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論文

Neutron capture cross-section measurements with TC-Pn in KUR for some nuclides targeted for decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2022, P. 73, 2023/07

本研究は、廃止措置で問題になる放射性核種の放射能生成量を評価するのに資する中性子捕獲断面積に関するものである。京都大学複合原子力研究所の研究炉KURのTC-Pn照射設備を用いて、廃止措置で問題になる対象核種の中から$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, $$^{113}$$In及び$$^{186}$$Wを選定して、それらの熱中性子捕獲断面積を測定した。測定試料には、高純度の金属試料を用意した。中性子束をモニタするために、Au/Al合金線, Co箔及びMo箔を用いた。モニタ及び金属試料を、KURが1MW運転時に、TC-Pnにて1時間照射した。照射後、照射カプセルを開封し、モニタと金属試料を回収し、それらを一つ一つビニル袋に密封した。そして高純度Ge検出器を用いて、金属試料から放出されるガンマ線を計測して、ガンマ線の収量から反応率を求めた。中性子束モニタ($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Coと$$^{98}$$Mo)の反応率を、Westcottのコンベンションに基づいて解析し、熱中性子束成分を(5.92$$pm$$0.10)$$times$$10$$^{10}$$ n/cm$$^{2}$$/secと測定した。各々の金属試料について得られた反応率を評価済みの熱中性子断面積で除した時、用いた断面積が妥当であれば、モニタで得られる熱中性子束と同じ値を与えなければならない。今回、$$^{45}$$Sc, $$^{64}$$Znの断面積は、不確かさの範囲で評価値と一致した。しかし、その他の核種については不確かさ以上に評価値と食い違いがあり、熱中性子捕獲断面積の値は修正されなければならないことが分かった。

論文

Integral experiments of technetium-99 using fast-neutron source reactor "YAYOI"

中村 詔司; 初川 雄一*; 木村 敦; 藤 暢輔; 原田 秀郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(12), p.1318 - 1329, 2021/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究は、東大の高速中性子源炉「弥生」を用いて、放射化法により$$^{99}$$Tcの積分実験を行った。$$^{99}$$Tc試料を、気送管システムを用いて照射した。$$^{99}$$Tcの反応率は、$$^{100}$$Tcから放出されるガンマ線を測定して求めた。中性子束は、Au箔を用いてモニタした。本研究における$$^{99}$$Tcの反応率の結果は、JENDL-4.0を支持した。

論文

Neutron capture cross sections of light neutron-rich nuclei relevant for $$r$$-process nucleosynthesis

Bhattacharyya, A.*; Datta, U.*; Rahaman, A.*; Chakraborty, S.*; Aumann, T.*; Beceiro-Novo, S.*; Boretzky, K.*; Caesar, C.*; Carlson, B. V.*; Catford, W. N.*; et al.

Physical Review C, 104(4), p.045801_1 - 045801_14, 2021/10

AA2021-0553.pdf:7.41MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.13(Physics, Nuclear)

中性子過剰核に対する中性子捕獲断面積は、$$r$$過程元素合成を理解する上で直接必要なデータであるものの、中性子標的が存在しないことと中性子過剰核の半減期が短いため、その実験を行うことは困難である。その代替手段として、$$(n,gamma)$$反応の逆過程である$$(gamma,n)$$反応のデータから導出する方法が行われている。本論文では、中性子数20領域の中性子過剰核に対し、クーロン分解反応を用いて$$(gamma,n)$$反応の断面積を測定し、そこから$$(n,gamma)$$反応の断面積を得た。その結果、$$^{28,29}$$Naと$$^{34}$$Alに対する中性子捕獲断面積については、統計模型で予測された値よりも小さく、$$^{32}$$Mgに対しては大きな値となることがわかった。

論文

Thermal-neutron capture cross-section measurement of $$^{237}$$Np using graphite thermal column

