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J-GLOBAL ID：202002272883587748   整理番号：20A0647212

最近の基本ENDF-6ライブラリを用いた中性子カーマ係数の評価とその計算方法論【JST・京大機械翻訳】

Assessment of neutron kerma coefficients and its calculation methodologies using recent basic ENDF-6 libraries

著者 (2件)： Saha Uttiyoarnab (Reactor Neutronics Division, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Homi Bhabha National Institute, Kalpakkam 603102, India) ,  Devan K. (Reactor Neutronics Division, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Homi Bhabha National Institute, Kalpakkam 603102, India)
資料名： Nuclear Engineering and Design  (Nuclear Engineering and Design)
巻： 360  ページ： Null  発行年： 2020年 
JST資料番号： E0189B  ISSN： 0029-5493  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 中性子と物質との相互作用による熱の発生は,原子炉の設計において重要な側面である。中性子加熱の推定は評価した核反応パラメータに大きく依存する。したがって,材料の放射線損傷の目的の中で,種々の中性子スペクトルの下での中性子加熱速度に及ぼす核データベースの改良の影響を研究することが必要である。物質中の中性子カーマ係数を定量化するための二つの良く確立された方法がある:エネルギーバランス法と直接法。NJOY21のような良く確立されたコードはエネルギー収支中性子カーマを与える。本研究では,直接法の重要性と性能を研究し,最近の一般目的の基礎的評価核データファイルはより完全なデータベースを提供する。両方法は,構造要素に対する中性子カーマ係数の報告された測定値を密接に予測するが,荷電粒子放出反応からの寄与が重要になるより高いエネルギーでは,これら二つの方法の間に有意差が観察される。直接法は,常に正の角膜係数を確実にし,軽荷電粒子と反跳核からの寄与を別々に同定するのに役立つので,より意味があることが分かった。両方法からの中性子カーマの中性子スペクトル依存性も調べた。さらに,中性子加熱における核データ不確実性を,TENDL-2015におけるランダムENDF-6ファイルを用いた全モンテカルロ(TMC)法により定量化し,結果は,核データ不確実性が9~29%の範囲にあることを示した。Copyright 2020 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 照射損傷 ,  相互作用 ,  エネルギー収支 ,  計算理論 ,  データベース ,  *中性子 ,  荷電粒子 ,  モンテカルロ法 ,  不確実性 ,  加熱速度 ,  *カーマ ,  構造要素 ,  原子炉 ,  中性子スペクトル ,  反跳核

著者キーワード (9件)： 中性子加熱 ,  一次放射線損傷 ,  CRAD ,  NJOY21 ,  不確実性 ,  直接法 ,  エネルギーバランス法 ,  ランダムファイル ,  全モンテカルロ法

分類 (4件)： 原子炉核特性  (MD02040B) ,  研究開発  (MA01040L) ,  原子炉内の中性子の挙動  (MD02010U) ,  核燃料の基礎的性質  (MD08020V)

タイトルに関連する用語 (6件)： ENDF ,  ライブラリ ,  中性子 ,  カーマ係数 ,  評価 ,  計算方法論