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書誌情報
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- 資料種別
- 規格・テクニカルリポート類
- 著者・編者
- 小林 捷平井口 哲夫岩崎 信青山 卓史島川 聡司池田 裕二郎小田野 直光桜井 淳柴田 恵一中川 庸雄中澤 正治
- 出版年月日等
- 2002-01
- 出版年(W3CDTF)
- 2002
- 並列タイトル等
- JENDL Dosimetry File 99 (JENDL/D-99)
- タイトル(掲載誌)
- JAERI 1344
- 対象利用者
- 一般
- 一般注記
- 出版タイプ: NAThe JENDL Dosimetry File 99 (JENDL/D-99) has been prepared for determinations of neutron flux/fluence and energy spectrum at specific neutron fields. This file contains data for 67 reactions with 47 nuclides. Cross sections for 33 major dosimetry reactions and their covariance data were simultaneously generated and the other 34 reaction data were mainly adopted from the first version, JENDL/D-91. The GMA code was mainly used for most of the evaluation procedures by referring the basic experimental data in EXFOR. The resultant data are given in the neutron energy region below 20 MeV in both of point-wise and group-wise files in the ENDF-6 format. In order to confirm reliability of the data, several integral tests have been carried out: comparison with the data in IRDF-90V2 and average cross sections measured in fission neutron fields, fast/thermal reactor spectra, DT neutron fields and Li(d,n) neutron fields. The contents of JENDL/D-99 and the results of the integral tests are described in this report. All of the dosimetry cross sections are shown in a graphical form in the Appendix.中性子束及び中性子のエネルギースペクトルの決定に必要なJENDLドシメトリーファイル99(JENDL/D-99)を作成した。このドシメトリーファイルに収納したデータは47核種,67反応である。そのうち、主たるドシメトリー断面積の33反応と共分散データは同時に評価したが、残りの34反応データは主として初版のJENDL/D-91から引用した。評価作業にあたってはEXFORの実験データを参考にし、大部分の場合、これをGMAコードで処理した。データは、20MeV以下のエネルギー範囲において、ENDF-6フォーマットでpoint-wiseファイルとgroup-wiseファイルの二種類が与えられている。データの信頼性を確認するために、IRDF-90V2の評価値との比較,核分裂中性子場,高速/熱中性子炉の中性子場,DT中性子場及びLi(d,n)中性子場での平均断面積値との比較による積分テストを行った。本報告では、JENDL/D-99ファイルの内容と積分テストの結果について述べる。また、付録に当ドシメトリー断面積の図を載せる。
- 一次資料へのリンクURL
- /JAERI-1344.pdf (fulltext)