SRAC2006; A Comprehensive neutronics calculation code system

奥村 啓介; 久語 輝彦; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎*

JAEA-Data/Code 2007-004, 313 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2007-004.pdf:13.5MB

SRACはさまざまなタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1986年にSRACシステムの第2版利用手引き(JAERI-1302)が出版された後、多くの機能及びライブラリデータの追加と修正が行われ、総合核計算コードシステムとして完成した。本システムは、主要な核データライブラリ(JENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VI.8, JEFF-3.1, JEF-2.2など)と、中性子輸送及び拡散計算のための統合された5つの要素コードを含んでいる。それらは、16種類の格子形状に適用できる衝突確率法に基づくPIJコード,SN法輸送計算コードANISN(一次元)及びTWOTRAN(二次元),拡散計算コードTUD(一次元)及びCITATION(多次元)である。また、多次元炉心燃焼計算のための補助コードCOREBNがシステムに含まれる。

A Fortran code CVTRAN to provide cross-section file for TWODANT by using macroscopic file written by SRAC

山根 剛; 土橋 敬一郎*

JAERI-Data/Code 99-011, 46 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-011.pdf:1.33MB

CVTRANコードは2次元Sn輸送コードTWODANT用にその標準入出力ファイルの一つXSLIBの形式で巨視的断面積を準備する。入力ファイルはSRACで作成しPDS形式で納められた断面積ファイルである。SRACコードシステムはすでにLANLで作成された2次元Sn輸送コードTWOTRANが収容されているが、オリジナル版にあったサーチ、密度サーチ、厚みサーチやいろいろの出力編集機能が削除されている。TWODANTが発表されて以来、その短い計算時間、収束の早さ、豊富な出力編集機能は利用者にとって魅力的である。このCVTRANコードは巨視的断面積をカードイメードファイルXSLIBに用意することで、SRACの利用者はTWODANTを容易に利用できる。CVTRANコードはさらに、CVLIBと名づけた別のカードイメージファイルに、物質依存の核分裂スペクトル、群別の中性子速度、エネルギー群境界や物質名を書き込む。これらはTWODANTの入力に、cut-and-paste操作で、利用できる。

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

https://doi.org/10.3327/jnst.34.760

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。

Virtual environment for integrated design support (VINDS) for conceptual design of a space power reactor core

吉川 栄和*; 高橋 信*; 長松 隆*; 武岡 智*; 久語 輝彦; 土橋 敬一郎

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 1, p.B92 - B101, 1996/00

原子炉の概念設計では、様々な技術分野の専門家グループによる協同作業が必要である。それには、各技術者グループの設計活動を効率的に支援する計算機システムを構築する必要がある。本システム(VINDS)は、3次元グラフィックス、数値計算処理、人工知能技術等の最新の情報処理技術を利用するとともに、仮想現実技術をもとにしたヒューマンインターフェースをもつシステムに、設計に関する諸タスクを統合することを目指したものであり、宇宙用原子炉の概念設計を対象に構築したのである。VINDSシステムで提案された方策は、各工学解析計算の実行するための協同作業環境の構築に貢献するものである。本研究は、京大との協力研究による成果である。

NEANSCベンチマーク問題「Power Distribution within Assemblies」に対するSRAC及びGMVPによる計算解

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

JAERI-M 92-117, 70 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-117.pdf:1.39MB

MOX燃料、可燃性毒物等の導入によるPWR炉心及び燃料の高度化・多様化により、炉心及び集合体内非均質性が増大する。燃料棒毎の出力分布を評価するために、現行にPWR炉心の非均質詳細メッシュ2次元XY拡散炉心計算と1次元軸方向拡散炉心計算を組み合わせる方法に代わり、集合体計算と3次元粗メッシュ炉心計算を組み合わせ、燃料棒毎の出力分布の再合成を行うことが要求されている。NEANSCの「Power Distribution Within Assemblies」と題するベンチマーク問題の主要な目的は、粗メッシュ炉心計算に基づき詳細メッシュ出力分布の再合成手法の精度を検証することにある。本報告では熱中性子炉系の核計算コードSRAC及び多群モンテカルロコードGMVPによる計算解により、集合体計算手法、粗メッシュ計算手法及びスプライン関数を利用した粗メッシュ炉心計算に基づく再合成手法の計算精度について検討した。