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2020, P. 94, 2021/08

マイナーアクチノイド核種の一つである$$^{237}$$Npの熱中性子捕獲断面積の精度向上のために照射実験を行った。京都大学研究用原子炉(KUR)の黒鉛照射設備を用いて、放射化法にて行った。950Bqの$$^{237}$$Np試料、及び中性子束モニタとして、Au/Al合金線, Co, Sc, Mo, Ta箔のセットを一緒に、黒鉛照射設備にて、30分照射した。中性子束モニタの反応率を、Westcott's Conventionに基づき解析して、照射場が良く熱化されていることを確認した。$$^{237}$$Np試料の量は、放射平衡の関係にある$$^{233}$$Paのガンマ線収量から求めた。$$^{237}$$Np(n,$$gamma$$)の反応率は、試料量と生成された$$^{238}$$Npからのガンマ線の収量から求めた。$$^{237}$$Npの反応率を熱中性子束で割り込むことで、熱中性子捕獲断面積を導出する。

論文

Simultaneous determination of neutron-induced fission and radiative capture cross sections from decay probabilities obtained with a surrogate reaction

P$'e$rez S$'a$nchez, R.*; Jurado, B.*; M$'e$ot, V.*; Roig, O.*; Dupuis, M.*; Bouland, O.*; Denis-Petit, D.*; Marini, P.*; Mathieu, L.*; Tsekhanovich, I.*; et al.

Physical Review Letters, 125(12), p.122502_1 - 122502_5, 2020/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:70.32(Physics, Multidisciplinary)

Reliable neutron-induced-reaction cross sections of unstable nuclei are essential for nuclear astrophysics and applications but their direct measurement is often impossible. The surrogate-reaction method is one of the most promising alternatives to access these cross sections. In this work, we successfully applied the surrogate-reaction method to infer for the first time both the neutron-induced fission and radiative capture cross sections of $$^{239}$$Pu in a consistent manner from a single measurement. This was achieved by combining simultaneously measured fission and $$gamma$$-emission probabilities for the $$^{240}$$Pu($$^{4}$$He, $$^{4}$$He') surrogate reaction with a calculation of the angular-momentum and parity distributions populated in this reaction. While other experiments measure the probabilities for some selected $$gamma$$-ray transitions, we measure the $$gamma$$-emission probability. This enlarges the applicability of the surrogate-reaction method.

論文

Measurements of gamma-ray emission probabilities in the decay of americium-244g

中村 詔司; 寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 岩本 修; 原田 秀郎; 上原 章寛*; 高宮 幸一*; 藤井 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.123 - 129, 2019/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.15(Nuclear Science & Technology)

$$gamma$$線計測により同位体を定量したり、断面積を求める際に、正確な$$gamma$$線放出率のデータが、必要になってくる。$$^{243}$$Amは、重要なマイナーアクチノイド核種の一つであり、中性子捕獲後に$$^{244}$$Amを生成する。$$^{244}$$Amの基底状態から放出される744-keV$$gamma$$線は66%と比較的大きな$$gamma$$線放出率を持つけれども、その誤差は29%と大きい。$$gamma$$線放出率の誤差は、放射化法による中性子捕獲断面積測定において、系統誤差の主要因となる。そこで、放射化法と$$^{244}$$Cmのレベルを調べることにより、$$gamma$$線放出率を測定した。本研究により、744-keV$$gamma$$線の放出率を、66.5$$pm$$1.1%と、相対誤差29%から2%に低減して導出することができた。

論文

Developments of a new data acquisition system at ANNRI

中尾 太郎; 寺田 和司; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; 堀 順一*

EPJ Web of Conferences, 146, p.03021_1 - 03021_4, 2017/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:96.32(Nuclear Science & Technology)

J-PARC物質・生命科学実験施設ANNRIビームラインのデータ収集系更新作業が行われた。MLFのビームパワーは2008年に比較して2015年には20倍以上となり、ビーム量の増大によりビームラインユーザーはより高統計の実験データを取得できるようになった。ビームパワー増大に対応するため、ANNRIにおけるGe検出器アレイのデータ収集システムが更新された。データ収集システムは同時に、中性子全断面積測定のために整備されているLi glass検出器の信号取得のためにも用いられる予定である。コミッショニング実験が0.1mm厚の金サンプルを用いてJ-PARCの500kW陽子ビームを用いて行われた。捕獲断面積および全断面積測定両方について飛行時間法の適用性が試験された。Ge検出器アレイについて、ADCおよびTDCの非線形性、エネルギー分解能、多チャンネルコインシデンスおよび不感時間の性能が測定された。Ge検出器の不感時間は従来のデータ収集システムに比較して、少しのエネルギー分解能劣化を許容すれば1/4になっていた。

