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論文

Adjustment of total delayed neutron yields of $$^{235}$$U, $$^{238}$$U and $$^{239}$$Pu in JENDL-3.2 using benchmark experiments on effective delayed neutron fraction $$beta_{eff}$$

桜井 健; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(1), p.19 - 30, 2002/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.91(Nuclear Science & Technology)

積分データを用いる断面積調整手法をJENDL-3.2の$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Puの遅発中性子収率の調整に適用し、収率の改善を行った。積分データとしては、高速炉臨界実験装置MASURCAとFCA及び熱中性子炉臨界実験装置TCAにおける合計6つの炉心で実施された$$beta_{eff}$$実験の結果を用いた。調整は、JENDL-3.2ファイル中の各入射中性子エネルギー点で与えられている遅発中性子収率に対して行った。調整の結果、$$^{238}$$Uの収率は7MeV以下でほぼ一様に約3%小さくなった。熱エネルギーにおいて、$$^{239}$$Puの収率は2.6%大きくなり$$^{235}$$Uの収率は0.9%小さくなったが、他のエネルギー点では、これら2つの核種の収率の調整量は0.3%未満であった。これら調整を行った収率を用いることにより、$$beta_{eff}$$計算値の誤差が低減し、$$beta_{eff}$$計算値が実験値により良く一致するようになった。

論文

Chemical analysis of transuranium nuclides in the uranium solution of the JCO criticality accident

篠原 伸夫; 河野 信昭; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 中原 嘉則; 黒沢 節身; 渡部 和男; 臼田 重和; 大島 真澄; 勝田 博司; et al.

Radiochimica Acta, 89(3), p.135 - 138, 2001/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.48(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

東海村で起きたJCO臨界事故のウラン溶液を放射化学分析して、$$^{238}$$Uの中性子捕獲反応で生成した$$^{239}$$Np及び$$^{239}$$Puを正確に定量した。測定した原子数比$$^{239}$$Np/$$^{239}$$Puは、臨界事故中の中性子捕獲反応履歴に依存することを見いだし、燃焼計算コードを用いた計算結果と比較した。その結果、事故の初期段階(25分間)の中性子捕獲反応数は全反応数に対して24$$pm$$6%であることが明らかになった。

報告書

$$^{56}$$Fe、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu及び$$^{238}$$U共鳴パラメータの誤差の推定

中川 庸雄; 柴田 恵一

JAERI-Research 97-035, 79 Pages, 1997/05

JAERI-Research-97-035.pdf:3.57MB

JENDL-3.2に格納されている$$^{56}$$Fe,$$^{239}$$Pu,$$^{240}$$Pu及び$$^{238}$$Uの誤差について検討した。評価のもとになった実験データを調査し、できるだけそれらに忠実に誤差を与えた。結果は、ENDFフォーマットのMF32の形式で整理した。本レポートには結果を表の形で示す。

報告書

高速炉臨界集合体FCAにおける増殖性能指標$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比の測定と解析

桜井 健; 根本 龍男

JAERI-Research 95-054, 36 Pages, 1995/08

JAERI-Research-95-054.pdf:1.41MB

原研FCAに構築した1つのMOX燃料高速炉模擬体系と2つの金属燃料高速炉模擬体系において、増殖性能指標として重要な$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{239}$$Pu核分裂率比(C8/F9)と$$^{238}$$U捕獲反応/$$^{235}$$U核分裂率比(C8/F5)の測定を箔放射化法により行い、セル平均の反応率比を実験誤差2~3%(1$$sigma$$)で求めた。解析はJENDL3.2核データライブラリーに基づくJFS3-J3.2群定数セットを用いて行った。さらに、用いた箔放射化自体の実験精度の確認を目的として、京都大学研究炉重水設備の標準熱中性子場においてC8とF5反応率を実験誤差1~1.5%で測定した。測定結果を、精度良く評価されている熱中性子断面積と熱中性子束より得た反応率(基準値)と比較した。FCAの3つの模擬炉心いずれにおいても、計算と実験値の比(C/E)は、C8/F9に関しては1.01~0.99であり、C8/F5に関しては1.02~1.01であった。標準熱中性子場におけるC8及びF5反応率の測定値は、それぞれ基準値と実験誤差内で一致した。

論文

Benchmark tests of principal fissile nuclide data in JENDL-3 with simple fast critical assemblies

D.Tian*; 長谷川 明; 中川 庸雄; 菊池 康之

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1087 - 1098, 1993/11

高速炉に対するJENDL-3の主要核分裂核種($$^{239}$$Pu,$$^{235}$$U,$$^{233}$$U)の核データの適用性を検討するために一連のベンチマークテストを行い、9炉心の解析を行った。これらはいずれも単一物質からなる高濃縮燃料を用いた単純体系小型高速炉心である。臨界計算はANISNを用い、S$$_{16}$$P$$_{5}$$の近似で175群のVITAMIN-Jのエネルギー群構造で行った。本研究では、実効増倍率、炉中心の反応率比、漏洩スペクトルについて議論している。本研究からJENDL-3で採用されたしきい反応の2次中性子エネルギー分布表示の問題点が指摘され、その修正方法が提案された。修正されたJENDL-3.1によるベンチマークテストから、$$^{239}$$Puと$$^{235}$$U炉心については十分な精度で積分実験が再現されることが示された。$$^{233}$$Uについては再現性が悪く、核分裂スペクトルと非弾性散乱断面積に問題があることが明らかになり、JENDL-3.1改訂に対する提言がまとめられた。

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