漏洩量繰返し計算による3次元中性子拡散方程式の近似解法

Approximation Method for Solving Three Dimensional Neutron Diffusion Equation by Leakage Iteration Technique

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大形原子炉内の中性子束分布を少ない計算機容量と短い時間で計算できる一つの新しい方法「中性子漏洩量繰返し法」を考案した。この方法で使用する基礎式を導出するとともに、交互繰返し計算の収束条件を求め、収束性に影響する因子を明らかにした。また、この方法を用いた標準的な計算コードとして、1次元チャンネル及び2次元層計算を詳細メッシュ有限差分法により行う3次元拡散コードDIFFUSION-ACEを開発した。さらに、この方法を応用して、軽水型発電用原子炉、舶用原子炉のおよび研究用原子炉の炉心特性解析コードを開発した。これらの計算コードによる計算結果を実測値及び詳細計算コードによる計算結果と比較することにより、本方法が上記の炉型の原子炉の解析に有効に適用できることを確認した。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 85-059
ページ数	:	69 Pages
発行年月	:	1985/05
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-85-059.pdf:2.06MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-85-059
キーワード	:	Neutron Diffusion; Approximation Method; Three Dimension; Leakage Iteration; Computer Code; Light Water Reactor
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19850059
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