Программа для ЭВМ предназначена для обоснования безопасности реакторных установок путем проведения расчетных исследований переходных нейтронно-физических процессов в активной зоне ядерного реактора и теплогидродинамических процессов в активной зоне ядерного реактора и в разветвленных контурах охлаждения.

Программа предназначена для расчета наведенной активности материалов конструкций и защиты реакторных установок при облучении нейтронами. Программа использует для расчетов наведенной активности аналитическое решение, учитывающее реакцию образования материнского нуклида и его превращение по цепочке радиоактивного распада. Расчет проводится последовательно для всех реакций и их цепочек распадов, входящих в состав используемой библиотеки. В расчете не учитывают ядерные превращения за счет облучения полученных радионуклидов.

Программа предназначена для создания систем удаленного контроля, автоматизации и мониторинга. Программа включает в себя набор готовых блоков конечной системы автоматизации, которые программируются пользователем программы с использованием языка JavaScript (ЕСМА-262). Функциональность программы может быть расширена с использованием встроенной плагин-системы. Внешнее управление программой осуществляется по HTTP протоколу с использованием интернет браузеров.

Проведение показа работы программы «jCjS» требует согласования в структуре госкорпорации «Росатом» и возможна только при удаленной демонстрации через систему видеоконференции Skype. Для организации показа, а также для уточнения информации о стоимости программного обеспечения,  необходимо направить Матвееву Евгению Леонидовичу (499)763-01-14) на email matveevel@nikiet.ru, следующую информацию: ФИО экспертов, e-mail, телефонный номер, название организации, время проведения показа.

Программа предназначена для моделирования стационарных состояний, переходных и аварийных режимов в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем при принудительной циркуляции в канальном приближении.

Программа предназначена для расчетов концентраций ядер макросмесей, образованных смешением различных материалов, и подготавливает их в форматах, требуемых для различных программ радиационной защиты и радиационной безопасности.

Программа предназначена для подготовки распределенного источника фотонейтронов в расчётных вариантах программ, используемых метод дискретных ординат (МДО), таких как «КАСКАД», «КАТРИН», «DORT», «TORT». Программа позволяет получить микросечения переходов из гамма-групп в нейтронные группы, обусловленные фотонейтронными реакциями отдельных изотопов (дейтерия, берилия-9 и др.) в так называемом формате ANISN. Входными данными программы являются энергетическое распределение (y,n) микросечений выбранного изотопа (в табличном виде), количество групп нейтронов и фотонов, а также их энергетические границы для совместной многогрупповой библиотеки (в формате ANISN), которая выбрана для расчётов по МДО программе. Полученные с помощью программы микросечения (y,n) переходов вводятся в текстовом файле входных данных МДО программы. Добавить указанные (y,n) переходы к «обычной» библиотеке нейтронных и фотонных макросечений позволяет такое свойство МДО программ как возможность «смещения» матриц сечений.

Программа предназначена для трехмерных нейтронно-физических расчетов стационарных состояний, быстрых и медленных нестационарных процессов в активной зоне реактора с быстрым спектром нейтронов и свинцовьм теплоносителем с учетом изменения нуклидного состава топлива в процессе кампании

Программа предназначена для подготовки расчётных вариантов программ, реализующим метод дискретных ординат (МДО), DORT, КАСКАД, КАТРИН с реализацией их основных возможностей. Позволяет получить геометрические массивы данных для основных и вспомогательных программ; подготовить макросечения материалов, используемых в расчёте, в формате ANISN или в системе SCALE; интерполировать геометрическое распределение источника, создать входной файл для расчёта. Для подготовки макросечений используются программы GIP и ARVES.

Программа предназначена для моделирования стационарных состояний, переходных и аварийных режимов в реакторных установках на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем при принудительной и естественной циркуляцией в первом контуре. В программе может быть использована как модель пространственной кинетики, так и точечная модель кинетики при заданной форм-функций высотных и радиальных распределений энерговыделения в активной зоне реактора. Программа позволяет производить вычисления мощности реактора, нейтронно- физические характеристики активной зоны, (коэффициенты реактивности, эффективность РО СУЗ и т.д.), значения расходов теплоносителя, давления, и температур в элементах выбранной расчетной схемы в стационарных и динамических режимах работы реакторной установки.

База данных является загружаемой dll-библиотекой блоков расчетного кода PRISET для графического редактора программного обеспечения SimInTech, предназначена для работы с блоками программного расчетного кода PRISET в программном обеспечении SimInTech. База данных обеспечивает выполнение следующих функций: задание и редактирование свойств блоков; задание и редактирование параметров блоков в соответствии с форматом графического редактора программного обеспечения SimInTech; редактирование параметров визуального отображения блоков в окне редактирования технологической (нодализационной) блок-схемы графического редактора программного обеспечения SimInTech.