Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03
幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。
諫山 明彦; 榊原 悟*; 古川 勝*; 松永 剛; 山崎 耕造*; 渡邊 清政*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; 田村 直樹*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 86(6), p.374 - 377, 2010/06
この会合報告は、2010年春に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"MHD安定性", "輸送と閉じ込め物理", "統合運転シナリオ", "ペデスタル物理"及び"高エネルギー粒子物理"の計5グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12
この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12
2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。
篠原 伸夫; 河野 信昭; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 中原 嘉則; 黒沢 節身; 渡部 和男; 臼田 重和; 大島 真澄; 勝田 博司; et al.
Radiochimica Acta, 89(3), p.135 - 138, 2001/05
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Chemistry, Inorganic & Nuclear)東海村で起きたJCO臨界事故のウラン溶液を放射化学分析して、
Uの中性子捕獲反応で生成した
Np及びPuを正確に定量した。測定した原子数比Np/Puは、臨界事故中の中性子捕獲反応履歴に依存することを見いだし、燃焼計算コードを用いた計算結果と比較した。その結果、事故の初期段階(25分間)の中性子捕獲反応数は全反応数に対して24
6%であることが明らかになった。
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。
井戸 勝*; 原 俊治*
PNC TJ9582 98-001, 67 Pages, 1997/12
JFS-3-J3炉定数セットの「常陽」炉心管理計算への適用性を評価するため、JFS-3-J3セットによるMK-II炉心の核特性計算を行い、従来のJFS-3-J2セットによる結果と比較した。主な作業結果は下記のとおりである。・ JFS-3-J3ではJFS-3-J2と比較してMK-II炉心体系の実効増倍率を小さく評価する。これは、主にPu-239とU-235の核分裂断面積がJFS-3-J2より小さくなったことによる。なお、吸収断面積もJFS-3-J3の方が小さいが、これが実効増倍率に与える影響は、核分裂断面積低下による影響より小さい。・前述の核分裂断面積の差により、JFS-3-J3による炉心中心位置の中性子束は、JFS-3-J2より全中性子で1.0%、高速中性子束(E
0.1MeV)で0.8%高く評価した。・ 主にU-238とOの輸送断面積の低下により、JFS-3-J3による拡散係数は1%大きくなる。これにより、中性子束分布は、径・軸方向とも、JFS-3-J3による計算結果の方が平坦化し、全炉心のピーキング係数は1%低下した。以上より、JFS-3-J3を炉心管理計算に用いた場合の従来との核特性計算値の違いとその原因を把握した。これらの核特性の差が、燃焼欠損反応度、燃焼度及び諸熱特性等へ与える影響は小さいと予想されるが、長期の炉心管理計算へ適用した場合の影響について、今後、検討することとする。
須山 賢也; 増川 史洋*; 井戸 勝*; 榎本 雅己*; 田久 秀一*; 原 俊治*
JAERI-Data/Code 97-021, 86 Pages, 1997/06
JAERI-Data-Code-97-021.pdf:2.3MB
COMRADは原研において開発された燃焼計算コードであって、COMRAD96は、COMRADを「断面積処理」「生成崩壊」「ポスト処理」のモジュール群に分けて、EWSに移植したコードで、UNITBURNとの連携によって、燃焼中の中性子スペクトルの変化を考慮した計算が可能であり、
線スペクトルの端末上で図示も可能である特徴がある。本レポートは、COMRAD96の一般記述と入力データの説明からなっている。
井戸 勝*; 高橋 至*; 原 俊治*
PNC TJ9582 96-002, 354 Pages, 1996/03
「常陽」移行炉心における炉心管理に資するため、運転監視コードシステム"MAGI"本体およびその周辺ファイル作成プログラムについて、MK-II燃料とMK-III燃料が混在した炉心を取り扱うことができる様に改造した。作業では、軸方向ノード分割数を従来の20ノードから24ノードにし、MK-II燃料とMK-III燃料の燃料中心位置が一致する様にした。検証計算では、MK-II第29サイクル炉心の実効増倍率、燃焼度、重金属重量、出力分布、ピーキング係数、燃料・被覆管最高温度等の主な核熱特性値が、改造前後で変わらないことを示し、プログラムが正しく改造されたことを確認した。また、移行炉心の最初の炉心である第32サイクル炉心についても、改造前後で上記と同じ核熱特性値を比較した。改造前後でMK-III燃料の中心位置は異なるが、軸方向中心近傍の出力密度は一致しており、集合体出力では有意な差がないことを明らかにした。さらに、その他の核熱特性値については、改造前後の違いは非常に小さいことがわかった。
佐々木 敏彦*; 井戸 勝*; 原 俊治*
PNC TJ9582 96-001, 11 Pages, 1996/03
「常陽」移行炉心における炉心管理に資するため、運転監視コードシステム"MAGI"を用いて、MK-II燃料とMK-III燃料が混在する移行炉心における集合体毎の冷却材流量配分を計算し、設計計算値と比較することで"MAGI"の流量配分計算機能を検証した。全ての移行炉心において、MK-III燃料集合体の冷却材流量は、設計計算値と比べて0.3%以内で一致し、"MAGI"の計算結果が妥当であることを確認した。MK-II燃料については、"MAGI"の定数ファイルに入力されている圧力損失データの違いに起因して、設計計算値よりも最大2%大きくなることがわかり、MK-II燃料の圧力損失データの見直しが必要であることが明らかとなった。
