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Development of CAD-MCNP interface program GEOMIT and its applicability for ITER neutronics design calculations

CAD-MCNP変換プログラムGEOMITの開発及びITERニュートロニクス設計計算への適用

Nasif, H. R.*; 益田 福三*; 諸田 秀嗣*; 飯田 浩正*; 佐藤 聡; 今野 力

Nasif, H. R.*; Masuda, Fukuzo*; Morota, Hidetsugu*; Iida, Hiromasa*; Sato, Satoshi; Konno, Chikara

本発表では、日本で開発を進めている3次元CADデータからモンテカルロコードMCNP形状入力データへの変換プログラム(GEOMIT)の開発と本プログラムのITERニュートロニクス設計計算への適用に関して紹介する。GEOMITコードの開発作業は以下の3ステップで実施した。(1)補助プログラムの開発:CADデータの読み込み、CADデータの自動修正機能、CADデータにないボイドデータの作成。(2)CADファイルからMCNP形状入力データへの自動変換プログラム開発。(3)開発プログラムの機能改良(変換スピード、プリプロセッサー機能等)。CADファイルからMCNP形状入力データへの自動変換プログラムの開発では、CADデータに存在しない曖昧面の作成方法が課題であり、セル領域の境界面及び非境界面の定義方法を工夫することにより、適切に曖昧面を作成できるようになった。本発表では、ボイドデータの作成方法、曖昧面の作成方法を含めCADファイルからMCNP形状入力データへの自動変換方法の詳細について紹介する。

GEOMIT is the CAD/MCNP conversion interface code. It is developed to automatically generate Monte Carlo geometrical data from CAD data due to the difference in the representation scheme. GEOMIT is capable of importing different CAD format as well as exporting different CAD format. GEOMIT has a capability to produce solid cells as well as void cells without using complement operator. While loading the CAD shapes (Solids), each shape is assigning material number and density according to its color on the original CAD data. Shape fixing process is been applied to cure the errors in the CAD data. Vertices location correctness is evaluated first, then a removal of free edges and removal of small faces processes. Binary Space Portioning (BSP) tree technique is used to automatically split complicated solids into simpler cells to avoid excessive complicated cells for MCNP to run faster. MCNP surfaces are subjected to an automatic reduction before creating the model. CAD data of International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) benchmark model has been converted successfully to MCNP geometrical input. MCNP input model validations have been carried out by checking lost particles and comparing volumes calculated by MCNP to those of the original CAD data. Different test cases have been evaluated for the ITER, include Blanket first wall heat loading calculations, surface fluxes and volume fluxes at different divertor regions as well as TF coils heating.

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パーセンタイル:64.33

分野:Nuclear Science & Technology

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