ジルコニウム同位体に対する中性子断面積の理論計算

Theoretical calculation of neutron cross sections for Zr isotopes

市原 晃 

Ichihara, Akira

原子力機構では汎用評価済核データライブラリーJENDL-4.0の改訂に向けて評価研究を実施している。次期JENDL活動のひとつとして、原子炉構造材に対する評価を進めている。Zrは軽水炉の燃料被覆管や燃料集合体のチャンネルボックスの材料として使用される重要な元素である。本研究では、入射エネルギーが0.1から20MeVの範囲において、Zr天然同位体の中性子断面積を理論計算によって求めた。また、次期JENDLでは放射化量評価への貢献を目指し、準安定状態に対する放射化断面積データを拡充する予定である。そのため、準安定状態の実験断面積の再現も視野に入れて理論計算を実施した。使用する理論模型のパラメーターの値を調整することにより、Zr-90の(n,2n)及び(n,p)反応に対して、準安定状態生成の実験断面積を良く再現する結果を得ることができた。同時に、本計算のZr同位体のデータから得られるZr天然元素の全断面積、弾性散乱、中性子捕獲、(n,2n)反応の断面積が、JENDL-4.0と同様に実験断面積を再現することを確認した。

In JAEA we are in charge of the revision of the Japanese Evaluated Nuclear Data Library, JENDL-4.0. An evaluation activity of the next JENDL project is being carried out for structural materials in nuclear power plants. Zirconium is an important element which is used in the fuel rods and the channel boxes of fuel assemblies in light-water reactors. In this study, we calculated neutron cross sections theoretically in the incident energy range between 0.1 and 20 MeV. In the next JENDL, metastable state production data will be supplemented substantially in order to contribute to the evaluation of radioactivities. By adjusting parameters of nuclear reaction models, we could obtain the metastable state production cross sections which are consistent with the experimental data in the (n,2n) and (n,p) reactions of Zr-90.