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SRAC:JAERI thermal reactor standard code system for reactor design and analysis

SRAC:核設計と解析のための原研熱中性子炉標準コードシステム

土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*

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SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。

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