熱および高速中性子エネルギーでの ^{235} u（n、核分裂）の抗ヌトリノスペクトルの計算における核分裂収量データの効果

核分裂の収率は、原子炉によって生成された抗ヌトリノスペクトルの予測の不可欠な部分を形成しますが、現在の計算で使用されるデータの品質と信頼性にはほとんど注意が払われていません。熱および高速のENDF/B-VII.1 ^{235} U核分裂収率の批判的レビューに続いて、誤った収量、減衰および核分裂収量データの一貫性の補正に基づいて、欠陥が特定され、収量が改善され、収率が得られます。異性比。これらの修正された収量は、合計法を使用してアンチヌトリノスペクトルを計算するために使用されます。^{86} geの熱核分分上の収率の異常な値は、5-7 MEVで過剰な抗抗ウトリノを生成します。2つの異なる核分裂収率ライブラリ（修正されたENDF/BおよびJEFF）で計算された熱スペクトルは、0-7 MEVエネルギーウィンドウで最大6％異なり、核分裂計算の核分裂収率成分に関与する不確実性の基本的な推定を可能にします。最後に、高速中性子抗ウトリノスペクトルが計算されますが、現時点では合計法でのみ取得でき、高度に濃縮されたウラン燃料を使用した短いベースライン反応器実験に関連する可能性があります。

Fission yields form an integral part of the prediction of antineutrino spectra generated by nuclear reactors, but little attention has been paid to the quality and reliability of the data used in current calculations. Following a critical review of the thermal and fast ENDF/B-VII.1 ^{235}U fission yields, deficiencies are identified and improved yields are obtained, based on corrections of erroneous yields, consistency between decay and fission yield data, and updated isomeric ratios. These corrected yields are used to calculate antineutrino spectra using the summation method. An anomalous value for the thermal fission yield of ^{86}Ge generates an excess of antineutrinos at 5-7 MeV, a feature which is no longer present when the corrected yields are used. Thermal spectra calculated with two distinct fission yield libraries (corrected ENDF/B and JEFF) differ by up to 6% in the 0-7 MeV energy window, allowing for a basic estimate of the uncertainty involved in the fission yield component of summation calculations. Finally, the fast neutron antineutrino spectrum is calculated, which at the moment can only be obtained with the summation method and may be relevant for short baseline reactor experiments using highly enriched uranium fuel.