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報告書

JSSL(原研版・科学用サブルーチン・ライブラリ)マニュアル; 第4版

藤村 統一郎; 筒井 恒夫

JAERI-M 92-121, 218 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-121.pdf:4.39MB

JSSLは、原研において開発・整備された科学計算用サブルーチンのうち、汎用性があると作成者が判断したものをライブラリ化したもので、次の16分野(特殊関数、線形計算、固有値問題、非線形計算、数理計画法、極値問題、変換、関数近似、数値微積分、微積分方程式、統計、物理問題、入出力、作図、システム関数、その他)に分類されている。この版は、前版までに集大成されたサブルーチンの中から評価済で公開可能なものを集めたものであり、本報告書はその使用手引書である。また、使用大型計算機に組込まれている類似のライブラリの非公開化が進む中で、JSSLは独立性を保ち、ソース・プログラムのレベルで参照できるなど、利用範囲の広いライブラリと言える。

報告書

DOT3.5コードのベクトル化; DOT3.5NEA版,DOT3.5FNS版,DOT3.5炉設計版,RADHEAT-V4,DOT-DD

野々宮 厳*; 石黒 美佐子; 筒井 恒夫

JAERI-M 90-108, 77 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-108.pdf:1.85MB

本報告は、Sn法による2次元放射線輸送コードDOT3.5のベクトル化について述べる。対象としたコードは、ORNLで開発されたオリジナル版だけでなく日本原子力研究所内で実際に用いられているDOT3.5の改良版であるDOT3.5コードFNS版、DOT3.5コード炉設計版、RADHEAT-V4システムESPRITモジュールについてもベクトル化を行なった。さらにDOT3.5コードFNS版とDOT3.5のDDX版であるDOT-DDコードに対して入出力処理の高速化を実施した。ベクトル化版のオリジナル版に対する性能向上は、DOT3.5コードで1.7~1.9倍、DOT3.5FNS版で2.2~2.3倍、DOT3.5炉設計版で1.7倍、RADHEAT-V4システムで3.1~4.4倍である。また、入出力処理高速化版のオリジナル版に対する経過時間は、DOT3.5FNS版及びDOT-DDコードで50%~65%に減少した。

報告書

Analysis of the mass formula dependence of spallation product distribution

西田 雄彦; 中原 康明; 筒井 恒夫

JAERI-M 87-088, 50 Pages, 1987/06

JAERI-M-87-088.pdf:1.33MB

スポレーション核反応シミュレーションコードNUCLEUSを改良し、宇野・山田の質量公式を用いて核破砕反応計算を行える版を新たに開発した。従来は、Wapstraの質量表やCameronの質量公式を用いて計算していたが、新しい版の併用により、質量公式のスポレーション生成物計算に対する影響を比較しながら議論できるようになった。質量公式自身の差については、核種の超過質量の計算値によって示す一方、両質量公式を用いて高エネルギー陽子とウラン原子核の反応生成物の計算を行った。

報告書

原子核スポレーション反応シミュレーションコード開発と1次スポレーション生成物の計算

西田 雄彦; 中原 康明; 筒井 恒夫

JAERI-M 86-116, 65 Pages, 1986/08

JAERI-M-86-116.pdf:1.63MB

加速器による高速陽子がタ-ゲットに打ち込まれた時に起こる反応を、核物理的素過程の面から研究するために、原子核スポレ-ション反応(核内カスケ-ド+粒子蒸発and/or核分裂)シュミレ-ションコ-ドNUCLEUSを開発した。このコ-ドの計算結果は、多重散乱効果の無視できるような薄いタ-ゲットの原子核実験デ-タと直接比較でき、計算モデルの改良やパラメ-タの値の精度向上に資する。予備的な解析として、タ-ゲット核種が天然ウラン、鉛、及び銀で入射陽子のエネルギ-が 0.5,1,2,3,GeVの場合について計算を行なった。原子核スポレ-ション反応の結果、放出される粒子の数や残留生成核分布は、核種によらず 概して2GeV以上で飽和する傾向を示した。また、1次生成物では短寿命核種が多いという結果が得られた。

