ciri utama reaktor ini adalah temperatur operasinya tinggi sehingga temperatur outlet dimungkinkan mencapai 850◦C.

Pada umumnya, operasi temperatur tinggi dari se-buah reaktor nuklir akan menghasilkan efisiensi yang relatif tinggi, namun dibutuhkan material yang ad-vanced untuk menopang kondisi operasi. Saat ini pin, pelat dan blok prismatik sedang dipertimbangkan se-bagai konfigurasi teras. Desain GFR diperlihatkan dalam Gambar 1 dengan kompilasi data parameter ditabulasikan dalam Tabel 1.

Desain reaktor memiliki material matriks silikon karbida (SiC). Seleksi ini didasarkan untuk keberlan-jutan material pada operasi temperatur tinggi, karena pemuatan karbon dalam teras yang tinggi dan ham-pir setengah dari jumlah total material teras,

(3)

kon-sekuensinya profil fluks diekspektasi lebih lunak dari-pada yang dipromosikan dalam spesifikasi Generasi IV awal.

Tabel 1: Parameter reaktor cepat berpendingin gas (GFR)[11]

Parameter Unit

Blok bahan bakar

Bentuk Heksagonal

Tinggi (cm) 10

Jarak flat ke flat 10

Jumlah blok bahan bakar per reaktor 990 Volume bahan bakar + matriks 60%

Bahan bakar UC

Material matriks SiC

Rasio bahan bakar / matrik 50% Komposisi bahan bakar

U-235 6,92%

U-238 93,08%

Pendingin

Pendingin He

Fraksi volum pendingin 40%

Gambar 1: Desain reaktor cepat berpendingin gas (GFR)

[12]

SFR adalah sistem energi nuklir kedua dengan spek-trum neutron cepat yang memiliki potensi peman-faatan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang aktinida penuh[10]. Pendingin SFR adalah sodium (Na) dan temperatur outlet -nya diharapkan menca-pai 550◦_{C. Bahan bakar SFR adalah paduan metalik}

dari plutonium dan uranium. Karena SFR menggu-nakan siklus bahan bakar tertutup, aktinida minor dan

transuranium tidak akan pernah meninggalkan reak-tor dan akan dibakar selama reakreak-tor beroperasi. De-sain SFR diperlihatkan dalam Gambar 2.

Gambar 2: Desain reaktor cepat berpendingin sodium (SFR)[3]

2.2 Reaktor cepat berpendingin timbal (LFR)

LFR adalah sistem energi nuklir terakhir dengan spek-trum neutron cepat. LFR juga memiliki potensi pe-manfaatan siklus bahan bakar tertutup dengan daur ulang aktinida penuh[10]. Karakteristik LFR yang da-pat melakukan self breeding membuat reaktor jenis ini mempunyai waktu operasi yang sangat lama, yakni 15-30 tahun. LFR mirip sekali dengan SFR dengan perbedaan utama terletak pada pemilihan pendingin, timbal (Pb) atau timbal-bismuth (Pb-Bi) digunakan dalam LFR sedangkan sodium dimanfaatkan dalam SFR. Desain SFR diperlihatkan dalam Gambar 3 de-ngan kompilasi data parameter ditabulasikan dalam Tabel 2.

3 MODEL PERHITUNGAN

MULTIPLIKASI NEUTRON

Dalam studi ini, teras GFR, SFR, dan LFR dimodel-kan secara homogen. Sel heterogen dipecah ke dalam densitas isotopik dan material baru dibentuk dengan komposisi yang terdiri dari nuklida-nuklida terbobot. Komposisi homogen dari bahan bakar GFR, SFR dan LFR yang digunakan dalam simulasi diberikan dalam Tabel 3.

