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論文

緊急技術助言対応システム(COSTA)について

小林 健介; 石神 努; 堀上 邦彦; 尾山 和雄; 秋山 敏弘*; 藤田 操; 冨澤 昌雄*

原子力工業, 42(1), p.44 - 53, 1996/00

緊急時に国の事故対策本部に対して技術助言を行う緊急技術助言組織の活動を支援することを目的に、原研では科学技術庁からの受託事業として緊急技術助言対応システム(COSTA)の開発を進めている。COSTAの開発は昭和60年度に始まり、平成4年度までに,プラント情報、世界各国の事故事例情報、シビアアクシデント解析結果等をデータベース化するとともに、事故時のプラント状態把握・FP放出予測のためのプログラムを作成し、その第1段階整備を終了した。5年度以降、最近のシビアアクシデント研究成果等を反映してシステムの改良拡充を進めるとともに、防護対策検討のための避難シミュレーションプログラム等の整備を進めている。本報は、COSTAの機能、構成、活用形態等を述べたものである。

論文

COSTA: A Computerized support system for emergency technical advisory body in Japan

小林 健介; 石神 努; 堀上 邦彦; 尾山 和雄; 秋山 敏弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(5), p.476 - 487, 1995/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.08(Nuclear Science & Technology)

原子力施設において緊急時に至るような万一の事故が発生した場合、国の緊急技術助言組織(以下、助言組織と称す)は、国の対策本部に対して技術助言を行うことになっている。この助言活動を実施するために、助言組織には原子力発電プラントに関する情報を記載した資料(常備資料と称す)が用意されている。常備資料は冊子体形式であり、かつその情報量が膨大であることから、その効率的な利用を図るために、計算機技術の利用が求められている。また、助言組織が損傷しているプラントの状態を把握し環境へのFP放出を予測することを支援する手法の開発が求められている。緊急時の助言組織の活動を支援することを目的に、常備資料を迅速にかつ効率よく利用することが出来るように、それらのデータベース化を行うとともに、多変量解析手法を用いて事象進展予測と環境へのFP放出予測を迅速に行う、エキスパートシステムを開発した。そして、データベースとエキスパートシステムを統合化し、計算機システムCOSTAとして整備した。COSTAの開発の第一段階を1992年度に終了した。本報は、COSTAの開発の現状を述べたものである。

報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト; PWR編,1992年版

泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健

JAERI-M 92-204, 532 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-204.pdf:15.06MB

原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるPWR型原子力発電プラント22基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子体にまとめたものである。

報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト; BWR編,1992年版

泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健

JAERI-M 92-203, 648 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-203.pdf:19.31MB

原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるBWR型原子力発電プラント25基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子代にまとめたものである。

報告書

原子力発電プラント・データベース(PPD)の情報検索システム利用手引書

泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介

JAERI-M 90-218, 67 Pages, 1990/12

JAERI-M-90-218.pdf:1.92MB

原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本原子力研究所大型汎用計算機の日本語処理機能を有する端末装置からの利用者に対する利用手引書である。

論文

各国における緊急時対応に係わる計算機利用システムの開発・整備の現状

石神 努; 堀上 邦彦; 小林 健介

日本原子力学会誌, 32(4), p.328 - 337, 1990/04

原子力発電所において万一の事故が発生し周辺住民に影響が及ぶか、または、及ぶおそれがある場合(緊急時)には、適切な防災対策を講ずることにより公衆への影響を最小限に抑えることが肝要である。そのためには、事故の状況、環境への放射性物質放出、環境放射線被曝影響、防護対策実施に伴う影響等、の推定と予測をなるべく正確かつ迅速に行うとともに、それらの総合的評価が有用となる。近年、計算機利用技術の飛躍的な発展を反映して、各国で緊急時の防災対策を支援するための計算機利用システムの開発と整備が進められている。本稿では、各国で研究開発、あるいは、実用化されている計算機利用システムを概観するとともに、今後の研究課題を摘出し、解説する。

報告書

SPEEDI:緊急時環境線量情報予測システム

茅野 政道; 石川 裕彦; 甲斐 倫明; 本間 俊充; 日高 昭秀; 今井 和彦; 飯嶋 敏哲; 森内 茂; 浅井 清; 中村 康弘; et al.