報告書

FACOM230-75APUによる原子力コードのベクトル化

原田 裕夫; 樋口 健二; 石黒 美佐子; 筒井 恒夫; 藤井 実

JAERI-M 83-024, 61 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-024.pdf:1.47MB

将来のスーパーコンピュータ利用に向けて、原研でよく使用されている原子力コードを対象に、FACOM230-75APUを使ってベクトル計算処理効率について調査・研究を行った。ここで対象としたコードは、CITATION(3次元拡散)、SAP5(構造解析)、CASCMARL(照射損傷シミュレーション)、FEM-BABEL(有限要素法による3次元拡散)、GMSCOPE(電子顕微鏡像シミュレーション)、DWBA(分子衝突断面積計算)とセル濃度計算サブルーチンである。各々のコードに対して、1.8(CASCMARL)から7.5(GMSCOPE)倍の有効な速度向上を得た。本報告では、実行時におけるこれらのコードの動的挙動解析、使用された数値解法、ベクトル化のためのプログラム再構成手法、反復解法の数値実験、ベクトル化率、FACOM230-75APUによる速度向上率とベクトル化についてのいくつかの所見について述べる。

報告書

中性子輸送コードのベクトル計算処理(DOT3.5,TWOTRAN,ANISN,PALLAS,BERMUDA)

石黒 美佐子; 筒井 恒夫

JAERI-M 82-199, 40 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-199.pdf:0.94MB

中性子輸送計算は、原子炉の遮蔽問題や臨界問題を取扱い、原研ては、計算量の多い分野の1つである。そこで、近い将来におけるスーパーコンピュータの利用を想定し、中性子輸送コードのベクトル計算への適応性について調査した。差分近似法を用いたDOT3.5、TWOTRAN、ANISNと直接積分法を用いたPALLAS-2DCY、BERMUDA-2DNを取上げる。ベクトル計算効果は、解法、形状、取扱われる問題に大きく依存することが解った。ここでは、各コードに対し、ベクトル化の問題点、再構成、F230-75 APUによる計算速度の実測、反復解法の数値実験などが記述される。

報告書

高エネルギー核反応および核子・中間子輸送シミュレーション・コードシステムNMTC/JAERI

中原 康明; 筒井 恒夫

JAERI-M 82-198, 73 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-198.pdf:1.87MB

非均質媒質中において加速器などから打ち込まれる高エネルギー粒子(陽子、中性子等の核子およびパイ中間子等)によって発生する核反応(核破砕、核分裂、蒸発)およびその結果放出される粒子の輸送過程のモンテカルロ法によるシミュレーション計算を行うコードシステムNMTC/JAERIが開発整備された。NMTC/JAERIの土台となったコードシステムはORNLで開発されたNMTCにLANLおよびBNLにおいて改良が加えられた1978年版である。JAERI版では新たに統計モデルによる核分裂反応が蒸発過程との競争過程として組込まれるとともに、ターゲット/ブランケット中に存在を許される核種の質量数Aが{A=1;8≦A≦239}から{A=1;6≦A≦250}に拡張され、LiやBeのような軽い核およびPu-240以上の超ウラン元素核種を含んだ体系に対する計算もできるようになっている。

報告書

JSSL(原研版・科学用サブルーチン・ライブラリ)マニュアル,第3版

井上 修二; 藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 西田 雄彦

JAERI-M 82-095, 238 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-095.pdf:4.77MB

JSSLは日本原子力研究所で開発あるいは整備したサブルーチンを集めたものであり、次の15分野(特殊関数、線形計算、固有値・固有ベクトル、非線形計算、数理計画法、極値問題、変換、関数近似、数値微積分、微積分方程式、統計、物理問題、入出力、作図、システム関数)に分類されている。本報告はその改定版の使用手引書である。この度の改定版では、主に数理計画法、統計の分野が拡充されている。これにより、全ての分野のサブルーチンがほば集大成されたと見てよい。しかし今後ともよりよいものへと拡充してゆく必要はある。

