Measurement of the Pu-239 neutron capture and fission cross sectionsat the n_TOF facility at CERN

Abstract

Nuclear power provides a substantial share of global electricity and is expected to expand as a low-carbon energy source. 239Pu plays a central role in this context: it is a key fissile isotope in current thermal reactors using mixed-oxide (MOX) fuel, a primary fuel candidate for Generation-IV reactor designs, and a major component of nuclear waste. Its presence in the complete fuel cycle makes 239Pu critical for fuel performance, reactor safety, waste management, and advance fuel recycling strategies such as Accelerator-Driven Systems (ADS). For all these applications, the nuclear industry and nuclear data community demands better knowledge on the 239Pu neutron-induced cross sections, particularly fission and radiative capture, where still persist discrepancies among evaluations...

La energía nuclear aporta una parte sustancial de la generación eléctrica mundial y se prevé que continúe expandiéndose en los próximos años como una fuente baja en emisiones de carbono. El 239Pu desempeña un papel central en este contexto: no solo es un isótopo clave en los actuales reactores térmicos de fisión nuclear que usan combustibles de tipo MOX (del inglés, mixed oxide) y un firme candidato para formar parte de los combustibles de los reactores de Generación IV, sino que también es un componente principal del combustible gastado y de los residuos nucleares. Su relevancia a lo largo de todo el ciclo de combustible convierte al 239Pu en un elemento crítico para el rendimiento del combustible, la seguridad del reactor, la gestión de residuos y las estrategias avanzadas de reciclado del combustible, como los ADS (Accelerator Driven System)...