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津幡 靖宏; 田代 信介; 小池 忠雄; 阿部 仁*; 渡邊 浩二; 内山 軍蔵
Transactions of the American Nuclear Society, 87, p.60 - 61, 2002/11
原研では、再処理施設の臨界事故で発生する揮発性核分裂生成物のベント系内移行挙動を解析する目的でシミュレーションコードFACTの整備を進めている。本コードではノードジャンクション法が採用されており、種々の流体機器が配置されたベント系ネットワークを模擬することができる。解析ではユーザが与えた臨界発生箇所での質量放出速度,エネルギー放出速度,揮発性物質放出係数を用いて一次元圧縮性熱流動に関する基礎方程式及び一次元移行解析式を解くことでベント系内各観測点での圧力,温度,流速,移行物質濃度等を推定する。本発表では、FACTの基本解析機能及び簡易プラントを想定した機能確認計算について報告する。
Brown, B.*; 長家 康展
Transactions of the American Nuclear Society, 87, p.230 - 232, 2002/11
MCNP及びその他のモンテカルロ粒子輸送計算コードは(0,1)の一様分からのランダム変量を生成するために乱数発生ルーチンを使用する。これらのランダム変量は輸送プロセスにおいて粒子の物理的な振る舞いを模擬するために確率分布からサンプリングするときに用いられる。本研究ではMCNP Version5用に新たな乱数発生ルーチンを開発した。新しい乱数ルーチンは以前のバージョンの乱数列を忠実に再現することができ、標準のFortran-90言語に完全に対応している。それゆえ、完全な移植性を備えている。加えて新しいヒストリーに対する乱数発生を効率的に初期化するスキップ・アヘッドアルゴリズムを備えている。これにより並列アルゴリズムを大幅に簡略化できる。さらに、乱数発生ルーチンの精度が改善されており、10
倍程度周期が長い。新しい乱数発生ルーチンは3つの異なるセットの統計テストを用いて、十分ランダムな乱数列を生成することが検証された。
三好 慶典; 山本 俊弘
Transactions of the American Nuclear Society, 87, p.149 - 150, 2002/00
モンテカルロ法による臨界計算の中性子源収束問題に関するOECD/NEAで採用されているベンチマーク問題3の参加各機関による計算結果を示す。この問題は、二つの核分裂性の無限平板が水で隔離されているもので、水の厚さをパラメトリックに変化させることで、両者の結合度を変化させることができるようになっている。水厚さが30cmのほとんど隔離された状態から、水のない完全に結合した状態まで、参加各機関によりMCNP,VIM,KENOなどの代表的なモンテカルロコードによる解析が行われ、二つのユニットの核分裂中性子源の分布の相互比較を行った。いずれの計算コードもほぼ同等の結果となったがVIMだけが結合の弱い体系について収束性の悪い結果が得られた。