論文

Measurement of the $$^{133}$$Cs(n,$$gamma$$) cross-section using a New DAQ System at ANNRI

Hales, B. P.; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修

J-PARC 17-07; J-PARC MLF Annual Report 2016, p.88 - 89, 2017/03

Recently a new data acquisition system (DAQ system) has been installed for the high-purity germanium (HPGe) detector array at the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (BL04-ANNRI) at J-PARC MLF, notably featuring much lower dead-time in comparison to the previous DAQ system. Using this new DAQ system, a measurement of the cross-section of $$^{133}$$Cs(n,$$gamma$$) has been conducted at J-PARC MLF. $$^{133}$$Cs is of notable importance because it is 100% of natural Cs, and $$^{135}$$Cs is a long-lived fission product. Nuclear data on $$^{135}$$Cs will be vital for the development of a system for transmuting nuclear waste products into stable or shorter-lived nuclides, reducing the environmental impact of nuclear power. High quality data for $$^{133}$$Cs is vital for analysis of experimental data of $$^{135}$$Cs.

論文

Examination of the surrogate ratio method for the determination of the $$^{93}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{94}$$Zr cross section with $$^{90,92}$$Zr($$^{18}$$O,$$^{16}$$O)$$^{92,94}$$Zr reactions

Yan, S. Q.*; Li, Z. H.*; Wang, Y. B.*; 西尾 勝久; 牧井 宏之; Su, J.*; Li, Y. J.*; 西中 一朗; 廣瀬 健太郎; Han, Y. L.*; et al.

Physical Review C, 94(1), p.015804_1 - 015804_5, 2016/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.49(Physics, Nuclear)

The relative $$gamma$$-decay probability ratios of the neutron resonance states in $$^{94}$$Zr and $$^{92}$$Zr populated via two neutron transfer reactions, $$^{92}$$Zr($$^{18}$$O,$$^{16}$$O)$$^{94}$$Zr and $$^{90}$$Zr($$^{18}$$O,$$^{16}$$O)$$^{92}$$Zr, have been measured to test the validity of the surrogate ratio method (SRM) in determining the (n,$$gamma$$) reaction cross section. The cross sections of the $$^{93}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{94}$$Zr reaction are derived from the experimentally obtained ratios and the cross sections of the $$^{91}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{92}$$Zr reaction in the equivalent neutron energy range of $$E_{rm n}$$ = 0 - 8 MeV. The deduced cross sections of $$^{93}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{94}$$Zr reaction agree with the directly measured ones in the low-energy region, and with the evaluated ENDF/B-VII.1 data at higher energies of $$E_{rm n} >$$ 3 MeV. The agreement supports the concept of the SRM method to indirectly determine the (n,$$gamma$$) reaction cross sections.

論文

Search for neutron resonances of $$^{106}$$Pd

中村 詔司; 木村 敦; 藤 暢輔; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 井頭 政之*; 堀 順一*; 木野 幸一*

JAEA-Conf 2015-003, p.113 - 118, 2016/03

J-PARCの物質・生命科学実験施設(MLF)のBL04に整備された中性子核反応実験装置(ANNRI)を用いて、飛行時間法により安定核種$$^{106}$$Pdの共鳴の確認測定を行った。評価済核データライブラリー間で、$$^{106}$$Pdの弱い共鳴の採用に食い違いがあったので、それらの共鳴が、本当に$$^{106}$$Pdに起因するのかどうか実験を行った。得られた即発$$gamma$$線スペクトルに対して、$$^{106}$$Pdの捕獲$$gamma$$線でゲートをかけて、TOFスペクトルを抽出すると、中性子エネルギー146eVと156eVに共鳴が観測された。本研究により、これらの弱い共鳴が確かに$$^{106}$$Pdに起因することを確認できた。

論文

マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発

原田 秀郎

核データニュース(インターネット), (109), p.44 - 47, 2014/10

最先端核データ測定装置と位置付けられるANNRIを活用するとともに、核データ測定・炉物理・放射化学・核データ評価の4分野の研究者が相互に協力することにより、従来測定が困難であるため測定誤差が大きい放射性核種(($$^{237}$$Np, $$^{241,243}$$Am, $$^{99}$$Tc, $$^{129}$$I)に対して、各種核変換システムによる環境負荷低減効果の定量的評価とその設計に重要な中性子核データの高精度化を目指し、原子力システム研究開発事業として開始したプロジェクト研究「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発」について、研究の背景、ねらい、及び研究計画を解説する。

論文

Simulation of 4$$pi$$ Ge spectrometer by Geant4

後藤 淳; 菅原 昌彦*; 大島 真澄; 藤 暢輔; 木村 敦; 長 明彦; 小泉 光生; 水本 元治; 大崎 敏郎*; 井頭 政之*; et al.

