高速炉の核特性解析用コードシステム

A Code System for Fast Reactor Neutronics Analysis

Nakagawa, Masayuki; not registered; not registered

高速炉の核特性解析に汎用されるコードをシステム化し、使用効率を高め、エラーを少くするように工夫した。システムに含まれる主なコードは、実効断面積計算用として、EXPANDA-G,SLAROM,ESELEM5を用い、ここで作成した断面積は全て統一された形式で、PDSファイルに記憶される。核計算コードは、CITATION-FBR,ANISN-JR,TWOTRAN2.MORSE,CIPER,SNPERT,PHENIX,3DBであるが、これらを継ぐインターフェイスプログラムとしてJOINTコードが開発された。その他にサービスプログラムと、ユーティリティプログラムがシステムに含まれる。これらを組合せて用いることにより、高速炉の殆どの核特性量が計算可能となった。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 83-066
ページ数	:	74 Pages
発行年月	:	1983/04
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-83-066.pdf:1.76MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-83-066
キーワード	:	Code System; Fast Reactor; Neutronics; Calculation; Cross Section; Utility Program; Interface; Input Data; PDS File
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19830066
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