Dalam teras GFR, fraksi U-234 yang kecil, dinya-takan sebagai 0,01% dari total uranium, dalam kom-posisi bahan bakar diabaikan dan ditambahkan pada fraksi atomik U-235 dan U-238. Matriks SiC memi-liki fraksi isotopik yang secara keseluruhan terdiri atas karbon dengan jumlah hampir setengah dari total nuk-lida dalam teras reaktor. SFR tidak memiliki

(4)

pe-Gambar 3: Desain reaktor cepat berpendingin timbal (LFR)[4]

Tabel 2: Parameter reaktor cepat berpendingin timbal (LFR)[12,13,14] Bahan bakar Komposisi UN Fraksi volume 55% Densitas 0,85% Pengkayaan U-235 20% Kelongsong Komposisi EP-823 Fraksi volume 16% Densitas (g/cm3) 10,4 Pendingin Komposisi Pb Fraksi volume 10% Densitas (g/cm3) 10,4

muatan U-235 awal dan teras mengandung nuklida radiotoksik yang diperoleh dari bahan bakar bekas. Temperatur dan densitas daya model SFR dipertim-bangkan 550◦C dan 60 W/cm3_{. LFR dimodelkan pada}

temperatur 800◦C dengan densitas daya 69 W/cm3. Gambar 4 melukiskan sel model homogen yang digu-nakan untuk merepresentasikan GFR, SFR dan LFR. Di bagian kiri Gambar 4 direpresentasikan permukaan atas dari model reaktor dan di bagian kanan direp-resentasikan permukaan sisi depan dari sel. Daerah 1 adalah daerah material yang dihomogenisasi sedan-gkan daerah 2 adalah medium infinitif.

Bentuk sel model adalah heksagonal dengan jarak flat-to-flat 30 cm dan tinggi 40 cm, sedangkan ben-tuk sel heksagonal dipilih unben-tuk memudahkan ge-ometri yang cocok untuk menentukan kondisi batas yang perlu. Karena setiap sel reaktor dimodelkan

se-Tabel 3: Komposisi atomik GFR, SFR, dan LFR Isotop/ Fraksi isotop/elemen

Elemen GFR SFR LFR U-235 0,00876 - 0,06319 U-238 0,11788 0,15284 0,24955 Pu-239 - 0,02336 -Pu-240 - 0,002 -Pu-241 - 0,00011 -Am-241 - 0,00011 -C 0,49792 - 0,00209 Si 0,37128 - 0,0058 He 0,00415 - -O - 0,37909 -Na - 0,17041 -Fe - 0,27208 0,18529 N - - 0,31274 Cr - - 0,02891 Ni - - 0,00171 Mo - - 0,00118 V - - 0,00098 Nb - - 0,00054 W - - 0,00055 Mn - - 0,00137 Pb - - 0,14611

bagai sebuah sistem infinitif, kondisi batas periodik dikenakan pada kedua sisi heksagon sedangkan kon-disi batas reflektif dikenakan pada sisi atas dan bawah dari heksagon. Dimensi yang relatif besar yang digu-nakan di sini diambil untuk mendapatkan akurasi yang cukup tinggi, karena hasil yang diperoleh direratakan atas volume sel.

Temperatur sel GFR, SFR dan LFR yang dimodel-kan dalam perhitungan didefinisidimodel-kan masing-masing pada 850◦C, 550◦C dan 800◦C. Perhitungan dilakukan pada temperatur kamar dan pada temperatur outlet teras sebagai konsekuensi dari data temperatur spesi-fik untuk material bahan bakar, kelongsong, dan mod-erator/reflektor yang belum lengkap.

4 HASIL PERHITUNGAN DAN ANALISIS

Perhitungan multiplikasi neutron (kef f) dikerjakan

dengan program MCNPX. MCNPX dikenal sebagai program transport Monte Carlo yang mengkopel neu-tron, foton dan elektron elektron gayut waktu dengan geometri tergeneralisasi, energi kontinu dan berfungsi umum. Solusi untuk parameter-parameternya, juga tally, diperoleh dengan teknik sampling yang secara statistik diderivasi dari persamaan transport integral Boltzmann. Eksplanasi detail program ini ditemukan

(5)

Gambar 4: Model reaktor dalam perhitungan GFR, SFR, dan LFR

dalam berbagai referensi dan manual MCNPX. MC-NPX memuat pustaka data atomik dari tampang lin-tang dengan jangkauan yang luas dari reaksi nuk-lir. Data nuklir pada temperatur 850◦C, 550◦C dan 800◦C diderivasi dari pemrosesan menggunakan modul ACER dalam program pengolah data NJOY99.304[15]_.

