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システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2023-001, 38 Pages, 2023/07
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和4年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2022-004, 38 Pages, 2022/11
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和3年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2022-003, 61 Pages, 2022/11
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和4年1月20日改正)等に基づき、計算科学技術研究に関する事後評価及び事前評価を計算科学技術研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、計算科学技術研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出されたシステム計算科学センターの運営及び計算科学技術研究の実施に関する説明資料の口頭発表と質疑応答を基に評価を実施した。本報告書は、計算科学技術研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、事後評価及び事前評価の「評価結果(答申書)」を添付したものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2021-001, 66 Pages, 2021/11
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。なお、計算科学技術研究については、新たに設置された計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により課題の詳細な内容等が評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和2年度における業務の実績、第3期中長期目標期間終了時に見込まれる業務実績、及び、それらに対する委員会による評価をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12
システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。
知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝
JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。
岸田 則生*; 村田 徹*; 浅見 哲夫*; 小迫 和明*; 真木 紘一*; 原田 秀郎*; Lee, Y.*; Chang, J.*; 千葉 敏; 深堀 智生
AIP Conference Proceedings 769, p.199 - 202, 2005/05
光核反応に対する核データは、高エネルギー電子加速器の遮蔽設計及び高エネルギー線治療の分野に必要である。JENDL光核反応データファイルは、シグマ委員会の光核反応データ評価ワーキンググループによって整備された。われわれは多くの文献サーベイから、評価に必要な十分な実験データが圧倒的に不足しているので、光核反応データファイルを実験データのみから作成するのは困難であるという結論を得た。したがって、評価は統計模型核反応モデルの助けを借りて実施した。JENDL光核反応データファイルに格納される断面積データ等の物理量は、光吸収断面積,中性子,陽子,重陽子,三重陽子,He粒子,粒子の収量及び二重微分断面積,同位体生成断面積である。アクチノイド核種に対しては、これに光核分裂断面積を加える。格納されるHからNpまでの68核種に対する最大光子入射エネルギーは140MeVである。
岩本 修
JAERI-Data/Code 2003-020, 22 Pages, 2003/12
アクチニド原子核の核データ評価のために、新たなチャンネル結合光学モデル計算プログラムを開発した。コード独立性の高いモジュールで構成され、大きな融通性を持っている。コードはオブジェクト指向技術を用いて、C++言語で記述されている。プログラムにはパラメータのフィッティング機能があり、複数の原子核に対しても同時に行うことが可能である。計算に必要な式及び数値的取り扱い,入力パラメータについて記述してある。また入力パラメータの例及びその出力結果を示す。
Konobeyev, A. Y.; 深堀 智生; 岩本 修
JAERI-Research 2002-032, 36 Pages, 2002/12
Np,Am,Am,Amに対する核データの評価を行った。中性子データは20から250MeVのエネルギー領域で評価し、20MeVでJENDL-3.3とつなげた。陽子データの評価は1から250MeVの範囲で行った。チャンネル結合光学モデルを用いて、弾性,非弾性散乱断面積の角度分布及び透過係数を求めた。前平衡過程の励起子モデルとHauser-Feshbachの統計モデルを使用し、励起原子核からの中性子及び荷電粒子の放出を求めた。本評価は250MeVまでのNp及びアメリシウム同位体に対する評価済ファイル作成として、初めてのものである。
Konobeyev, A. Y.; 深堀 智生; 岩本 修
JAERI-Research 2002-029, 48 Pages, 2002/12
