輸送計算コードと断面積ライブラリー

Transport calculation codes and cross section libraries

核融合炉中性子工学では中性子及び光子束と多くの重要な反応率を予測評価するために輸送計算を行う必要がある。輸送計算法や核データとその使用法に関しては核分裂炉の開発で得られた多大な蓄積があるが、核融合炉特有の強い散乱の非等方性と極度に異方性の強い中性子場を取り扱うために、多くの改良がなされた。その結果、予測精度は飛躍的に向上した。本報では、現在国内の核融合中性子工学の分野で使用されいている輸送計算コードとそこで用いられている計算手法を解説する。また、それぞれのコードで使用される断面積ライブラリーもあわせて紹介する。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	プラズマ・核融合学会誌
巻	:	71
号	:	12
ページ数	:	p.1212 - 1219
発行年月	:	1995/12
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Transport Equation; Neutron; Photon; Numerical Simulation; Computer Code; Cross Section Library

特許データ	:
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論文URL	:	http://ci.nii.ac.jp/naid/110003827346
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登録番号 : A19950386
抄録集掲載番号 : 240212
論文投稿番号 : 13767

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