Dalam studi ini data nuklir yang digunakan diperoleh dari ENDF/B-VII karena tidak dispesifikasikan.

Dua opsi KCODE dan KSRC digunakan untuk memproduksi nilai kef f GFR, SFR dan LFR. KCODE

mendefinisikan sejumlah siklus aktif untuk mensta-bilkan reaksi berantai dalam teras reaktor yang disim-ulasikan, yang digunakan untuk memonitor perkem-bangan populasi neutron. Dalam perhitungan ini 10 siklus non aktif dan 100 siklus aktif dengan 5.000 neu-tron setiap siklusnya disimulasikan untuk memperoleh nilai kef f teras GFR, SFR, dan LFR.

KSRC mendefinisikan lokasi neutron sumber siklus pertama yang terletak di dalam material fisil untuk mengawali perhitungan multiplikasi neutron dari satu generasi kejadian fisi ke genarasi berikutnya. Posisi mutlak neutron sumber awal tidak memainkan pera-nan pada hasil akhir jika sistem dekat pada kondisi kri-tikalitas. Ini dikarenakan posisi sumber dari satu sik-lus ke siksik-lus selanjutnya digunakan untuk membangk-itkan generasi neutron sumber berikutnya sehingga se-cara cepat mencakup posisi keseluruhan material fisil dalam sistem. Dalam perhitungan ini, posisi sumber neutron awal ditentukan di pusat heksagon.

Hasil perhitungan multiplikasi neutron (kef f) teras

GFR, SFR dan LFR disajikan dalam Tabel 4. Dari Tabel ini dapat diamati bahwa teras LFR mempro-duksi kef f lebih tinggi daripada kedua teras

lain-nya. Ini disebabkan oleh komposisi material fisil yang lebih besar di LFR dibandingkan di SFR dan GFR. Reaktor dengan spektrum neutron cepat ini memper-lihatkan nilai kef f yang berkurang pada temperatur

outlet teras. Perubahan keff sebesar 4,74%; 3,02% dan 4,20% masing-masing untuk GFR, SFR, dan LFR menunjukkan ketiga reaktor konsisten mereflek-sikan efek temperatur yang cukup besar. Perubahan

kef f diakibatkan oleh pelebaran resonansi isotop238U

karena agitasi termal yang meningkat dari nuklida yang menjauhi neutron. Kenaikan temperatur mem-buat nuklida bervibrasi lebih cepat dalam struktur kisinya, melebarkan jangkauan energi neutron yang secara resonansi diserap dalam bahan bakar. Dalam kondisi yang sesungguhnya, distribusi temperatur ba-han bakar, pendingin dan reflektor sangat berbeda. Oleh karena itu penting untuk memprediksi distribusi temperatur yang akurat dalam GFR, SFR dan LFR untuk mendapatkan hasil simulasi yang presisi.

Tabel 4: Komposisi atomik GFR, SFR, dan LFR Temperatur Multiplikasi Neutron (Kef f)

Teras GFR SFR LFR 27◦C 1, 04226± 1, 31617± 1, 42713± 0,00065 0,00059 0,00060 (1, 00000)† (1, 00000)† (1, 00000)† −0, 73032 −0, 92225 (1, 00000)†† 550◦C 1.27644± 0,00058 - −0, 96981 -(−) 800◦C 1, 36715± 0,00060 - - -0,95797 (−) 850◦C 0, 99284± 0,00051 −0, 95258 - -(−) † Perhitungan GFR, SFR dan LFR dinormalisasi menjadi 1,0 .

