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報告書

MVP/GMVP 2; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸

JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06

JAERI-1348.pdf:2.02MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。両コードは正確な物理モデル,詳細な幾何形状表現法,分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル,幾何形状表現法,新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

論文

Web-based search and plot system for nuclear reaction data

大塚 直彦; 合川 正幸*; 須田 拓馬*; 内藤 謙一*; Korennov, S.*; 新井 好司*; 能登 宏*; 大西 明*; 加藤 幾芳*; 中川 庸雄; et al.

AIP Conference Proceedings 769, p.561 - 564, 2005/05

EXFORとENDF書式に格納された実験データ・評価済データに対する核反応データウェブ検索作図システムが開発された。このシステムはLinux上でPerlとMySQLをCGIスクリプトとデータベースマネージャーとして動作する。それぞれ実験データと評価済データに対する2つの試作システムが紹介される。

論文

Development of continuous energy Monte Carlo burn-up calculation code MVP-BURN

奥村 啓介; 中川 正幸; 金子 邦男*; 佐々木 誠*

JAERI-Conf 2000-018, p.31 - 41, 2001/01

従来の決定論的手法に基づく燃焼計算コードは、幾何形状表現に関する制約、実効共鳴断面積に関する近似、極端な非等方性や非均質性による拡散近似の破綻などの理由により、解析が困難な燃焼問題に直面することがある。例えば、プルトニウムスポットの燃焼特性の予測、超小型炉の炉心設計、研究炉の照射キャプセル内試料の解析などである。こうした問題にも即座に対応できるように、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いた燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。国際ベンチマーク問題における決定論的手法コードとの比較、商用炉の使用済燃料サンプルに対する燃料組成の測定値との比較を実施し、コードの妥当性を確認した。

論文

Monte Carlo 2000国際会議の報告

中川 正幸

炉物理の研究, (51), p.47 - 51, 2000/12

MC2000(Advanced Monte Carlo on Radiation Physics, Particle Transort Simulation and Applications)国際会議が平成12年10月23日から26日までポルトガルの首都リスボンで開催された。筆者は本会議のgeneral chairmanとして会議の準備の段階からかかわっていたので、この会議の報告について執筆を依頼された。会議の参加者が303名,参加国30か国,総発表件数は237件であった。日本からは約20名が参加された。この会議はタイトルにあるようにモンテカルロ法を用いて放射線粒子の反応と輸送を扱う分野に限定していたので、すべての発表論文は何らかの形でモンテカルロ法と関係があるものばかりである。すべての放射線粒子が対象といっても、その大部分は(1)電子-光子系,(2)中性子-$$gamma$$線,(3)ハドロン粒子系に分けられる。したがって会議もこの3分野を柱として構成されている。実際に発表された論文は(1)が114件,(2)が70件,(3)が50件であった。これに加えるに初日の全体会合で各分野から1件ずつの基調講演が行われた。この報告では、本紙が原子力学会の炉物理部会の会報であることから、中性子-$$gamma$$線セッションを中心に幾つかの話題について紹介する。

論文

The Nuclear interaction at Oklo 2 billion years ago

藤井 保憲*; 岩本 昭; 深堀 智生; 大貫 敏彦; 中川 正幸; 日高 洋*; 大浦 泰嗣*; M$"o$ller, P.*

Nuclear Physics B, 573(1-2), p.377 - 401, 2000/05

 被引用回数:183 パーセンタイル:2.1

20億年前に稼働していたガボン共和国オクロ地区での天然原子炉炉心でのサマリウムアイソトープの異常なアイソトープ比より、基本相互作用の結合定数の時間依存性を議論したSlyakhterの仕事を詳細に検討した。われわれは地中深くの汚染されていない最近得られたサンプルを注意深く選び、また炉心での温度の評価を注意して行った。その結果得られた結論は、Slyakhterが行った簡単な解析をほぼ再確認した。すなわち強い相互作用と電磁的相互作用の結合定数の時間依存性に関してその相対的な変化率は各々1年あたり10$$^{-18}$$-10$$^{-19}$$と10$$^{-17}$$である。サマリウムのアイソトープ比より得られた結論を補強するため、外部からの汚染の影響を考慮しつつガドリウムのアイソトープについての評価を初めて行い、サマリウムと矛盾しない結論を得た。