報告書

EISPACK-J: 固有値問題を解く副プログラム・パッケージ; SSLの拡充とベンチマーク・テストNo. 8

藤村 統一郎; 筒井 恒夫

JAERI-M 8253, 133 Pages, 1979/05

JAERI-M-8253.pdf:4.0MB

固有値問題を解く数値解法のアルゴリズムの調査(JAERI-memo6225)に引き続いて、それらに基づいた解法プログラムが開発・整備され、既存のプログラムとの比較がなされた。EISPACK-Jは米国ANLの固有値問題専用パッケージEISPACK-2を発展させたものであり、複素行列の標準問題や実行例の一般問題を解くほか、必要な固有値や固有ベクトルのみを求める特殊問題も解くことができる。また、変った機能をもつ8件のプログラムも整備されたが、これらはベンチマーク・テストを通して、その特徴が明らかにされる。テストには実験規模の問題を含む多くの問題が用意され、各プログラムの計算に要する計億領域、計算時間、解の精度について検討された。その結果、Householder法、QR法、それに逆反復法に基づくEISPACK-Jのプログラムは計算時間および精度について優れていることが示された。

報告書

放射線照射固体材質中のはじき出しカスケードの計算機シミュレーション・コード

朝岡 卓見; 田次 邑吉; 筒井 恒夫; 中川 正幸; 西田 雄彦; 中原 康明

JAERI-M 8178, 126 Pages, 1979/03

JAERI-M-8178.pdf:3.34MB

固体材質が放射線照射を受けると、一般に1次たたき出し原子ができ、はじき出し原子のカスケードが起こる。このカスケード過程を扱う計算コードとしてCASCADE/CLUSTERがあるが、本報では、これをFACOM用に変換すると共に、結晶格子中に作られた欠陥の図形出力ルーチンを付加した。また、同様なMARLOWEコードも整備した。このカスケード過程に続き、原子の熱振動による欠陥の回復過程がある。これを取り扱うコードとして、体心立方晶系に対してDAIQUIRIがあるが、本報では、これを改造し、面心立方晶系も扱えるようにした。更に、この熱振動による回復も考慮して常温材質の重照射による損傷を取り扱えるようにCASCADE/CLUSTERとDAIQUIRIを結合して、CASCSRBシステムを作成した。また、カスケード過程をCASCADEコードの代りにMARLOWEで扱う重照射シミュレーション・コードシステムとして、CASCMARLも作成した。

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

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。

報告書

内挿法の数値解法プログラム; SSLの拡充とベンチマーク・テスト,No.3

伊勢 武治; 筒井 恒夫

JAERI-M 7419, 72 Pages, 1977/12

JAERI-M-7419.pdf:1.84MB

最近の内挿法の数値解法に対して、実際的なべンチマーク問題を通してのテストが行われ、それらの相互評価がなされた。対象とされた方法は、1次元内挿では、Laglange多項式法、Aitken-Lagrange法、連分数法、スプライン法、およびAkimaの方法であり、2次元内挿では、スプライン法およびAkimaの方法である。このテストの結果、Akimaの方法が全べての点で優れており、現在よく用いられているスプライン法にとってかわるべきであることが示された。付録には、用いられた全プログラムのジョブ・コントロール・カード付き入力例と、Andersonの作成した3次元内挿法プログラムを標準FORTRANに書き直したプログラム・リストが載せてある。

