Integral Test of Neutron Cross Section Data for Future Reactor Materials Through Measurement and Analysis of Neutron Spectra

中性子スペクトルの測定と解析による将来の原子炉材料の中性子断面積データの積分的評価

森 貴正

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将来の原子炉材料としての使用が期待されているモリブデン、ニオブ、チタン、リチウム及びフッ素の中性子断面積データの評価を目的として、各材料パイル中の和KeVから数MeVにいたる中性子スペクトルを電子線型加速器を用いた中性子飛行時間法により測定し理論解析の結果と比較した。評価の対象とした核データライブラリーは我国のJENDLと米国のENDEF/B-IVである。本研究の方法を定量的に評価するために感度解析コードを作成し、実験計画に利用するとともに実験値と計算値間の不一致の原因究明に利用した。感度解析の結果に基づいて、鉛反射体付ニオブパイル中の中性子スペクトルとリチウム平板による散乱中性子スペクトルの測定が補助的な実験として行なわれた。本研究により、全断面積及び散乱断面積に対して多くの有用な知見が得られた。

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