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MOSRA-SRAC; Lattice calculation module of the modular code system for nuclear reactor analyses MOSRA

MOSRA-SRAC; モジュラー型原子炉解析コードシステムMOSRAの格子計算モジュール

奥村 啓介

Okumura, Keisuke

MOSRA-SRACは、モジュラー型原子炉解析コードシステム(MOSRA)の格子計算モジュールである。本モジュールは、既存の軽水炉や研究炉などを含む多様な原子炉の燃料要素に対し、日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0から作成した200群断面積セットを用いた衝突確率法に基づく中性子輸送計算を行う機能を有する。また、格子内の各燃料物質中の最大234核種に対する核種生成崩壊計算を行う。これらにより、MOSRA-SRACは、炉心計算で使用する燃焼依存の実効微視的断面積及び巨視的断面積を提供する。

MOSRA-SRAC is a lattice calculation module of the Modular code System for nuclear Reactor Analyses (MOSRA). This module performs the neutron transport calculation for various types of fuel elements including existing light water reactors, research reactors, etc. based on the collision probability method with a set of the 200-group cross-sections generated from the Japanese Evaluated Nuclear Data Library JENDL-4.0. It has also a function of the isotope generation and depletion calculation for up to 234 nuclides in each fuel material in the lattice. In these ways, MOSRA-SRAC prepares the burn-up dependent effective microscopic and macroscopic cross-section data to be used in core calculations.

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