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。

報告書

QMESHプログラムによる自動メッシュ分割とその検討

伊勢 武治; 筒井 恒夫

JAERI-M 7078, 48 Pages, 1977/05

JAERI-M-7078.pdf:1.12MB

2次元自動メッシュ分割プログラムQMESHのFACOM版への変換および改造が済んだので、その使用法の注意およびその事例研究の結果を示す。プログラムは、QMESH(四辺形メッシュ分割とそれのスムーズ化)、QPLOT(COMへの図形出力)およびRENUM(ノード番号の付け直しによるバンド幅の最小化)のコードからなり、それぞれ独立に使えるようになっている。精度の高いメッシュ分割を行う為の種々のアルゴリズム、特にスムーズ化と連結したメッシュ再構成の技術は、有限要素法のデータ作成に有用であろう。代表的な使用例も付けてある。ここに紹介されている全てのコードは、R・B-ディスクに登録されていて、公開されている。

報告書

ANISN-JR, A One-dimensional discrete ordinates code for neutron and gamma-ray transport calculations

小山 謹二; 田代 晋吾; 南 多善*; 筒井 恒夫; 出田 隆士; 宮坂 駿一

JAERI-M 6954, 42 Pages, 1977/02

JAERI-M-6954.pdf:1.18MB

1次元輸送計算コ-ドANISNは、散乱の異方性を高次のルジャンドル展開頃まで扱う事ができ、遮蔽解析に広く使用されている。遮蔽計算への適応性を高め、使い易くするために、ANISNに 1)検出器のレスポンスから反応率の空間分布を計算する。2)中性子およびガンマ線のエネルギー・スペクトルの空間依存性を考慮し、任意の領域の平均断面積を作成する、そして3)エネルギー・スペクトル、反応率の空間分布の作図、などに代表される機能を追加した。この報告は、ANISN-JRのユーザー・マニュアルとして書かれたものであり、種々のオプションを使用するために必要な入力データと、その定義を纏めている。

報告書

GGC-4コードによる多群群定数作成とその検討

筒井 恒夫; 伊勢 武治

JAERI-M 5991, 148 Pages, 1975/02

JAERI-M-5991.pdf:3.73MB

GGC-4コードのUNIVAC版からFACOM版への変換が済んたので、その内容の検討と使用法についてまとめた。GGC-4はGAで開発した熱中性子炉用の群定数作成コードである。B$$_{N}$$近似によって解かれた高速中性子(GAM)領域と熱中性子(GATHER)領域とを連結して、原子炉設計計算の為の群定数をカード出力させる(COMBO)、プログラム・パッケイジである。この群定数は標準的な拡散計算および輸送計算コードの入力形式と同じである。一般の原子炉計算に必要な核種をとりそろえた断面積ライブラリーが一緒に用意されている。代表的な使用例を、各々のコードに対して付けておいた。ここに紹介されている全ペてのプログラムは、R・B DISK(永久)に登録されている。

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

Code GRAFA; An IBM-7044 FORTRAN IV Code for Calculation of the Neutron Spectrum for Square and Hexagonal Lattices

高橋 博; 中山 隆; 筒井 恒夫

JAERI 1097, 10 Pages, 1965/11

JAERI-1097.pdf:1.14MB

この報告はIBM-7044のFORTRANIVで書かれた。GARAFAコードのマニュアルである.GARAFAコードは正方および六方格子系の等方中性子束スペクトル分布を各空間領域の函数として積分型輸送方程式に基礎をおいた衝突確率法を用いて計算する。計算に用いられる熱中性子散乱核は各種模型を用いて計算したデータの入ったライブラリーテープから読まれる.

報告書

自由ガス模型のコードのマニュアル; FREEコード

桂木 学; 石黒 幸雄; 筒井 恒夫

JAERI 1084, 9 Pages, 1965/07

JAERI-1084.pdf:0.34MB

FREEは自由ガス模型によって熱中性子散乱法則、散乱核のLegendreモーメントおよび温度に依存する熱中性子源スペクトルを計算するコードである。本マニュアルはVanHoveの式から出発して散乱法則および散乱核のLegendreモーメントを解析的な式として導出し、温度に依存する熱中性子源スペクトルを数値的に出す手順が説明されている。さらにこのコードを使用する時の入力、出力の形式が述べられている。

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