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Benchmark of evaluated nuclear data libraries using post-irradiation experimental data on fuel composition changes of the fast reactor JOYO

高速実験炉「常陽」の燃料組成変化に関する照射後試験データを用いた評価済み核データライブラリのベンチマーク解析

横山 賢治; 神 智之*

Yokoyama, Kenji; Jin, Tomoyuki*

高速実験炉「常陽」MK-IIの燃料組成変化に関する照射後試験データはJNC(JAEAの前身)において1986年から測定されてきた。本研究では、常陽MK-IIのドライバー燃料の照射後試験データに関して利用可能なデータをすべて解析し、$$^{235}$$Uの消滅と$$^{236}$$Uの生成に関する積分実験データを整備した。これらの積分実験データともに$$^{235}$$Uに関する感度を持ち、核データのベンチマーク解析に利用可能である。最近の評価済み核データライブラリであるJENDL-3.2, -3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VIIは$$^{236}$$Uの生成を過大評価する傾向がある。炉定数調整計算により$$^{235}$$Uの捕獲断面積を再評価することでこの過大評価を改善できる可能性があることを示した。

Post irradiation experiment (PIE) data on depleted fuel composition of the experimental fast reactor "JOYO" MK-II has been accumulated since 1986 in JNC (the former of JAEA). In the present study, all the available PIE data of JOYO MK-II driver fuel were analyzed and integral data concerning $$^{235}$$U depletion and $$^{236}$$U generation were prepared. Both the integral data are sensitive to $$^{235}$$U capture cross section and applicable to nuclear data benchmarks. The recent evaluated nuclear data libraries, JENDL-3.2, -3.3, JEFF-3.1 and ENDF/B-VII, have a tendency to overestimate the generation of $$^{236}$$U. A cross section adjustment demonstrated that re-evaluation of $$^{235}$$U capture cross section improved the overestimation.

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