JAERI-M 84-050, 80 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-050.pdf:2.3MB

緊急時環境線量情報予測システムSPEEDI(System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)について報告する。原子力施設の事故時に大気中に放出された放射性物質の濃度やどれによる被曝線量を、放出源情報と実際の気象条件から計測することは、防災対策上極めて重要である。SPEEDIはこの目的のために開発された計算システムである。この種システムの開発は、原子力安全委員会の「環境放射能安全研究年次計画」に従って原研を中心におこなわれている緊急時関連の環境安全研究のひとつの項目となっている。昭和55年に調査を、開発は昭和56年に着手し、57年度に第1、第2版を、実用規模に達したと考えられるので、その成果を簡単にまとめて報告する。

報告書

SRAC:JAERI thermal reactor standard code system for reactor design and analysis

土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*

JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01

JAERI-1285.pdf:10.27MB

SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。

報告書

分解原理による大規模線形最適化プログラム:DEPRI, DEPRIM

藤村 統一郎; 堀上 邦彦; 中原 康明

JAERI-M 9315, 33 Pages, 1981/02

JAERI-M-9315.pdf:0.95MB

大規模な線形最適化問題を、Dantzig-Wolfeの分解原理を応用して解く、いくつかのプログラムが開発された。システム全体の最適性は、各部分システムのそれと、部分システム間の相互干渉より求められ、そのアルゴリズムが詳述される。これらのプログラムの検証のために、日本におけるエネルギー・モデルを扱った例が取り上げられる。この例では、変数の数が650、制約の数が206であるが、部分システムのみ倍精度計算で解くことにより、4桁以上正確な解が得られた。これらの計算は、単体法プログラムとも比較され、その有効性が示される。なお、DEPRIは、初期許容解が自明な場合を解くプログラムであり、DEPRIMはこれを使い易くした補助プログラムである。

報告書

非線形最適化プログラム・パッケージ使用説明書

堀上 邦彦; 鈴木 忠和; 藤村 統一郎; 中原 康明

JAERI-M 9154, 79 Pages, 1980/11

JAERI-M-9154.pdf:2.81MB

非線形最適化問題を解くための16種類のプログラムをFACOM M200機用に整備し、テストを完了した。また、これらのプログラムを使用し易くするために、補助プログラム群を作成し、ユーザがメイン・プログラムを作成するために費やされる労力を軽減するとともに、入出力形式をできるだけ統一した。各プログラムを制約条件付き問題に対して適用し得るものと、制約条件を持たない問題に対してのみ適用し得るものとに大別し、さらに後者に属するプログラム群を、その解法の中で目的関数値だけを用いるもの、目的関数の第1次偏導関数を必要とするもの、第2次偏導関数をも必要とするものの3種類に分類した。これらのプログラムの利用を一般ユーザに解放するために、それぞれのプログラムについて計算手順、呼び出し形式、ならびに補助プログラムの入力形式を説明し使用例を掲げた。

報告書

線形最適化プログラム・パッケージ使用説明書

堀上 邦彦; 藤村 統一郎; 中原 康明

JAERI-M 9048, 38 Pages, 1980/09

JAERI-M-9048.pdf:1.45MB

線形計画法、整数計画法および2次計画法により線形最適化問題を解く7種類のプログラム(そのうち線形計画法が4つ、整数計画法が1つ、2次計画法が2つ)がFACOM M200機用に整備され、テストが完了した。さらにこれらのプログラムを利用し易くするために補助プログラム郡が作成された。多くのユーザーにこれらのパッケージ利用を解放するために各プログラムの機能と特徴、使用法および使用上の注意、入出力形式についてのまとめが行なわれた。

報告書

FEMRZ:Program for solving two-dimensional neutron transport problems in cylindrical geometry by the finite element method

藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 大西 忠博*; 中原 康明

JAERI 1253, 29 Pages, 1978/02

JAERI-1253.pdf:1.22MB

有限要素法により、二次元(r、z)円柱体系における多群中性子輸送問題を解くプログラムが開発された。数値解法としては、高次のラグランジュ多項式に基づく有限要素法が空間変数に適用されており、物質境界で中性子束が不連続になることが許されている。実際規模の問題を含むいくつか例が与えられた、その結果がFEMRZの有効性を例訂するためにSm法と比較され、検討している。双二次近似の場合は、特別な考慮をしない、粗いメッシュのときどきでも十分精度が良く、数値的にも安定である。

論文

Application of finite element method to two-dimensional multi-group neutron transport equation in cylindrical geometry

藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 中原 康明; 大西 忠博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.541 - 550, 1977/08

 被引用回数:3

先に、二次元(r,z)円柱体系における多群中性子輸送問題を有限要素法で解くアルゴリズムが開発され、簡単なモデルによる計算もなされた(日本原子力学会、昭和49年秋の分科会、同昭和50年年会での口頭発表)。 有限要素法は(r、z)面内の正規長方形小領域上の空間変数に応用されている。 本稿では、そのアルゴリズムのうち、双一次または双二次多項式を基底として用いた不連続法およびその計算結果について述べる。 原子炉の現実的な体系を中心としたいくつかの数値例が示されるが、双二次近似による解は精度も良く、粗いメッシュのときでも数値的に安定である。 また、汎用的なダイヤモンド差分法によるコードとの比較もなされ、また数値計算の結果を通じて不連続法の利点が示されている。

論文

Application of coarse-mesh rebalance acceleration to Monte Carlo eigenvalue problems

朝岡 卓見; 中原 康明; 堀上 邦彦; 西田 雄彦; 鈴木 忠和; 田次 邑吉; 宮坂 駿一; 弘田 実彌

Nuclear Science and Engineering, 59(4), p.326 - 336, 1976/04

 被引用回数:3

モンテカルロ法で原子炉体系の固有値を求める際の反復計算過程の収束加速のため、粗メッシュ再釣合法が導入された。1バッチの中性子ヒストリーについての計算終了毎に、原子炉の各粗メッシュ領域で中性子の釣合が保たれるように中性子束に掛けられる因子が計算される。この再釣合因子を、次のバッチ計算の最初に、各粗メッシュ領域の核分裂中性子源の重み(強度)に掛ける。この粗メッシュ再釣合法を使った計算例は、この方法が各粗メッシュについての中性子源とか損失を、通常のモンテカルロ計算より正しく求める、新しいサンプリング法であることを示している。

報告書

時間依存輸送方程式の数値解法アルゴリズムとベンチマークテストの現状; 空間依存動特性計算コードのベンチマークテスト,1

伊勢 武治; 堀上 邦彦; 小林 健介

JAERI-M 6373, 50 Pages, 1976/01

JAERI-M-6373.pdf:1.24MB

空間依存動特性計算コードのベンチマークテストの指針を得るために、輸送理論に基づく動特性計算コードに対して、その数値解法のアルゴリズムとベンチマークテストの現状が調べられ、評価がなされた。拡散理論に基づくコードに比べて開発されているものは非常に少なく、1次元コードで3つ、2次元コードで1つ、公開されているのみである。TASKアルゴリズムに基づくものを除いては、時間に関してもダイヤモンド型差分の解法を用いているものが殆んどである。加速法としては、指数差分式によるもの、指数外挿法によるもの、リバランス法によるもの、などが用いられていて、小さい時間ステップに対しては特に指数外挿法が有効である。実在体系における輸送理論動特性コードのベンチマークテストは未だ行われていないので今後の課題であろう。空間については収束の速い解法、時間については安定性が良くて速い方法、の開発が望まれる。

報告書

Modification of the MORSE code for Monte Carlo eigenvalue problems by coarse-meth rebalance acceleration

西田 雄彦; 堀上 邦彦; 鈴木 忠和; 中原 康明; 田次 邑吉; 朝岡 卓見

JAERI-M 6251, 36 Pages, 1975/09

JAERI-M-6251.pdf:0.87MB

原子炉系の固有値計算を行う場合の加速法の一つとして、汎用モンテカルロ輸送コード「MORSE」に粗メッシュ再鈎合い法を適用した。ここでは、モンテカルロ・ゲームから得られる情報の内、必要な量だけを集積・処理するルーチン「COARSE」と、これに引続いて再鈎合い係数を計算するルーチン「REBAL」を作成し、、「MORSE」を拡張した。これらのルーチンの詳細と共に、モンテカルロ法における粗メッシュ再鈎合い加速法のアルゴリズムについて報告する。