報告書

HTTRの熱出力校正試験計画

中川 繁昭; 篠崎 正幸; 橘 幸男; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-038, p.39 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-038.pdf:1.86MB

高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)の特徴を考慮して、出力上昇試験における安全かつ効率的な熱出力校正試験計画を立案した。計画を定めるにあたっては、ヘリウム循環機の発生熱により1次冷却材温度を約213$$^{circ}C$$まで上昇させた確認試験(3)の測定結果より、熱出力評価に使用する測定量について定格運転時の予測値を予測し、出力上昇試験中の熱出力測定誤差を$$pm$$2.0%以内に収める見通しを得た。本報告書は、HTTR出力上昇試験における熱出力校正試験の内容、熱出力測定の誤差評価及び確認試験(3)の予備測定結果についてまとめたものである。

報告書

位置検出型核分裂計数管計測システムの性能検証試験

山岸 秀志; 池田 裕二郎; 伊藤 浩; 角田 恒巳; 中川 正幸; 岩村 公道; 田畑 広明*; 浦上 正雄*

JAERI-Tech 2000-037, p.12 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-037.pdf:1.12MB

$$gamma$$線下で作動し、広計測レンジ及び高位置分解能を有した位置検出型核分裂計数管(PSFC)の開発を日本原子力発電株式会社との共同研究の下で進めている。PSFCの作動原理と性能を検証するため、ソレノイド電極構造のPSFC模擬体と計測用電子回路を試作した。これらを用いて、核分裂計数管電極に誘起されるような微小の疑似電流パルス信号により、PSFC計測システムのシミュレーションを行った。この結果、PSFCを用いた中性子束分布計測システムは、有効電極長が1000mmの長尺であるにもかかわらず7.5mm以下の極めて高い位置検出分解能を有すること、及び6桁以上の広い計測レンジが得られることを確認した。今後、PSFCを試作して中性子束分布計測性能を試験する予定である。

報告書

知的原子炉設計システム(IRDS)用核設計モジュール及びデータベースアクセスモジュール

久語 輝彦; 土橋 敬一郎*; 中川 正幸; 井戸 勝*

JAERI-Data/Code 2000-011, p.138 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-011.pdf:7.41MB

新型炉の概念設計を支援することを目的として、簡便かつ効率的に核分野の設計及び評価を行うことのできる炉心核設計モジュール及び炉心設計データを格納するデータベースアクセスモジュールを開発した。これらは、知的原子炉設計システムIRDSの一部として機能する。これらの利点として、各種炉型が扱えること、炉心概念の変更に柔軟に対応できること、炉型や設計内容に対応するため汎用解析コードSRACを内蔵していること、さらに短時間かつ容易に解析計算を行うため入出力処理を自動化していること等の機能を有している。これらは、エンジニアリングワークステーション上で動作し、マンマシンインターフェースを充実させている。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、炉心設計データの取り扱い方法等について記したユーザーマニュアルである。

報告書

ニューラルネットワークによる原子炉設計における多次元設計ウィンドウ探索システム

久語 輝彦; 中川 正幸

JAERI-Data/Code 2000-004, p.97 - 0, 2000/02

JAERI-Data-Code-2000-004.pdf:10.51MB

原子炉炉心設計において多用されるパラメータサーベイによる設計作業を支援するシステムを開発した。本システムにより、設計ウィンドウ、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得ることができる。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本システムはワークステーション上で稼動し、利用者が容易に入出力処理を行うためのマンマシンインターフェースを充実させた。本報告書は、手法の原理、システム構成、システム使用方法、ニューラルネットワークの学習方法、解析計算に必要な入力変数等を解説したユーザマニュアルである。

論文

Validation of a continuous-energy Monte Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment

奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸; 金子 邦男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.128 - 138, 2000/02

連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを開発した。本コードの信頼性を確認するため、高転換軽水炉格子と可燃性毒物入りBWR燃料格子に対する燃焼計算ベンチマーク問題の解析を行った。その結果、主要な燃焼特性量に対して決定論的手法コードSRAC95の結果と良い一致を得た。強い非均質体系であっても特に問題となるような統計誤差伝播の影響は見られなかった。更に、JENDL-3.2ライブラリーを使用して、使用済み燃料の核種組成の解析を行い測定値との比較を行った。燃焼度34GWd/tにおける燃料組成の計算値は、核特性にはほとんど影響が無い$$^{237}$$Np,$$^{238}$$Pu,$$^{242m}$$Am及び$$^{244}$$Cmを除いて、約10%以内で測定値と一致した。

