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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、$$^{237}$$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、$$^{237}$$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、$$^{239}$$Puの核分裂あたり中性子発生数,核分裂断面積,$$^{238}$$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 $$^{237}$$Np -dioxide were analyzed to verify the performance of major libraries with $$^{237}$$Np nuclear data. The latest JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 showed satisfactory results from the $$^{237}$$Np data viewpoint; however some other major data such as $$^{239}$$Pu nu and fission, $$^{238}$$U $$mu$$ 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.

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