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Neutron cross section data in multigroup constant library MGCL for criticality safety analysis

臨界安全解析用多群定数ライブラリーMGCLの中性子断面積データ集

小室 雄一; 角田 弘和*; 桜井 淳*

Komuro, Yuichi; not registered; not registered

日本原子力研究所では臨界安全性評価コードシステムJACSの開発を行ってきた。本報告書は、137群、300K MGCLの無限希釈断面積のグラフ集である。このライブラリーには超ウラン核種やFP核種も含まれているので、燃焼燃料の反応度変化を掴むのに役立つであろう。また、各核種の特性を知るための助けとなるであろう。

no abstracts in English

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