論文

Application of continuous energy Monte Carlo code MVP to burn-up and whloe core calculations using cross sections at arbitrary temperatures

森 貴正; 奥村 啓介; 長家 康展; 中川 正幸

Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analysis in Nuclear Applications, 2, p.987 - 996, 1999/09

連続エネルギーモンテカルロ法による現用炉の現実的なモデルによる高精度解析に必要となる任意温度における中性子断面積を簡便に得る手法を、非分離共鳴領域と熱中性子散乱領域に内挿法を適用することによって開発した。連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNの信頼性と有用性をBWR格子を対象とした数値ベンチマークと使用済燃料の核種組成解析によって確認した。さらに、PWRの全炉心解析をIntel-Paragon 512プロセッサーを使用して行った。1,300万ヒストリーの計算時間は約1時間であり、ピンパワーを約6%以下の統計精度で評価することができた。本研究の結果、モンテカルロ法による現用炉の全炉心燃焼計算が近い将来に実現することが示された。

論文

Application of neural network to multi-dimensional design window search in reactor core design

久語 輝彦; 中川 正幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(4), p.332 - 343, 1999/04

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

原子炉設計では、設計変数の最適な値を決定するため、多数回のパラメータサーベイ計算を要し、通常、多大な計算時間が費やされる。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核及び熱水力設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本手法を高転換型水炉の設計に適用し、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調べ、本手法の原子炉炉心設計における信頼性及び有効性を評価した。その結果、必要に応じて4層構造を用いて過学習を避ければ、安定的に精度よく設計窓を決定できることを示した。

論文

モンテカルロ法による中性子・光子輸送シミュレーションの現状

植木 紘太郎*; 森 貴正; 桜井 淳; 中川 正幸; 内藤 俶孝*

日本原子力学会誌, 41(6), p.614 - 627, 1999/00

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

汎用モンテカルロコードである米国のMCNPや我が国のMVP等の普及並びに計算機環境の向上に伴い、広い分野でモンテカルロ法による詳細な中性子、光子等のシミュレーションが行われるようになってきた。本解説では、MCNPとMVPの内容と特徴並びに国内における原子炉炉心解析、臨界安全解析、遮蔽・被曝計算、高エネルギー粒子解析の必要な放射能消滅処理炉の解析及び核融合炉の解析等への適用の現状を紹介する。最後に、モンテカルロコードの使用上並びに開発上の課題を整理する。

論文

Benchmark analysis of experiments in fast critical assemblies using a continuous-energy monte carlo code MVP

長家 康展; 中川 正幸; 森 貴正

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(1), p.6 - 19, 1998/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.8(Nuclear Science & Technology)

高速炉体系に対する連続エネルギーモンテカルロコードMVPの妥当性を評価するためにJENDL-3.2ライブラリーを用いてFCA及びZPPR-9炉心についての実験解析を行った。計算に用いられた体系は実験体系をほとんど正確に模擬して計算され、物理モデルも評価済み核データと同様のものが用いられた。その結果、実効増倍率はFCA X-2炉心を除いて0.5~0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$過小評価した。また、中心反応率比及び反応率分布に対して実験値と計算値はほぼすべての反応について誤差の範囲内で一致した。更に、実効増倍率の過小評価の原因を調べるためにJENDL-3.2の$$^{238}$$U非弾性散乱断面積をENDF/B-VIのものに置き換えて、炉心計算を行った。その結果、実効増倍率はFCAの炉心については0.4~0.5%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$、ZPPR-9炉心については約0.8%$$Delta$$$$kappa$$/$$kappa$$増加し、C/E値は改善された。この実効増倍率の増加の原因は主に$$^{238}$$U非弾性散乱断面積の2次中性子エネルギー分布にあることが分かった。これらのベンチマーク解析を通じて、MVPコードの妥当性が確認された。

論文

Present status of JT-60SU design

栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00

SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高$$beta$$$$_{p}$$(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター$$>$$2)、安定な高規格化$$beta$$($$beta$$$$_{N}$$~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。

論文

Applicability of design window search procedure using neural network to neutronics

