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The spent fuel of current nuclear reactors contains fissile plutonium isotopes that can be combined with238U to make mixed oxide (MOX) fuel. In this way the Pu from spent fuel is used in a new reactor cycle, contributing to the long-term sustainability of nuclear energy. The use of MOX fuels in thermal and fast reactors requires accurate capture and fission cross sections. For the particular case of242Pu, the previous neutron capture cross section measurements were made in the 70's, providing an uncertainty of about 35% in the keV region. In this context, the Nuclear Energy Agency recommends in its "High Priority Request List" and its report WPEC-26 that the capture cross section of242Pu should be measured with an accuracy of at least 7-12% in the neutron energy range between 500 eV and 500 keV. This work presents a brief description of the measurement performed at n-TOF-EAR1, the data reduction process and the first ToF capture measurement on this isotope in the last 40 years, providing preliminary individual resonance parameters beyond the current energy limits in the evaluations, as well as a preliminary set of average resonance parameters.
New measurement of the242Pu(n,γ) cross section at n-TOF-EAR1 for MOX fuels: Preliminary results in the RRR
Lerendegui-Marco, J.;Guerrero, C.;Cortés-Giraldo, M. A.;Quesada, J. M.;Mendoza, E.;Cano-Ott, D.;Eberhardt, K.;Junghans, A.;Aberle, O.;Andrzejewski, J.;Audouin, L.;Bacak, M.;Balibrea, J.;Barbagallo, M.;Bečvář, F.;Berthoumieux, E.;Billowes, J.;Bosnar, D.;Brown, A.;Caamaño, M.;Calviño, F.;Calviani, M.;Cardella, R.;Casanovas, A.;Cerutti, F.;Chen, Y. H.;Chiaveri, E.;Colonna, N.;Cortés, G.;Cosentino, L.;Damone, L. A.;Diakaki, M.;Domingo-Pardo, C.;Dressler, R.;Dupont, E.;Durán, I.;Fernández-Domínguez, B.;Ferrari, A.;Ferreira, P.;Finocchiaro, P.;Göbel, K.;Gómez-Hornillos, M. B.;García, A. R.;Gawlik, A.;Gilardoni, S.;Glodariu, T.;Gonçalves, I. F.;González, E.;Griesmayer, E.;Gunsing, F.;Harada, H.;Heinitz, S.;Heyse, J.;Jenkins, D. G.;Jericha, E.;Käppeler, F.;Kadi, Y.;Kalamara, A.;Kavrigin, P.;Kimura, A.;Kivel, N.;Kokkoris, M.;Krtička, M.;Kurtulgil, D.;Leal-Cidoncha, E.;Lederer, C.;Leeb, H.;Meo, S. Lo;Lonsdale, S. J.;Macina, D.;Marganiec, J.;Martínez, T.;Masi, A.;Massimi, C.;Mastinu, P.;Mastromarco, M.;Maugeri, E. A.;Mazzone, A.;Mengoni, A.;Milazzo, P. M.;Mingrone, F.;Musumarra, A.;Negret, A.;Nolte, R.;Oprea, A.;Patronis, N.;Pavlik, A.;Perkowski, J.;Porras, I.;Praena, J.;Radeck, D.;Rauscher, T.;Reifarth, R.;Rout, P. C.;Rubbia, C.;Ryan, J. A.;Sabaté-Gilarte, M.;Saxena, A.;Schillebeeckx, P.;Schumann, D.;Smith, A. G.;Sosnin, N. V.;Stamatopoulos, A.;Tagliente, G.;Tain, J. L.;Tarifeño-Saldivia, A.;Tassan-Got, L.;Valenta, S.;Vannini, G.;Variale, V.;Vaz, P.;Ventura, A.;Vlachoudis, V.;Vlastou, R.;Wallner, A.;Warren, S.;Woods, P. J.;Wright, T.;Ž Ugec, P.
2017
Abstract
The spent fuel of current nuclear reactors contains fissile plutonium isotopes that can be combined with238U to make mixed oxide (MOX) fuel. In this way the Pu from spent fuel is used in a new reactor cycle, contributing to the long-term sustainability of nuclear energy. The use of MOX fuels in thermal and fast reactors requires accurate capture and fission cross sections. For the particular case of242Pu, the previous neutron capture cross section measurements were made in the 70's, providing an uncertainty of about 35% in the keV region. In this context, the Nuclear Energy Agency recommends in its "High Priority Request List" and its report WPEC-26 that the capture cross section of242Pu should be measured with an accuracy of at least 7-12% in the neutron energy range between 500 eV and 500 keV. This work presents a brief description of the measurement performed at n-TOF-EAR1, the data reduction process and the first ToF capture measurement on this isotope in the last 40 years, providing preliminary individual resonance parameters beyond the current energy limits in the evaluations, as well as a preliminary set of average resonance parameters.
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/11585/625392
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Il report seguente simula gli indicatori relativi alla propria produzione scientifica in relazione alle soglie ASN 2023-2025 del proprio SC/SSD. Si ricorda che il superamento dei valori soglia (almeno 2 su 3) è requisito necessario ma non sufficiente al conseguimento dell'abilitazione. La simulazione si basa sui dati IRIS e sugli indicatori bibliometrici alla data indicata e non tiene conto di eventuali periodi di congedo obbligatorio, che in sede di domanda ASN danno diritto a incrementi percentuali dei valori. La simulazione può differire dall'esito di un’eventuale domanda ASN sia per errori di catalogazione e/o dati mancanti in IRIS, sia per la variabilità dei dati bibliometrici nel tempo. Si consideri che Anvur calcola i valori degli indicatori all'ultima data utile per la presentazione delle domande.
La presente simulazione è stata realizzata sulla base delle specifiche raccolte sul tavolo ER del Focus Group IRIS coordinato dall’Università di Modena e Reggio Emilia e delle regole riportate nel DM 589/2018 e allegata Tabella A. Cineca, l’Università di Modena e Reggio Emilia e il Focus Group IRIS non si assumono alcuna responsabilità in merito all’uso che il diretto interessato o terzi faranno della simulazione. Si specifica inoltre che la simulazione contiene calcoli effettuati con dati e algoritmi di pubblico dominio e deve quindi essere considerata come un mero ausilio al calcolo svolgibile manualmente o con strumenti equivalenti.
