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報告書

Development of a ThreeDimensional Neutron Diffusion Code Series by Leakage Iterative Method

内藤 俶孝

JAERI-M 8238, 29 Pages, 1979/05

JAERI-M-8238.pdf:0.61MB

ノード法や粗メッシュ法において最も困難な問題の1つは部分領域からの中性子漏洩量を推定することである。なぜなら、部分領域の境界における中性子流を高精度で求めるには上記計算手法における空間メッシュの巾は広すぎる。この困難さを取除くために漏洩量繰返し法が提案され、いくつかの計算コードが開発された。この報告書では、これ等の計算コードの内容を簡単に示す。

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。

報告書

原子炉核計算コードにおける反復解法の収束加速アルゴリズム

中原 康明; 藤村 統一郎

JAERI-M 5590, 48 Pages, 1974/03

JAERI-M-5590.pdf:1.39MB

一般に比較的広く用いられている中性子輸送S$$_{N}$$コード及び中性子拡散コードで用いられている有限差分方程式の反復解法の収束加速法についての統一的なサーベイを行った。また既存のコードで未だ用いられていない新しい加速法に関する最近の研究についてもサーベイした。さらに公表されている数値実験例をもとにして各種加速法についての評価を行った。これらの検討結果から粗メッシュ再釣合い法、CCP法、線優緩和法、チェビシェフ加速法及び改良型ウィーラント法が有望な加速法であるとの結論が得られた。これらの加速法の長所を生かしつつうまく組み合せることにより、既存のコードの収束性を大幅に改良することが可能である。

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