久語 輝彦; 中川 正幸

Proc. of Int. Conf. on the Phys. of Nucl. Sci. and Technol., 1, p.704 - 711, 1998/00

原子炉炉心設計においては、基本的な設計変数の最適な値を決定するため、通常、多数回のパラメータサーベイ計算を要する。この作業を支援するため、設計窓、すなわち設計基準や要求仕様を満足する設計変数の範囲を多次元空間において効率的に得る手法を開発し、核設計分野に応用した。本方法の原理は、解析コードにより得られた教師信号を階層型ニューラルネットワークに学習させ、それを解析コードの代わりに用いることによって計算時間の短縮を図るというものである。本研究では、ネットワーク構造及び教師データ個数が設計窓の推定精度に与える影響を調査し、本手法の信頼性・有効性を評価した。その高転換型重水炉の設計に適用した結果から、学習パラメータを適切に調整すれば、本手法は安定的に精度よく設計ウィンドウを決定できることを示した。

論文

核融合炉用プラズマ対向材料としての炭化ホウ素-炭素繊維複合セラミックスの開発,第3報; 電子ビーム照射及びJT-60プラズマ放電による耐熱性評価

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師夫*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純孝*

日本セラミックス協会学術論文誌, 105(1228), p.1091 - 1098, 1997/12

 パーセンタイル:100(Materials Science, Ceramics)

C/C材の次の新プラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを、ホットプレス法で作り、試験片を冷却せずに、電子ビームとJT-60のプラズマ加熱による熱負荷試験を行って耐熱性を評価した。高熱伝導(640W/m・K)の縦糸と折れ難い高強度(3.5GPa)の横糸炭素繊維から成る平織り(布)を作り、B$$_{4}$$Cを含浸後、渦巻き状にして焼結した複合セラミックスでは、22MW/m$$^{2}$$(5秒)の電子ビーム照射により、表面が2500$$^{circ}$$Cになり、B$$_{4}$$Cが一部溶融しても、クラックは発生しなかった。同材料のタイルをJT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を572回繰返しても、局所的溶融は起るものの、クラックの発生は見られなかった。溶融は、表面がB$$_{4}$$Cの融点を越えたためで、ITERで予定されている水冷を行えば、避けられる見込みである。

論文

Development of intelligent code system to support conceptual design of nuclear reactor core

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.66(Nuclear Science & Technology)

核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。

論文

Physical design of JT-60 Super Upgrade

永島 圭介; 菊池 満; 栗田 源一; 小関 隆久; 青柳 哲雄; 牛草 健吉; 閨谷 譲; 久保 博孝; 毛利 憲介*; 中川 勝二*; et al.

Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.325 - 342, 1997/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.21

JT-60SU(定常炉心試験装置)の基本設計パラメータについて報告する論文である。本装置はプラズマ電流10MAで、主半径4.8mの非円形ダイバータトカマクであり、コイルには超電導コイルを用い、高パワーの加熱・電流駆動により、定常運転をめざした研究開発を行う。さらに、断面形状と電流分布制御によりトカマクの先進的研究を行う。また、高パワーのDD反応により発生するトカマクの除去・処理を行う。

報告書

定常炉心試験装置の設計研究,第3編; 超伝導コイル設備

牛草 健吉; 森 活春*; 中川 勝二*; 永島 圭介; 栗田 源一; 豊島 昇; 青柳 哲雄; 高橋 良和; 松井 邦浩; 菊池 満; et al.

JAERI-Research 97-027, 281 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-027.pdf:9.25MB

定常炉心試験装置の超伝導マグネット及びHe冷凍機設備の設計を行った。超伝導線材としてNb$$_{3}$$AlとNbTiを併用したトロイダル磁場コイルは、18個のD型コイルで構成され、隣合う2個のコイルをシアパネルで連結することでコイル単体150トンの軽量なコイルを実現した。10個のポロイダルコイルの最適設計を行い、10MA,200秒の電流フラットトップを生成し、プラズマ位置形状制御に融通性のあるシステムが構成できた。装置の誤差磁場を補正するための超伝導コイルを採用することとした。総低温重量4000トンの超伝導マグネット系を1ヶ月以内に4.5Kまで冷却し、定常的熱負荷約6.5kW及び非定常熱負荷8.5MJを放電間隔30分以内で除熱するために、冷凍能力36kWのヘリウム冷凍設備を設計した。

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