Nuclear data processing code FRENDY version 1

核データ処理システムFRENDY第1版

多田 健一   ; 国枝 賢  ; 長家 康展  

Tada, Kenichi; Kunieda, Satoshi; Nagaya, Yasunobu

評価済み核データライブラリーJENDLを適切に処理するため、日本原子力研究開発機構において、国産核データ処理システムFRENDYを開発した。FRENDYの開発は、JENDLや日本原子力研究開発機構が提供する粒子輸送計算コードの普及に役立つ。FRENDYは保守性, 簡潔性, 移植性, 拡張性などを考慮して開発した。FRENDYは評価済み核データを処理するだけでなく、他の計算コードにFRENDYの機能を実装することも考慮して開発した。利用者はFRENDYの読み書きや各処理機能について、他のコードに容易に取り込むことができる。FRENDYの核データ処理手法は米国ロスアラモス国立研究所が開発したNJOYと同様である。現バージョンのFRENDYはENDF-6形式の評価済み核データから連続エネルギーモンテカルロ輸送計算コードPHITSやMCNPが利用する断面積ライブラリ形式であるACEファイルを生成することができる。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。

A new nuclear data processing code FRENDY has been developed in order to process the evaluated nuclear data library JENDL. Development of FRENDY helps to disseminate JENDL and various nuclear calculation codes. FRENDY is developed not only to process the evaluated nuclear data file but also to implement the FRENDY functions to other calculation codes. Users can easily use many functions e.g., read, write, and process the evaluated nuclear data file, in their own codes when they implement the classes of FRENDY to their codes. FRENDY is coded with considering maintainability, modularity, portability and flexibility. The processing method of FRENDY is similar to that of NJOY. The current version of FRENDY treats the ENDF-6 format and generates the ACE file which is used for the continuous energy Monte Carlo codes such as PHITS and MCNP. This report describes the nuclear data processing methods and input instructions for FRENDY.