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論文

近代ノード法と不連続因子の基礎

奥村 啓介

日本原子力学会第36回炉物理夏期セミナーテキスト, p.81 - 102, 2004/08

不連続因子を使用する近代ノード法は、近年の商業用軽水炉の炉心特性解析において、広く利用されるようになってきた。これらの基礎理論,数値計算手法,計算結果の例について、初心者向けに解説する。

報告書

HTTR出力密度分布評価における拡散計算モデルの検討

高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2003-081, 49 Pages, 2003/10

JAERI-Tech-2003-081.pdf:2.6MB

HTTR炉心の燃料最高温度の評価においては、炉心出力密度分布の予測精度向上が重要であり、炉心管理コードとしても用いられる拡散燃焼計算モデルの改良を図る必要がある。拡散計算によるHTTR炉心の出力密度分布解析について、可燃性反応度調整材(BP)を燃料体内に均質に分布させたモデル(BP混合モデル)とBP領域を分離したモデル(BP分離モデル)の解析結果を、グロス$$gamma$$線による出力密度分布測定結果及び連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPの計算値と定量的に比較した。その結果、BP混合モデルでは、炉心の軸方向出力密度分布に対する予測精度が不十分であること、BP分離モデルを用いることにより、予測精度が大幅に改善されることがわかった。

報告書

三角柱形状拡散ノード法コードにおける収束加速法の適用性の検討

藤村 統一郎*; 奥村 啓介

JAERI-Research 2002-024, 27 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-024.pdf:1.04MB

低減速スペクトル炉等の6角形状の炉心を解析する拡散コードの原型版を開発し、その反復解法を高速化するため、さまざまな収束加速法の適用性について検討した。本3次元コードMOSRA-Prismは、6角形状の炉心を正3角柱に分割し、その中の中性子束分布を3次の多項式で近似する多項式展開ノード法に基づいている。多群拡散コードとしての反復解法は、通常の内側反復法と外側反復法を採用するが、内側反復に適応的加速法、外側反復に中性子源外挿法を適用し、その有効性を確認した。本報告書では、コードの数値解法の元となる多項式展開ノード法の定式化の概要を説明するとともに、さまざまなサンプル計算で得られた、収束加速法の局所的な効率及び全体的な効率について検討する。また、コード開発過程で新たに導出した真空境界条件の一般的な記述法についても述べる。

報告書

MOSRA-Light; ベクトル計算機のための高速3次元中性子拡散ノード法コード

奥村 啓介

JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10

JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB

MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。

報告書

漏洩量繰返し計算による3次元中性子拡散方程式の近似解法

内藤 俶孝

JAERI-M 85-059, 69 Pages, 1985/05

JAERI-M-85-059.pdf:2.06MB

大形原子炉内の中性子束分布を少ない計算機容量と短い時間で計算できる一つの新しい方法「中性子漏洩量繰返し法」を考案した。この方法で使用する基礎式を導出するとともに、交互繰返し計算の収束条件を求め、収束性に影響する因子を明らかにした。また、この方法を用いた標準的な計算コードとして、1次元チャンネル及び2次元層計算を詳細メッシュ有限差分法により行う3次元拡散コードDIFFUSION-ACEを開発した。さらに、この方法を応用して、軽水型発電用原子炉、舶用原子炉のおよび研究用原子炉の炉心特性解析コードを開発した。これらの計算コードによる計算結果を実測値及び詳細計算コードによる計算結果と比較することにより、本方法が上記の炉型の原子炉の解析に有効に適用できることを確認した。

論文

Boundary element methods applied to two-dimensional neutron diffusion problems

板垣 正文

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.565 - 583, 1985/00

 被引用回数:34 パーセンタイル:4.79(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

論文

3次元中性子拡散コードCITATIONのベクトル化

原田 裕夫; 石黒 美佐子

日本原子力学会誌, 27(11), p.1047 - 1055, 1985/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

3次元多群中性子拡散コードCITATIONは、原子炉の臨界計算でよく使用されており、最近のベクトル型スーパーコンピュータで高速に計算できることが期待されている。本論分では、CITATIONコードのベクトル化手法とベクトル化効果について述べる。特に、計算時間の集中している内側反復計算に適用可能なベクトル計算用の数値計算法について述べる。内側反復計算は、もともと使用されていたSLOR法に加え、SOR法についても試みた。いずれの場合も、odd-evenメッシュ順序によってベクトル化した。CITATIONベクトル化版は、FACOM VP-100とVP-200で実行した。その結果、実用規模の問題に対して、ベクトル計算はスカラ計算に比べて、6倍以上の速度向上を得た。計算時間は、内側反復回数と初期加速係数の与え方に依存するので、これらについての考察も示す。

論文

Application of a hexagonal element scheme in the finite element method to three-dimensional diffusion problem of fast reactors

石黒 美佐子; 樋口 健二

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(11), p.951 - 960, 1983/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.47(Nuclear Science & Technology)

定常状態における中性子拡散問題は、楕円型偏微分方程式の境界値問題に帰着される。我々は、有限要素法におけるガレルキン近似法を、高速炉の3次元拡散問題を解くために適用する。この際、高速炉の典型的な形状である6角格子形状を取扱うために、6角形要素分割法を採用する。本論文では、ラグランジェ型の6角形基底関数を定式化し、基底関数から計算される、ガレルキン近似法を拡散方程式に適用する場合にキィとなる積分値が提示される。計算結果が充分法との比較により、また通常の3角形要素法との比較により示される。6角形要素法の計算時間は、差分法の3角形メッシュ法に較べて約半分で、その計算精度は、6角形の中心点の中性子束の値が陽に計算されないという点を除いて全体として優れている。

論文

Effectiveness of an adaptive acceleration method for inner iterations in some neutron diffusion codes

藤村 統一郎; 松井 泰*

Nuclear Science and Engineering, 77, p.360 - 367, 1981/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:53.53(Nuclear Science & Technology)

中性子拡散コードにおける内側反復解法に対して適応的加速法を応用した場合の有効性が論じられる。 この方法はアルゴリズムが簡単で、反復行列が非負定値である場合の定常一階線形反復法の殆んどに対してその収束を加速することが知られている。 ここでは3次元中性子拡散コードとして、その内側反復解法にSOR法を用いた有限要素法によるものと、ADI法を用いた有限差分法によるものがとり上げられる。 これらに適応的加速法を応用した結果に対して数値的な検討が行なわれ、元の反復法の加速因子が不適切にとられたとき特に効果的なことが示される。 また、新たに、反復行列が対称で非負定値でない場合にもこの方法が拡大して応用できることが示される。

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。

論文

Analysis of dieaway experiments in a uranium-238 sphere

後藤 頼男

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(10), p.619 - 625, 1973/10

劣化ウラン球体系における高速パルス中性子実験の解析を時間依存多群拡散方程式を用いて行った。時間の短い所での正確な解を求めるために鏡像原理を用いた。逆ラプラス、フーリェ変換は数値的に行った。使った群定数はYOM20群定数とJAERI-FAST70群を20群に縮約したものを用いた。実験と比較した結果、一度も散乱せずに源の中性子が飛んで来るような非常に時間の短かい所をのぞいて拡散方程式で充分記述しうることが明らかになった。この方法をP$$_{1}$$近似に拡張すれば一層良い結果が得られる。

論文

The perturbation method for the neutron diffusion approximation

Mizoo, Nobutatsu*

Journal of Nuclear Science and Technology, 5(1), p.36 - 36, 1968/00

抄録なし

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