質量数238から242までのプルトニウム同位体に対する核データの評価を行った。中性子データは20から250MeVまで評価を行い、20MeVでJENDL-3.3とつなげた。陽子データの評価は1から250MeVまで行った。チャンネル結合光学モデルを用い、弾性散乱,非弾性散乱の角度分布及び透過係数を求めた。前平衡過程の励起子モデルとHauser-Feshbachの統計モデルにより、励起原子核からの中性子及び荷電粒子の放出を求めた。本評価は250MeVまでのプルトニウム同位体に対する評価済ファイル作成として、初めてのものである。
柴田 恵一
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1065 - 1071, 2002/10
被引用回数:6 パーセンタイル:39.48(Nuclear Science & Technology)Naの中性子核データを20MeVまでのエネルギー領域で評価した。評価したのは、弾性・非弾性散乱断面積,捕獲断面積,(n,2n)反応断面積,(n,p)反応断面積,(n,)反応断面積,(n,np)反応断面積,(n,n)反応断面積,線生成断面積及び中性子,線の角度・エネルギー分布である。評価は、主に原子核模型計算に基づいている。複合核過程に加えて、前平衡及び直接反応過程も考慮された。評価値はJENDLの最新版であるJENDL-3.3に収納された。
岩本 修; 中川 庸雄
JAERI-Research 2002-013, 18 Pages, 2002/07
10eVから20MeVの入射中性子に対するPuの断面積と放出中性子の角度分布及びエネルギー分布を統計模型とチャンネル結合光学模型を用いて評価した。計算結果はENDF-6フォーマットに編集し評価済核データライブラリJENDL-3.3に格納した。10eVから30keVを非分離共鳴領域とし、断面積を再現する平均の共鳴パラメータを求めた。核分裂中性子のエネルギー分布を与えるMaxwell温度を計算した断面積を用いて系統式から推定した。
中川 繁昭; 七種 明雄; 國富 一彦
Nuclear Technology, 133(2), p.141 - 152, 2001/02
被引用回数:3 パーセンタイル:27.07(Nuclear Science & Technology)高圧ガス炉(HTGR)のシビアアクシデントとなる可能性を持つ事象の1つである減圧事故に原子炉スクラム失敗が重なった事故事象(DAWS)の詳細な安全解析が可能となるように、原子炉動特性及び原子炉圧力容器(RPV)表面からの間接冷却を模擬する新しい解析モデルを開発した。新しい解析モデルの特徴は以下のとおりである。(1)DAWS発生後の再臨界や出力振動を引き起こす現象を模擬できるよう既存の単チャンネル動特性解析モデルに、Xeの蓄積崩壊に伴う反応度変化を考慮できるようにした。(2)単チャンネル動特性解析モデルと2次元の炉心温度解析モデルを結合させることにより、RPV表面からの間接冷却をモデル化したこと。(3)ブロック型HTGRの燃料体としてピン・イン・ブロック型及びマルチホール型の炉心についての解析が可能であること。ピン・イン・ブロック型燃料体を採用した450MWtのHTGRについて、DAWSの解析を実施した。解析の結果、RPV表面からの間接冷却の受動的な冷却系のみで燃料最高温度は1800以下に制限されることから、シビアアクシデントフリー炉としての設計の成立性があることを確認した。開発した解析モデルについては、日本における将来HTGRの設計に適用できる。
Y.-O.Lee*; J.Chang*; 深堀 智生; 千葉 敏
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(12), p.1125 - 1134, 1999/12
被引用回数:10 パーセンタイル:60.71(Nuclear Science & Technology)Alに対する2GeVまでの中性子及び陽子入射核データの評価を行った。分散関係及びDirac現象論的効果を取り入れた現象論的非相対論光学ポテンシャルパラメータの最適なセットが、20-250MeVの中性子及びしきい値250MeVの陽子エネルギーに対して得られた。光学模型を用いて導出した中性子及び陽子の透過係数は、軽い放出粒子及び線のエネルギー-角度相関スペクトルの計算を行うため、GNASHコードシステムの入力データとして使用された。250MeV-2GeVの入射エネルギー範囲に関しては、全断面積、反応断面積及び弾性散乱断面積は、最新の系統式を用いたフィッティングにより評価した。放出核子及びパイ中間子スペクトルは、統計崩壊を考慮した量子分子動力学法(QMD+SDM)により推定した。
Y.Lee*; 深堀 智生; J.Chang*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(10), p.685 - 691, 1998/10
Ta-181の光核反応断面積を中性子生成しきい値の140MeV以下のエネルギー領域で評価した。Saclay及びLivermoreで測定された(,n)及び(,2n)を再解析し、参照データとして再構成した。40MeV以下の光吸収断面積は二重極巨大共鳴モデルを用いて評価した。結果的に得られたこのエネルギー領域における光中性子断面積のモデル計算及び再構成されたデータの整合性によって、Ta-181の巨大共鳴から崩壊する中性子生成量は統計模型によって良く説明できることが分かった。40-140MeVのエネルギー領域では、擬似重陽子モデルを用いて光吸収断面積を評価し、実験値と比較した。中性子、陽子、2・3重陽子、He-3原子核、粒子に関する粒子崩壊過程は前平衝及び統計模型コードALICE-Fを用いて評価された。
千葉 敏; 岩本 修; 桑田 良作*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.490 - 497, 1997/05