AIP Conference Proceedings 769, p.788 - 791, 2005/05

マイナーアクチニド(MA)の中性子捕獲断面積は、ADSなどの革新的原子炉の研究開発で高精度な値が必要となる。しかし、現状では誤差が大きいものが多く、またデータ間で矛盾が生じているものもあり、より高精度な測定が望まれている。そこで、われわれは高精度なMA中性子捕獲断面積測定を目指し、全立体角Geスペクトロメータを開発している。全立体角Geスペクトロメータは、30個のGe結晶で測定試料を覆うことで、高効率,高エネルギー分解能で$$gamma$$線を検出する装置である。本研究では、シミュレーションプログラムGEANT4を用いてスペクトロメータのシミュレーションを行った。スペクトロメータに$$gamma$$線を入射させ、$$gamma$$線と物質との相互作用をシミュレーションすることで検出器の応答を調べた。その結果より、本スペクトロメータが15$$sim$$20%の絶対効率(1MeV$$gamma$$線に対して)であることがわかった。

論文

Neutron capture cross section to $$^{186}$$Re isomeric state

早川 岳人; 静間 俊行; 山内 俊彦; 峰原 英介; 有澤 孝

Nuclear Physics A, 718, p.665c - 667c, 2003/05

$$^{186}$$Reには20万年の長い半減期の核異性体が存在する。$$^{185}$$Reの中性子照射によって$$^{186}$$Re核異性体が生成されるはずであるが、その絶対値測定は行われていなかった。そこで、東海研原子炉JRR-4を用いてRe金属薄膜に熱中性子を6時間照射した。4ヶ月の冷却期間後に、$$^{186}$$Re核異性体から$$beta$$崩壊にともなって放出される$$gamma$$線を測定することで中性子捕獲断面積の測定を行った。この中性子捕獲断面積は、重元素合成過程において重要であり、187Os-$$^{187}$$Re原子核宇宙時計への寄与が問題になる。この測定によって、$$^{186}$$Re核異性体経由の寄与は186Osの存在量の1パーセント以下であることを明らかにした。

報告書

Comparison of fission and capture cross sections of minor actinides

中川 庸雄; 岩本 修

JAERI-Data/Code 2002-025, 134 Pages, 2003/01

JAERI-Data-Code-2002-025.pdf:3.48MB

JENDL-3.3に与えられているマイナーアクチニドの核分裂断面積と捕獲断面積を他の評価済みデータ及び実験データと比較した。データを比較した核種は、Th-227,228,229,230,233,234,Pa-231,232,233,U-232,234,236,237,Np-236,237,238,Pu-236,237,238,242,244,Am-241,242,242m,243,Cm-242,243,244,245,246,247及び248の合計32核種である。本レポートでは、これらの核種の断面積図と、0.0253eVにおける断面積及び共鳴積分値の表を示す。

報告書

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

報告書

鉛スペクトロメータを用いたテクネシウム-99の中性子捕獲断面積測定の予備検討

小林 捷平*

JNC TJ9400 2000-009, 63 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-009.pdf:2.48MB

