三角柱形状拡散ノード法コードにおける収束加速法の適用性の検討

Analysis of the applicability of acceleration methods for a triangular prism geometry nodal diffusion code

藤村 統一郎*; 奥村 啓介 

Fujimura, Toichiro*; Okumura, Keisuke

低減速スペクトル炉等の6角形状の炉心を解析する拡散コードの原型版を開発し、その反復解法を高速化するため、さまざまな収束加速法の適用性について検討した。本3次元コードMOSRA-Prismは、6角形状の炉心を正3角柱に分割し、その中の中性子束分布を3次の多項式で近似する多項式展開ノード法に基づいている。多群拡散コードとしての反復解法は、通常の内側反復法と外側反復法を採用するが、内側反復に適応的加速法、外側反復に中性子源外挿法を適用し、その有効性を確認した。本報告書では、コードの数値解法の元となる多項式展開ノード法の定式化の概要を説明するとともに、さまざまなサンプル計算で得られた、収束加速法の局所的な効率及び全体的な効率について検討する。また、コード開発過程で新たに導出した真空境界条件の一般的な記述法についても述べる。

A prototype version of a diffusion code has been developed to analyze the hexagonal core as reduced moderation reactor and the applicability of some acceleration methods have been investigated to accelerate the convergence of the iterative solution method. The hexagonal core is divided into regular triangular prisms in the three-dimensional code MOSRA-Prism and a polynomial expansion nodal method is applied to approximate the neutron flux distribution by a cubic polynomial. The multi-group diffusion equation is solved iteratively with ordinal inner and outer iterations and the effectiveness of acceleration methods is ascertained by applying an adaptive acceleration method and a neutron source extrapolation method, respectively. The formulation of the polynomial expansion nodal method is outlined in the report and the local and global effectiveness of the acceleration methods is discussed with various sample calculations. A new general expression of vacuum boundary condition, derived in the formulation is also described.