高野 誠; 増川 史洋; 内藤 俶孝; 井戸 勝*; 中嶋 太二*
JAERI-M 92-193, 62 Pages, 1992/12
並列版MCACEコードを、並列計算機AP-1000上でセル数を1台から512台まで変化させながら実行して、並列効率の測定を行った。殆どの問題では、並列効率は80%以上の高い値を示した。しかし、比較的規模の小さな問題では、セル数の増大とともに通信時間が問題となり、処理時間は始めセル数とともに短かくなってゆくが、ある点で最小値となった後は増大してゆくことがわかった。一方、以前使用していた並列乱数発生方法であるLeap Frog法に不都合な点があることが判明したため、通常の乱数発生ルーチンを使った簡単な並列乱数発生方法を考察した。
秋江 拓志; 石黒 幸雄; 井戸 勝*
JAERI-M 86-197, 62 Pages, 1987/02
高転換軽水炉(HCLWR)の概念成立の可能範囲を明確にし核特性の概要を把握する上で参考とするデ-タを得る為、HCLWR格子モデルに対する燃焼計算を行なった。プルトニウム富化度、減速材対燃料体積比、燃料ピン径等の格子パラメ-タを広範囲に変化させ、それ等と燃焼度、転換率、核分裂性Puインベトリ、ボイド反応度等との関係をパラメトリックにサ-ベイした。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次; 井戸 勝*
JAERI-M 86-168, 90 Pages, 1986/11
再処理工場に対する改良保証措置手段としてのニア・リアル・タイム(N・R・T)計量管理を実用化する場合の開発課題として重要な溶媒抽出器内の在庫量推定法を既存のコ-ド計算モデルについて検討し、N・R・T計量管理に使用可能な SEPHIS-Jコ-ドを開発した。米国をはじめ各国で開発が行なわれている在庫計量計算コ-ドと開発したSEPHIS-Jとの定常、非定常計算の比較からSEPHIS-Jが推定精度及び計算時間などから、施設の小型計算機で利用するには優れている事を示した。また、現実の運転条件に近い 供給ストリ-ムのパラメ-タを変化させた解析から、保証措置及び運転管理に及ぼす影響について考察している。
土橋 敬一郎; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 井戸 勝*
JAERI 1302, 281 Pages, 1986/09
1983年にSRACコードシステムの第1版のレポートがJAERIー1285として出版されたのち、綜合的な核計算コードシステムを目指して数多くの機能の改良と追加が行われてきた。主なものは、(1)JENDL-2版のデータライブラリー、(2)共鳴吸収の二重非均質効果に対する直接的な方法、(3)一般化されたダンコフ係数、(4)固定面中性子源に基く格子計算、(5)実験解析や設計の要求に対応する出力データ、(6)反応度変化のための摂動計算、(7)炉心燃料と燃料管理のための補助コード等である。以上の改良に併行して、検証と応用が実験的解析や国際ベンチマーク計算によって、SRACコードシステムで採用されているデータと手法は適切であり、どんな熱中性子炉にも適用すうることが示された。
高野 秀機; 土橋 敬一郎; 山根 剛; 秋濃 藤義; 石黒 幸雄; 井戸 勝*
JAERI-M 83-202, 41 Pages, 1983/11
評価済み核データJENDL-2より熱中性子炉体系標準核計算コードシステムSRACのための群定数ライブラリーを作成した。この群定数ライブラリーを用いて熱中性子炉のベンチマーク計算を実施した。選んだベンチマーク炉心は、軽水系2炉心(TRX1と2)、重水系炉心(DCA)、黒鉛系2炉心(SHE-8と13)および8つの臨界安全のための実験である。実効増倍率に関して、JENDL-2は、ENDF/B-4による~1%の過小評価をかなり改善しているが、まだ少し過小評価を与える。実験値との一致はJENDL-2とENDF/B-5(
Uのみ)を用いた場合が最も良い。格子定数に関しては、
とC
のJENDL-2による計算値は実験値と良く一致するが、
については、高速炉系に対する結果と同様過大評価である。さらに、SRACシステムの計算機能が大幅に拡充したので、拡充箇所について報告する。
猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 平田 実穂; 桜木 広隆*; 井戸 勝*; 沢畑 稔雄*; 堤 正順*; 岩永 雅之*; 陶山 尚宏*; et al.
JAERI-M 83-158, 263 Pages, 1983/09
TASTEX Task-Fの基本的目的は、near-real-time核物質計量の考え方が小規模ないし中規模の再処理施設に対して適用出来るかどうかを、東海再処理施設をモデル施設として使いながら検討するということであった。1978年から1979年の間は、PNC東海工場のシミュレーション用数学モデルの作成、およびそれを用いた計量管理シミュレーションによる有効性評価研究を実施し、さらに1980年4月からは提唱したNear-Real-Time核物質計量管理モデルの現場試験を実施して、N.R.T.核物質計量が再処理施設に有効に適用しうることを示した。
線生成断面積データ検索システム「PHOBINS」の開発長谷川 明; 小山 謹二; 井戸 勝*; 堀田 雅一*; 宮坂 駿一
JAERI-M 7779, 137 Pages, 1978/08
本報告書は、シグマ委員会の炉定数専門部会・遮蔽定数ワーキンググループにおける1976年度作業の一環として行った、2次の線生成断面積データ検索システム「PHOBINS」の開発について、その詳細を述べたものである。PHOBINSシステムは、線生成断面積の現状のデーターの把握と、それらのデータの使用にあたっての判断基準をデータ利用者に迅速に提供できるようなシステムを目指して開発された。本システムは2次線生成インデックス・データファイル及びそのユーティリティーコード「CREA」、「UPDT」、「REF」、「BACK」のそれぞれ、作成、変更、検索、退避を行うプログラムから成り立っている。本レポートは、このシステムを使用する上でのReference Manualとしてまとめた。
