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報告書

枝管の反応度効果についての計算による検討

奥野 浩; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*

JAERI-Tech 95-025, 21 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-025.pdf:0.6MB

燃料溶液の入った容器に細い配管(枝管)が付いたときの反応度上昇割合を評価する簡易評価式を提案し、数値計算により妥当性を検討した。評価式は中性子収支を表す方程式に基づいたもので、既に複数ユニット燃料体系の臨界安全解析コードMUTUALに応用されているものに、さらに枝管側の中性子発生代表点が中心からずれることを取り入れた。2次元及び3次元燃料体系モデルを対象として、多群モンテカルロ法計算コードKENO-IVを用いた詳細計算と比較することにより、今回提案した簡易評価式の妥当性を確認した。円筒状の容器の側面に枝管が垂直に接続している体系において、中性子増倍率の非常に小さな増加(たとえば0.3%$$Delta$$k/k)に対応する無視できる配管の太さ及び本数と容器の直径との関係を示した。

報告書

核融合炉物理解析用一次元中性子輸送コードPALLAS-TS

鈴木 友雄; 石黒 幸雄; 松井 泰*

JAERI-M 9492, 30 Pages, 1981/05

JAERI-M-9492.pdf:1.04MB

核融合ブランケット内の中性子束の空間、角度、エネルギー分布を正確に求めるコードを開発するため、その原型として直接積分法により輸送方程式を解く一次元中性子輸送コードPALLAS-TSを作成した。弾性散乱と離散レベルにおける非弾性散乱でのエネルギーと散乱角の相関に関しては二重微分散乱カーネルを正しく求める手法を採用し、中性子束の空間、角度分布の計算では、群毎に中性子バランスによる再規格化をほどこしつつ反復法を用いた。非等方性を十分に取入れるには、現在の核データでは不充分であるが、とりあえず29核種120群の群定数ライブラリーを作成して用いた。Li-C4領域体系での計算結果をPNSにおける実験値とANISNによるP$$_{5}$$-S$$_{8}$$計算と比較した。直接積分法に多群理論を用いた初めての試みであり、Sn法に比べて計算時問が短い利点がある。本報告書では計算法の概要とテスト計算の結果およびコ-ドの使用法について述べている。

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

Standardization of $$^{2}$$H(d,n)$$^{3}$$He neutron source by total absorption method using water bath

中島 雅; 東條 隆夫; 山口 博司; 近藤 眞

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.491 - 501, 1975/08

 被引用回数:0

高速中性子源の中性子強度の測定に際し、定常または非定常な場合、従来から水(減速)・金(放射化)方法がある。本報ではこれをさらに拡張し、強度の時間変化の大きい非定常な高速中性子源にも使えるようにした。コックロフト・ワルトン型加速器のD(d、n)$$^{3}$$He中性子源をえらび、上記方法を適用して、中性子強度の測定を行なったときの結果が記載されている。本報では2つの中性子検出器を用い、一つは水槽内の定点で熱中性子束の時間変化を、他は源まわりの熱中性子束空間分布を測定し、これから中性子釣合式で強度を決定する。この際、強度の絶対値を確定するため、後者の検出器の較正を必要とする。その手段としてここに提案されたのは、在来のように別途定常中性子源で作った熱中性子場を利用せず、本実験実施中に水槽内の定点で金箔中に生成した誘導放射能を新しい生成方程式で求め、これから直接に検出器の較正を行なう方式である。

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