本研究の前半では、長半減期を有する核分裂生成物(FP)の代表的核種であるTc-99について、まず、中性子核データの現状、評価済核データについて調査を行った。次に、京都大学原子炉実験所の電子線型加速器と組み合わせて付設されている京都大学鉛スペクトロメータ(KULS)を用いて、99Tc(n,$$gamma$$)100Tc反応断面積を熱中性子から1keVのエネルギー領域において測定した。中性子捕獲によって放出される即発ガンマ線は、アルゴンガス入り比例計数管を用いて測定した。入射中性子束/スペクトルの測定はBF3比例計数管によって行い、捕獲断面積の絶対値は10B(n,$$alpha$$)反応によって求めた相対測定値をTc-99の熱中性子断面積に規格化した。Tc-99試料に対する中性子自己遮蔽効果は、MCNPコードを用いた計算によって補正した。Chouらが鉛スペクトロメータを用いて測定したTc-99の中性子捕獲断面積は、本測定値より全体に高いがエネルギー依存性はよく一致している。ENDF/B-VI、JENDL-3.2の評価済核データは、5.6、20eV共鳴領域及び数100keV以上で高くなっている。本研究の後半では、鉛スペクトロメータの原理とその構築、諸特性についてまとめた。中でも、KULSの特性として(1)中性子減速時間t($$mu$$s)とエネルギーE(keV)の関係(ビスマス孔:E=190/tの2乗、鉛孔:E=156/tの2乗)及び(2)エネルギー分解能(ビスマス孔、鉛孔共に約40%)に関しては共鳴フィルターを用いて実験的に求め、(3)飛行時間分析法によってKULS体系中の中性子スペクトルを測定した。一方、MCNPコードを用いてKULSの諸特性を計算した結果、全体に実験値とよい一致を示した。

報告書

Tc-99の中性子捕獲断面積測定

井頭 政之*

JNC TJ9400 2000-008, 61 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-008.pdf:2.5MB

高速炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換処理研究のためには、核変換性能等の炉心特性を詳細に検討する必要があり、従って、LLFPの精度良い中性子核反応断面積データが必要となる。そこで本研究では、精度良い中性子核反応断面積データを得るため、重要なLLFP核種であるTc-99についてkeV中性子捕獲反応断面積の測定を行なった。測定はAuの捕獲反応断面積を標準とした相対測定とし、ペレトロン加速器を利用したnsパルス中性子源及び大型コンプトン抑止型NaI(Tl)ガンマ線検出器を用いた中性子飛行時間法で行なった。その結果、入射中性子エネルギー10$$sim$$600keVの範囲で、Tc-99の捕獲断面積を誤差約5%の精度で得た。今回の測定値とこれまでの測定値及びJENDL-3.2の評価値との比較を行なった結果、JENDL-3.2は15$$sim$$20%過小評価を行っていることが明らかになった。

報告書

高速炉用共分散データの改良

柴田 恵一*; 長谷川 明*

JNC TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB

平成8$$sim$$10年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。

報告書

Maxwellian-averaged cross sections calculated from JENDL-3.2

中川 庸雄; 千葉 敏; 大崎 敏郎*; 井頭 政之*

JAERI-Research 2000-002, p.93 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-002.pdf:4.41MB

天体核物理の分野での応用のために、評価済み核データライブラリーJENDL-3.2をもとに、中性子捕獲断面積、核分裂断面積、(n,p)反応断面積及び(n,$$alpha$$)反応断面積のマックスウェル平均値を計算した。計算を行った温度(kT)の範囲は、1keVから1MeVである。結果を表で表す。特に中性子捕獲断面積については、ほかの著者による推奨値や最近の測定値との比較をし、軽い核種で大きな差が見つかった。JENDL-3.2は最近の測定データと比較的良く一致しており、軽い核種の領域ではほかの推奨値よりも優れている。

報告書

Sensitivity analysis of JENDL-3.2 based on benchmark calculations for fast reactors

Z.Pintai*; 高野 秀機

JAERI-Research 96-010, 72 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-010.pdf:2.01MB

JENDL-3.2は、JENDL-3.1より高速炉核計算への適用性が良く、それらの主な特徴は次のようである。(1)JENDL-3.2におけるPu-239の核分裂スペクトル、U-238の非弾性散乱断面積の再評価により、Pu炉心の実効増倍率が改善されている。(2)JENDL-3.2による大型ウラン炉心ZPR-6-6Aの実効増倍係数は実験値との一致がよい。これは、JENDL-3.2のU-235共鳴捕獲積分値が、JENDL-3.1より14%小さく評価されたためである。(3)ENDF/B-VIとJENDL-3.2のU-238非弾性散乱断面積の相違は、実効増倍計数に平均して1.4%の大きな影響を及ぼした。これは、両者で分離レベルと連続レベルの評価は極めて大きな相違があるためである。

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