Direct integration method for solving the neutron transport equation in three-dimensional geometry

3次元(X,Y,Z)形状に対する直接積分法にもとづく中性子輸送方程式の解法

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3次元(X,Y,Z)形状に対する中性子輸送方程式を直接積分法によって解く数値解法を提案した。微細エネルギー・メッシュスペクトル相対分布を散乱積分に適用する手法を新たに導入し、粗エネルギーメッシュによる3次元(X,Y,Z)形状実用遮蔽計算が可能となった。さらに線源分布近似に帰因する誤差の理論的解析を行い、本解法が $^{3}$ (:空間メッシュ)の誤差を有することを明らかにした。本解法の妥当性は、PCA実験およびWinfrith鉄平板透過実験の解析を通じて確かめた。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Nuclear Science and Engineering
巻	:	80
号	:
ページ数	:	p.554 - 569
発行年月	:	1982/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Neutron; Transport Equation; Shielding Calculation; Direct; Integratin Method; (X,Y,Z) Geometry; Erroe Analysis

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.13182/NSE82-A18969
研究データの公開先DOI	:
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
Web of Science® Times Cited Count	:	被引用回数：評価・統計等のため最新の被引用回数を確認したい場合は、直接Web of Science®をご確認ください。 http://www.webofknowledge.com/wos
InCites™	:	パーセンタイル：78.91 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19811030
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 6320

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