Validation of Np-237 cross sections by analysis of BFS critical experiments with massively neptunium-loaded cores

ネプツニウムを大量に装荷したBFS臨界実験解析によるN-237核断面積の検証

石川 眞; 羽様 平 

Ishikawa, Makoto; Hazama, Taira

世界の主要な核データライブラリの、Np核データを検証するために、二酸化ネプツニウム10kgを装荷したBFS臨界実験の3シリーズを解析した。最新のJENDL-3.3, ENDF/B-VII.0、及びJEFF-3.1は、Np核データの観点からは満足できる結果を示したが、同時に、幾つかのライブラリでは、Puの核分裂あたり中性子発生数,核分裂断面積,Uの散乱方向余弦,ナトリウムの非弾性散乱断面積などについて、再評価が必要であるとの結論を得た。さらに、積分実験データを用いて、炉定数調整を行うことにより、高速炉の核特性予測精度が向上することを示した。

Three series of BFS critical experiments which loaded approximately 10 kg of Np -dioxide were analyzed to verify the performance of major libraries with Np nuclear data. The latest JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 showed satisfactory results from the Np data viewpoint; however some other major data such as Pu nu and fission, U and/or the sodium inelastic scattering cross-sections of some libraries may need re-evaluation. Further, the effect of integral experimental information to obtain better predictions of reactor core parameters was demonstrated by the cross-section adjustment method.