報告書

Finite element method for solving neutron transport problem in two-dimensional cylindrical geometry

堀上 邦彦; 中原 康明; 藤村 統一郎; 大西 忠博*

JAERI-M 5793, 48 Pages, 1974/07

JAERI-M-5793.pdf:1.1MB

2次元(r、Z)体系での中性子輸送方程式を有限要素法をにより解くアルゴリズムを開発した。有限要素法は空間変数に対してのみ適用し、角度変数に対してはS$$_{N}$$法を用いた。(r.Z)平面を幾つかの長方形に分割し、それぞれの長方形の上でラグランジュ補間多項式を前もって作っておき、角度依存の中性子束をそれらの一次結合で表現する。一つの長方形の上で定義されるラグランジュ多項式の数は4、8、9の場合を考慮し、多項式の次数はr、Zの双一次、三次、双二次をそれぞれ対応させた。連続解を得るアルゴリズムと不連続解を得るアルゴリズムとを分けて説明し、両者いずれの場合においても、結合係数を決めるために適当な剰余を定義し、ガレルキン法を適用した。また連続解を得る解法の一つとして、中性子の保存則を表わす式を解くアルゴリズムも示した。

報告書

中性子・ガンマ線輸送と動特性計算コードのベンチマーク・テストの問題点

朝岡 卓見; 中原 康明; 伊勢 武治; 筒井 恒夫; 西田 雄彦; 堀上 邦彦; 藤村 統一郎; 出田 隆士; 鈴木 忠和

JAERI-M 5557, 32 Pages, 1974/02

JAERI-M-5557.pdf:1.37MB

原子炉計算コードの大型化、多様化に伴い、それらの適用性、有効性あるいは精度の評価のためベンチマーク・テストが要求されている。ベンチマーク・テストには、実験の解析による核断面積などのチェックのテストもあるが、本報では数値解析の立場からのテストのみを扱う。この際には誤差評価ずみのいわゆる厳密解を基準とするわけで、テストのためのベンチマーク問題もその観点からえらばれなければならない。当面の興味の対象として、中性子とガンマ線の輸送を扱うモンテ力ルロ、S$$_{N}$$、拡散近似、およびこれらの方法による空間依存動特性の代表的計算コードがえらばれた。そして、現在までに各国で実施された、これらコードの性能テストの総括と評価をした。特に1次元S$$_{N}$$コードについては、計算に適している角度求積法とS$$_{N}$$の近似オーダー、および計算時間についての一般的結論を得た。

報告書

任意初等関数の発生方法およびその応用プログラム; LSQR

堀上 邦彦; 辻本 巌

JAERI-M 4703, 28 Pages, 1972/02

JAERI-M-4703.pdf:0.65MB

演算子をフォートランプログラムの入力とすることによって、任意な初等関数を発生させる方法を考案した。その応用として最小二乗法によりカーブフィッティングの問題を解くプロクラムを作成した。関数型は初等関数の範囲内で任意であり、線型、非線型両方の問題を解くことができる。解法はニュートン法を用いた

報告書

FACOM230-35による紙テープ処理の手引

齋藤 直之; 山田 孝行; 堀上 邦彦

JAERI-M 4549, 23 Pages, 1971/08

JAERI-M-4549.pdf:0.7MB

このメモは、原研所内の各種実験装置より出力された紙テープ処理のための手引書である。方法は5個の紙テープ入力サブルーチンを用意し、それらをFORTRANで呼び出せるようにした。その理由はFORTRANのREADステートメントで読み込むことができる紙テープは、実験装置より出力されたものにはほとんどないこと。大部分のユーザがFORTRAN以外の言語には不慣れな事などである。これらのサブルーチンを使うことによって、エラー処理や機械の操作などを含めて、プログラミングの労力が減らされると考えられる。

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