高速実験炉「常陽」を用いたサンプル照射試験によるMA核データの検証,2; 243Amサンプル(試料番号77, 78)及び244Cmサンプル(試料番号86)の予備解析

• 資料種別: 規格・テクニカルリポート類
• タイトル: 高速実験炉「常陽」を用いたサンプル照射試験によるMA核データの検証,2; 243Amサンプル(試料番号77, 78)及び244Cmサンプル(試料番号86)の予備解析
• 著者・編者: 大木 繁夫
• 出版年月日等: 2005-01
• 出版年（W3CDTF）: 2005
• 並列タイトル等: Validation of MA Nuclear Data by Sample Irradiation Experiments with the Fast Reactor "JOYO", 2; Preliminary analyses of the 243Am samples (No. 77, 78) and the 244Cm sample (No. 86)
• タイトル（掲載誌）: JNC TN9400 2004-069
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 出版タイプ： NA; 高速炉サイクルシステムのための燃焼計算方法の開発とマイナーアクチナイド(MA)核データの検証を目的として、高速実験炉「常陽」において照射されたMAサンプル($^{237}$Np, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm)の核種組成解析に着手している。本報告では、$^{243}$Amサンプル(試料番号77, 78)及び$^{244}$Cmサンプル(試料番号86)の予備解析結果を示す。主な結論は次のとおりである:(1) 核種組成比$^{242m}$Am/ $^{241}$Amの解析結果より、$^{241}$Am捕獲反応の核異性体比が高速中性子スペクトルにおいて約0.85(g/(g+m))であることが示された。これにより、ENDF/B-VI及びJENDL-3.3に納められたデータについて見直しが必要であるといえる。(2) 核種組成比$^{245}$Cm/$^{244}$Cm及び$^{246}$Cm/ $^{245}$Cmの解析結果より、ENDF/B-VIの$^{244}$Cm捕獲反応断面積及びJENDL-3.3の$^{245}$Cm捕獲反応断面積が過大評価となっている可能性が示された。これまでに得られた結果は、データの量の観点から決して十分とはいえない。今後、残りのサンプルの解析を行い、結果の数を増やしていく。そして、解析結果を活用するために、詳細解析ならびに実験及び解析双方についての誤差評価を行うものとする。; To develop a burnup calculation method and to validate minor actinide (MA) nuclear data for a fast-reactor cycle system, we have launched the isotopic composition analysis of MA samples ($^{237}$Np, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm) irradiated at the experimental fast reactor "JOYO". Preliminary analysis results of the $^{243}$Am samples (No.77, 78) and the $^{244}$Cm sample (No. 86) were presented in this report. The main conclusions are the followings: (1) The analysis results on the isotopic abundance ratio $^{242m}$Am/$^{241}$Am showed that the isomeric ratio for $^{241}$Am capture reaction lies at around 0.85 (g/(g+m)) in the fast-neutron spectrum, which suggested the necessity of re-evaluation of the data both in ENDF/B-VI and in JENDL-3.3. (2) From the analysis results on the isotopic abundance ratios of $^{245}$Cm/$^{244}$Cm and $^{246}$Cm/$^{245}$Cm, overestimations could be pointed out for the capture cross section of $^{244}$Cm in ENDF/B-VI and that of $^{245}$Cm in JENDL-3.3. The results we have obtained are never enough in terms of the quantity of the data. We carry on the analyses for the remaining samples, and increase the number of results. Detailed calculation as well as the error estimation for both experiment and calculation, will be performed for practical utilization of the analysis results.
• 一次資料へのリンクURL: /JNC-TN9400-2004-069.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2004-069.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: インターネット公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 高速炉サイクルシステムのための燃焼計算方法の開発とマイナーアクチナイド(MA)核データの検証を目的として、高速実験炉「常陽」において照射されたMAサンプル($^{237}$Np, $^{241}$Am, $^{243}$Am, $^{244}$Cm)の核種組成解析に着手している。本報告では、$^{2...