検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

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

Benchmark tests of radiation transport computer codes for reactor core and shield calculations

朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01

 被引用回数:6

原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。

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

特集: わが国における原子力計算コード開発の現状

石川 寛; 五十嵐 信一; 桂木 学; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 大竹 巌*; 門田 一雄*; 菱田 久志*; 佐野川 好母; 幾島 毅; et al.

日本原子力学会誌, 17(7), p.329 - 348, 1975/07

表題の件につき原子力コード委員会を中心に特集記事作成を依頼され、まとめたものである。各データおよび炉定数,中性子の拡散と輸送,遮蔽,燃焼および燃料サイクル,動特性および制御,熱流力,構造解析,工学的安全性,燃料挙動,環境安全性,運転監視,炉心管理,核融合について述べた後、将来の展望について述べている。

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。

口頭

一軸多段型遠心抽出器の適用性検討

大西 宏行; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝

no journal, , 

原子力機構では、これまで一軸単段型遠心抽出器の開発を行ってきているが、一般産業界では一駆動部で複数段の遠心抽出を行う一軸多段型遠心抽出器が実用化されている。一軸多段型遠心抽出器が再処理施設に適用できれば、さらなる小スペース・省メンテナンス等のメリットが得られる可能性があるため、一軸多段型遠心抽出器に関する情報調査並びに技術課題の検討を開始した。この中で、多段型は内部にスラッジが堆積しやすいとの報告があることから、再処理施設への適用の可否について見通しを得るために一般産業用多段型遠心抽出器を用いてスラッジ堆積試験に着手した。本発表では、これまでに実施した検討内容と、模擬スラッジによる堆積試験の概要について報告する。

口頭

高速炉燃料の高効率溶解技術開発,9; 溶解槽軸受け部の耐久性試験

桂井 清道; 鷲谷 忠博; 大西 宏行*; 黒田 一彦*; 西川 秀紹*; 中谷 達也*; 山下 一彦*; 吉峰 千尋*

no journal, , 

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)の一環として開発中の回転ドラム型連続溶解槽に使用する軸受の耐久性試験で得られた知見を報告する。溶解槽に使用する軸受は高放射線環境,高荷重低揺動運転の厳しい条件で使用される。このような条件における軸受の耐久性を確認するため、無潤滑タイプとしてカーボンすべり軸受、潤滑タイプとして放射線・熱劣化を模擬した潤滑剤を用いたハイブリッド玉軸受の小型規模の耐久性試験を実施し、溶解槽軸受への適用性を評価した。

口頭

FaCTフェーズI先進湿式再処理技術開発のとりまとめ,4; U, Pu及びNpの共抽出

駒 義和; 柴田 淳広; 中原 将海; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 大西 宏行*; 中島 靖雄; 平野 弘康; 鷲谷 忠博

no journal, , 

FBR使用済燃料の再処理技術に関し、U, Pu及びNpを共回収する溶媒抽出法の開発成果を概観する。低除染燃料が許容されることを前提として簡素化した化学プロセス,設備の稼働時間を長くできPuインベントリが小さい遠心抽出器の開発に取り組んだ。

8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1