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内海 隆行*; 木村 英雄
JSME International Journal, Series B, 47(4), p.761 - 767, 2004/11
CIP-BS法を用いて3種類(方物型,楕円型,双曲型)の偏微分方程式を解き、解の精度と安定性について考察した。2次までの微係数を考慮するCIP-BS2法は1次までの微係数を考慮するCIP-BS1法よりも高い精度で解を得ることができ、放物型と双曲型の方程式に対してCIP-BS法は原理的に保存性を有することを示した。CIP-BS法は空間微分が不連続になる特異点を計算体系に有する問題を解くことが可能であることを示し、偏微分方程式の普遍的な解法であることを示した。
線分析装置によるBNCT用血液サンプルのホウ素濃度測定山本 和喜; 岸 敏明; 堀 直彦; 熊田 博明; 鳥居 義也; 堀口 洋二
JAERI-Tech 2001-016, 34 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-016.pdf:1.56MB
BNCTにおいて、効果的な線量を与えるためには、患部内のホウ素濃度を正確かつ迅速に測定することが必要とされている。即発線分布装置は
B濃度測定に対し、高感度、前処理不要などの利点があり、本報告は、JRR-4に新設された即発線分析装置を用いたホウ素濃度の測定方法について報告する。ボロンのピークは一般に見られるガウス分布の形をとらない。これはB(n,
)反応で生成された
Li核が高速運動中に線を放出するため、ドップラー効果により真の線エネルギーよりずれた波長を伴う。このドップラーピークの関係形態を明らかにするとともに、スペクトルデータより非線型最小二乗法を用いてフィッティングするプログラムの開発を行った。本方法で検証された検量線を用いて実際のBNCTが行われた。
市原 潔*; 志澤 由久*; 岸田 則生*
JAERI-Data/Code 99-016, 183 Pages, 1999/03
JAERI-Data-Code-99-016.pdf:4.87MB
「誤差評価ライブラリ」は、行列計算の数値解析結果の誤差の分析を支援するためのサブルーチン集である。(1)連立一次方程式誤差評価ルーチン群は、残差ベクトルのノルム、行列の条件数、誤差限界を計算する。(2)エルミート行列誤差評価ルーチン群は、Korn-Katoの公式に基づいて固有値の存在範囲を見積もる。(3)試験行列生成ルーチン群は、数学研究に基づく試験行列、乱数行列、アプリケーション・プログラムに現れる典型的な行列を生成する。本書は、各サブルーチンが使用している理論・公式の要点と利用方法についてまとめたものである。
中山 武*; 阿部 充志*; 田所 孝広*; 三浦 幸俊; 鈴木 紀男; 佐藤 正泰; 仙石 盛夫
プラズマ・核融合学会誌, 74(3), p.274 - 283, 1998/03
核融合炉構造材の候補材として、低放射化材であるフェライト鋼が有力視されている。しかし、フェライト鋼は強磁性体であるために、磁場閉じ込め装置であるトカマク装置の真空容器として用いると、大きな誤差磁場を発生することが懸念されている。この研究では、フェライト鋼であるF82Hを日立製作所所有の小型トカマクHT-2装置に組み込み、フェライト鋼の作る磁場を実測するとともに3次元磁場解析コードMAGFiCで評価した。フェライト鋼のポート開口部付近の磁気軸で作る主半径方向磁場は約50Gと評価される。この磁場は、トロイダル磁場リップルを打ち消す方向の磁場である。
市原 潔*
JAERI-Data/Code 97-011, 25 Pages, 1997/03
JAERI-Data-Code-97-011.pdf:0.8MB
複素数連立一次方程式およびエルミート固有値問題を数値計算によって解いた場合の誤差の分析に必要なデータ取得を支援するサブルーチンを開発した。複素数連立一次方程式については、残差ベクトルのノルム、係数行列の条件数、解の誤差限界を計算する。エルミート行列固有値問題については、Korn-Katoの公式に基づいて、固有値の存在範囲を計算する。上記それぞれについて、逐次計算機用と並列計算機用が用意されている。本報告書は、サブルーチンで使用している精度評価公式の要点と、サブルーチンの利用方法についてまとめたものである。
C.J.Choi*; 中村 秀夫
Annals of Nuclear Energy, 24(4), p.275 - 285, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：52.72(Nuclear Science & Technology)RELAP5/MOD3バージョン3.1.2コードを用い、PWRの炉停止後でミッドループ運転中に、余熱除去系が何らかの原因で停止した場合に生じる事象を模擬したROSA-IV/LSTF実験につき、実験後解析を行った。解析には、コールドレグに5%破断相当の開口部を仮定した実験の結果を用いた。コードは、余熱除去系停止後に生じる炉心での冷却材沸騰開始時刻や、1次系の最高圧力等を良く予測した。しかし、解析では蒸気発生器伝熱管で早期に蒸気凝縮が開始したため、ループシール排除の時刻が遅れた。さらに、コードは振動的な計算結果を生じ、それに起因する数値丸め誤差によって大きなマスエラーを生じた。ただし、1次系の圧力上昇に伴って破断口から流出する冷却材の量が、マスエラーと相殺したため、1次系の圧力や冷却材の量等、主要なパラメータには影響を与えないことがわかった。
笹本 宣雄
JAERI-M 82-167, 154 Pages, 1982/11
3次元(x,y,z)幾何形状に対する中性子輸送方程式の直接積分法にもとづく数値解法の研究を行った。本手法を実用的な3次元遮蔽問題に適用することを目的に、粗い空間及びエネルギーメッシュを用いても実質的に計算精度を損なうことなく解が得られる新しい計算手法を開発した。さらに直接積分法の理論的誤差評価を試み、誤差改善の方向を明らかにした。本解法にもとづいて、3次元(x,y,z)形状中性子輸送計算コードPALLAS-XYZを開発した。本手法の妥当性の検証のため、PALLAS-XYZコードを用いてPCAベンチマーク実験及び非軸対称中性子ストリーミング実験の解析を行い、実験値、Sn計算、モンテカルロ計算との比較を行った。さらに本コードを1000MWe級PWRの圧力容器での中性子場の評価に適用した。その結果、本計算手法が実用的な遮蔽計算に十分適用可能であることが示された。
植木 太郎
no journal, ,
モンテカルロ法臨界計算における統計誤差算出に関して、信頼性を備えた新しい手法を開発した。本開発手法は、関数版中心極限定理上の収束過程から導出されるものであり、原子炉出力分布の誤差評価に有用である。理論的骨格を、オペレーションズ・リサーチにおける一般的手法の観点から、記述した。また、臨界計算結果の処理に必要とされる基本事項の説明も行った。電気出力1200MW級の加圧水型原子炉の初装荷炉心モデルに関して、数値計算結果を示した。最後に、フラクタル次元解析に基づく収束判定について論じた。
