The 239Pu production rate is important data in neutronics design for a natural uranium blanket of a fusion–fission hybrid reactor, and the accuracy and reliability should be validated by integral experiments. The distribution of 239Pu production rates in a subcritical natural uranium blanket mock-up was obtained for the first time with a D-T neutron generator by using an activation technique. Natural uranium foils were placed in different spatial locations of the mock-up, the counts of 277.6 keV γ-rays emitted from 239Np generated by 238U capture reaction were measured by an HPGe γ spectrometer, and the self-absorption of natural uranium foils was corrected. The experiment was analyzed using the Super Monte Carlo neutron transport code SuperMC2.0 with recent nuclear data of 238U from the ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1, JENDL-4.0u2, JEFF-3.2 and CENDL-3.1 libraries. Calculation results with the JEFF-3.2 library agree with the experimental ones best, and they agree within the experimental uncertainty in general with the average ratios of calculation results to experimental results (C/E) in the range of 0.93 to 1.01.
239Pu生成率は、核融合-核分裂ハイブリッド炉の天然ウランブランケットにおける中性子設計において重要なデータであり、その精度と信頼性は積分実験によって検証されるべきである。D-T中性子発生装置を用いた放射化法により、未臨界天然ウランブランケットモックアップにおける239Pu生成率の分布を初めて取得した。天然ウラン箔をモックアップの異なる空間位置に配置し、238U捕獲反応によって生成された239Npから放出される277.6 keVガンマ線の計数をHPGeガンマ線スペクトロメータで測定し、天然ウラン箔の自己吸収を補正した。実験は、ENDF/B-VII.0、ENDF/B-VII.1、JENDL-4.0u2、JEFF-3.2、CENDL-3.1ライブラリの238Uの最新核データを用いたSuperMC2.0モンテカルロ中性子輸送コードによって解析された。JEFF-3.2ライブラリを用いた計算結果が実験結果と最も良く一致し、計算結果と実験結果の比（C/E比）の平均値は0.93から1.01の範囲で、一般に実験誤差内で一致した。