†† Perhitungan LFR dinormalisasi menjadi 1,0

Nilai koefisien reaktivitas temperatur teras GFR, SFR dan LFR masing-masing sebesar −5, 80 × 10−5 ∆k/k/◦C, −4, 52 × 10−5 ∆k/k/◦C, dan −3, 98 × 10−5 ∆k/k/◦C diperoleh dari hasil perhitungan kef f dalam

Tabel 4 mengikuti hubungan: ρm=

kn+1− kn

kn+1+ kn

× 1

Tn+1− Tn

dengan ρn adalah koefisien reaktivitas temperatur

an-tara Tndan Tn+1(∆k/k/◦C), sedangkan kndan kn+1

adalah nilai multiplikasi neutron (kef f) pada

temper-atur Tn dan Tn+1.

5 KESIMPULAN

Studi model teras GFR, SFR dan LFR untuk perhi-tungan multiplikasi neutron telah dilakukan dengan

(6)

program transport Monte Carlo MCNPX dan pustaka data nuklir energi kontinu ENDF/B-VII. Hasil per-hitungan memperlihatkan nilai multiplikasi neutron (kef f) LFR yang lebih tinggi daripada kedua teras

lainnya disebabkan oleh komposisi material fisil yang lebih besar di LFR dibandingkan di SFR dan GFR. Ketiga reaktor mengkarakterisasi efek temperatur negatif dengan koefisien reaktivitas masing-masing −5, 80 × 10−5_∆k/k/◦_{C, −4, 52 × 10}−5 _∆k/k/◦_{C, dan}

−3, 98 × 10−5 _∆k/k/◦_C.

Dari uraian di atas dapat disimpulkan bahwa kom-posisi material fisil sangat berperan dalam perhitun-gan multiplikasi neutron reaktor GFR, SFR dan LFR. Absorpsi resonansi dari neutron dalam U-238 memi-liki efek yang cukup signifikan dalam perhitungan koe-fisien reaktivitas temperatur ketiga reaktor ini.

REFERENSI

[1] _{, 2003, The US Generation IV Implementation}

Strategy, 03-GA50439-06, Office of Nuclear Energy, Science, and Technology, USDOE, September 2003

[2] _{, 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan-Appendix}

3.0 - GFR, July 2006

5.0 - SFR, July 2006

6.0 - LFR, July 2006

[5]_{Hendricks, J.S., G.W. McKinney, et al., 2008, MCNPX}

2.6.0 Extensions, LA-UR-08-2216, Los Alamos National Laboratory, April 11

[6]_{Chadwick, M.B., P. Oblozinsky, M. Herman, et al., 2006,}

ENDF/B-VII: Next Generation Evaluated Nuclear Data

Library for Nuclear Science and Technology, Nuclear Data Sheets, Vol. 107, pp. 2931-3060

[7] _{, 2006, FY 2006 Ten-Year Program Plan - Appendix}

1.0 - NGPG, July 2006

2.0 - MSR, July 2006

4.0 - SCWR, July 2006

[10] _{, 2003, United States Sub committed on Generation}

IV Technology Planning on A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, Report to Nuclear Energy Research Advisory Committed, Washington Technical Roadmap Report

[11]_{Driscoll, M., et al., 2005, Engineering and Physics}

Optimization of Breed and Burn Fast Reactor Systems: Final Report, MIT-GFR-035, September 2005

[12]_{Office of Advanced Nuclear Research, DOE Office of}

Nuclear Energy, Science and Technology, Generation IV Nuclear Energy Systems Ten-Year Program Plan, Volume 1, March 2005

[13]_{Scennicki, J.J., et al., 2005, SSTAR Lead-Cooled, Small}

Modular Fast Reactor for Deployment at Remote Sites -System Thermal Hydraulic Development, Proccedings of the ICAPP’05, Seoul, Republic of Korea, May 2005

[14]_{Hejzlar, P., et al., 2002, Actinide Burning in a}

Lead-Bismuth-Cooled Critical Fast Reactor with Economic Electricity Generation, Proceedings of the 7th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Jeju, South Korea, October 2002

[15]_{MCFarlane, R.E., D.M. Muir, 2000, NJOY99.0: Code}

System for Producing Pointwise and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B Data, LANL, PSR-480