被引用回数:2 パーセンタイル:23.01(Nuclear Science & Technology)Davydov-Chabanにより提案されたsoft-rotator modelの改良モデルを用いて、アクチノイド領域における偶偶核の正パリティーを有する集団バンド構造の解析を行った。本モデルは非軸対称の四重極変形を有する偶偶核の回転運動と-振動及び-振動を記述する模型である。4個のバンド、すなわち基底状態回転バンド、K~2バンド、n=1バンドとn=1バンドを再現するようなパラメータを検索し、その系統性を導いた。この結果、多くのアクチノイド領域核において見られる0、2、4…という準位の系列を有する励起バンドがn=1バンドとして記述されることが分かった。また、本研究において導かれた系統性を用いることにより、バンド構造が不明の核についても集団準位を予測することが可能となった。核データ評価に対する本モデルの持つ役割についての考察も行った。
千葉 敏; 原田 正英*
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(4), p.346 - 353, 1996/04
被引用回数:6 パーセンタイル:50.15(Nuclear Science & Technology)1p-shell核領域における中間エネルギー核データ評価に対する二つの異なる種類の光学模型ポテンシャルの適用性の検討を行った。Walter-Gussの現象論ポテンシャルとJeukenne-lejenne-Mahoux(JLM)による微視的ポテンシャルを用いて断面積、反応断面積、弾性散乱及び非弾性散乱の角度分布を計算し実験データとの比較を行い、JLMポテンシャルがこの質量・エネルギー領域における核データ評価に有効であることが明らかとなった。さらにJLMポテンシャルのパラメータに対する全断面積の感度係数が、半古典的理論から導かれる、強度がエネルギーとともに1/vのように減衰するサイン及びコサイン法則に従うこと等が分かった。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 浅井 清; 秋元 正幸
Proc. of the Joint Int. Conf. on Mathematical Methods and Supercomputing in Nuclear Applications,Vol. 1, p.466 - 476, 1993/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、キーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のための検討を行っている。原子炉の設計においても他の分野と同様に試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野に比べて、多くの大型計算コードが使われ、解析作業の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため、計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。本報では、設計タスクの分析結果を基に、計算コード、入力データ、結合情報を記述した情報モジュールをモジュールの単位とし、結合のためのソフトウェアを介して、モジュール間の結合関係を自動的に判断して実効するシステムを、原研で概念設計中の新型炉SPWRの負荷追従解析を例題として試作し、検討した結果について述べる。
西村 秀夫
JAERI-M 91-219, 98 Pages, 1992/01
有効で効率的な保障措置を実施するためには、保障措置の有効性を評価する保障措置評価法の開発が必要である。本研究では、従来の転用探知確率の他に、誤警報の可能性を系統的に分析することの重要性に着目した評価法を開発し、これを遠心法ウラン濃縮施設へ適用した。まず、遠心機カスケードにおける濃縮過程を記述する数学モデルを公開試料を基に確立し、コンピュータ化した。次に、これを商業規模のモデル施設へ適用し、誤警報を避ける観点から過渡運転、誤操作を含む通常の運転を分析し、また、転用探知の観点から高濃縮ウランの生産が理論上可能なシナリオについて分析した。さらに、主要なアノーマリを摘出し、これを誤りなく判定できるかどうかという観点から遠心法ウラン濃縮施設におけるLFUA法の有効性を検討した。なお、本研究は、JASPASの一環(JA-4)として実施したものであり、本報告書は、その最終結果を記述している。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 秋元 正幸
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1992, p.225 - 230, 1992/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、このキーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のためにこれまでに行った検討結果について報告する。原子炉の設計においても他の分野の設計と同様、試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野の作業に比べて、より多くの大型計算コードが使われ解析の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。また、設計支援システムは設計者の思考を円滑にするように支援することが要求されることから設計者の思考過程を反映したシステムを構築することが要求される。以上のような観点から本報では設計タスクの分析とモデル化、これを基にしたモジュール統合化方式の試作による検討結果について述べる。