SRAC2006; A Comprehensive neutronics calculation code system

SRAC2006; 総合核計算コードシステム

奥村 啓介 ; 久語 輝彦 ; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎*

Okumura, Keisuke; Kugo, Teruhiko; Kaneko, Kunio*; Tsuchihashi, Keiichiro*

SRACはさまざまなタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1986年にSRACシステムの第2版利用手引き(JAERI-1302)が出版された後、多くの機能及びライブラリデータの追加と修正が行われ、総合核計算コードシステムとして完成した。本システムは、主要な核データライブラリ(JENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1, JEF-2.2など)と、中性子輸送及び拡散計算のための統合された5つの要素コードを含んでいる。それらは、16種類の格子形状に適用できる衝突確率法に基づくPIJコード,SN法輸送計算コードANISN(一次元)及びTWOTRAN(二次元),拡散計算コードTUD(一次元)及びCITATION(多次元)である。また、多次元炉心燃焼計算のための補助コードCOREBNがシステムに含まれる。

The SRAC is a code system applicable to neutronics analysis of a variety of reactor types. Since the publication of the second version of the users manual (JAERI-1302) in 1986 for the SRAC system, a number of additions and modifications to the functions and the library data have been made to establish a comprehensive neutronics code system. The current system includes major neutron data libraries (JENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VII, ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1, JEF-2.2, etc.), and integrates five elementary codes for neutron transport and diffusion calculation; PIJ based on the collision probability method applicable to 16 kind of lattice models, SN transport codes ANISN(1D) and TWOTRAN(2D), diffusion codes TUD(1D) and CITATION(multi-D). The system also includes an auxiliary code COREBN for multi-dimensional core burn-up calculation.