Science and Technology of Nuclear Installations

Research Article

Modeling of the ORNL PCA Benchmark Using SCALE6.0 Hybrid Deterministic-Stochastic Methodology

Table 1

Equivalent fission fluxes (per 1 PCA core fission neutron per second (cm−2)).
Detector locationResponse function data 237Np(n, f) 137CsC/M 238U(n, f) 137CsC/M 103Rh(n, n′) C/M 115In(n, n′) C/M 58Ni(n, p) 58CoC/M 27Al(n, α) 24NaC/M
A1ENDF/B-VII.0 %0.99 %*   %0.90 %0.95 %1.09
IRDF-2002 %1.03 %* %0.99 %0.95 %0.97 %1.09
IRDF-90.v2 %0.98 %* %0.99 %0.95 %0.98 %1.13
A2ENDF/B-VII.0 %* %*   %0.95 %0.99 %1.13
IRDF-2002 %* %* %* %1.01 %1.03 %1.13
IRDF-90.v2 %* %* %* %1.01 %1.03 %1.17
A3ENDF/B-VII.0 %0.93 %*   %0.81 %0.86 %0.97
IRDF-2002 %0.96 %* %* %0.87 %0.88 %0.98
IRDF-90.v2 %0.90 %* %* %0.87 %0.88 %1.01
A4ENDF/B-VII.0 %0.98 %0.87   %0.90 %0.91 %1.05
IRDF-2002 %0.99 %0.89 %0.97 %0.96 %0.92 %1.05
IRDF-90.v2 %0.97 %0.92 %0.97 %0.98 %0.94 %1.08
A5ENDF/B-VII.0 %0.95 %0.81   %0.86 %0.87 %1.02
IRDF-2002 %0.96 %0.82 %0.90 %0.91 %0.87 %1.01
IRDF-90.v2 %0.96 %0.85 %0.92 %0.93 %0.90 %1.04
A6ENDF/B-VII.0 %0.91 %0.77   %0.84 %0.88 %1.01
IRDF-2002 %0.92 %0.78 %0.89 %0.89 %0.90 %1.01
IRDF-90.v2 %0.92 %0.82 %0.91 %0.93 %0.93 %1.03
A7ENDF/B-VII.0 %0.87 %*   %* %* %*
IRDF-2002 %0.87 %* %* %* %* %*
IRDF-90.v2 %0.88 %* %* %* %* %*
ENDF/B-VI.8 data was used for extraction of cross section “inelastic to metastable” isomer 115In(n, n′)115m In.
Experimental data not provided in PCA benchmark.