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論文

Spectrum-averaged one-group cross sections of actnides based on JENDL-3

増川 史洋; 中川 庸雄; 飯島 俊吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(6), p.572 - 576, 1990/06

https://doi.org/10.3327/jnst.27.572

過去10年間、アクチニド核種、特にマイナーアクチニド核種に対する中性子断面積の実験・評価には目覚しい進歩があり、最近完成したJENDL-3にはこれらの成果が最大限度取り込まれている。本研究では、JENDL-3およびENDF/B-Vに基づき、$$^{230}$$Thから$$^{248}$$Cmまでの27核種についてPWR、BWR、FBRの典型的な中性子スペクトルを用いて1群断面積を作成し、従来核燃料サイクルの評価によく用いられるORIGEN2/82ライブラリーとの比較を行った。その結果、数多くの反応について不一致が見られた。

報告書

ORIGEN-JR: A Computer Code for Calculating Radiation Sources and Analyzing Nuclide Transmutations

小山 謹二; 山野 直樹; 宮坂 駿一

JAERI-M 8229, 62 Pages, 1979/05

JAERI-M-8229.pdf:1.51MB

使用済燃料などの輸送容器、再処理工程における線源評価コードを開発した。同位体元素の生成、消滅計算はORIGENで行なっている。遮蔽詳細設計に必要な中性子エネルギースペクトルについては自発核分裂中性子源及び任意のアクチニド核種を軽元素との($$alpha$$、n)反応による寄与が計算できる。そのため角度依存($$alpha$$、n)断面積は統計模型を用いた計算により8核種($$^{9}$$Be、$$^{1}$$$$^{0}$$B、$$^{1}$$$$^{1}$$B、$$^{1}$$$$^{3}$$C、$$^{1}$$$$^{4}$$N、$$^{1}$$$$^{7}$$O、$$^{1}$$$$^{8}$$O、$$^{1}$$$$^{9}$$F)についてデータライブラリーを作成した。ORIGENで用いらている炉内中性子スペクトル指標の他に、各反応別の一群断面積の使用を可能として、より正確な燃焼条件を取扱える。遮蔽計算コードQAD-P5,ANISN-JR,DOT-IIIの線源入力形式に一致した線源データを与えることが可能である。

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