知的原子炉設計システムIRDSの開発

土橋 敬一郎; 中川 正幸; 森 貴正; 久語 輝彦; 藤田 信義*

JAERI-M 90-177, 96 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-177.pdf:3.13MB

当研究室では昭和63年以来「新型原子力システム解析法の研究」が新テーマとして認められたので、ADES計画に沿った知的原子炉設計システムIRDS開発計画を策定した。この報告書では平成元年度に行なったIRDSに係わる活動の報告を行う。IRDS基本設計の骨子は新型炉の概念検討・設計を会話型で行うために、オブジェクト指向プログラミング環境の下で稼動するモジュラーシステムを構築することである。会話型ツールの実現のために、入力データ生成ツールと図形表示による幾何形状入力作成ツールを試作した。また、原子炉設計データベースのクラスとフレームの構造を設計した。モジュラーシステムの要素として簡易設計用に核計算と炉心熱水力コードのモジュール化に着手した。また、構造解析コードのモジュール化の検討を行なった。

メニュー画面による入力データ作成支援システム; JDISS

前村 克巳*; 石黒 美佐子; 土橋 敬一郎; 平塚 篤*

JAERI-M 90-007, 126 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-007.pdf:2.11MB

原子力コードの入力データ作成を会話的に行い、入力データ作成の繁雑さを解消したいという要望に対応するため、メニュー画面データ入力支援システム;JDISSを開発した。JDISSは、コードに依存しない汎用性のあるシステムである。内部的には、FACOMの会話型プログラミング機能(IPF)を駆使している。コードの開発整備者が会話型入力画面を作成する際に、IPFの定義に煩わされず直接画面を設計することができる。また、問題に適応した既存データを下敷として利用でき、既に入力した情報に基づいて動的に画面の制御が行なえるなど人間工学的に見て使い易いシステムを目差した。本報告は、JDISSの機能とその実現方法の概要について述べると共に、JDISSの使用法を例示する目的で、核設計コードシステムSRACの入力画面作成方法について示す。

超高中性子束炉(ANS)開発の現状とR&D課題

土橋 敬一郎; 林 正俊*; 岩崎 智彦*

日本原子力学会誌, 30(11), p.979 - 985, 1988/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.30.979

USDOEの監督下でオークリッジ国立研究所が計画を進めているANSプロジェクトは中性子散乱の研究のための人類未踏の高中性子束炉の建設をめざしている。この炉はまたHFIR(高中性子束アイソトープ炉)に優るとも劣らない同位元素生産と材料照射施設を備える。このプロジェクトへの日本の参加が期待されている。この資料は88年度基本炉心の説明によって開発の現状を紹介し、R&D課題について論ずる。

Analysis of reactivity coefficients of the Chernobyl reactor by cell calculation

土橋 敬一郎; 秋濃 藤義

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(12), p.1055 - 1065, 1987/12

https://doi.org/10.3327/jnst.24.1055

SRACコードシステムを用いてチェルノブイリ炉の一連の格子計算を行い、基本的な核特性を求め、原研で行う事故解析に供した。計算は2段階の格子モデルに基づいている。第1段階は燃料集合体や制御チャンネルを含む黒鉛ブロックを単位とする格子を想定し、第2段階は14体の燃料チャンネル、2体の制御チャンネルを含む16チャンネルを単位とする格子を想定した。ボイド率の増加に起因する反応率の変化を核種毎に調べた結果、正のボイド係数及びその燃焼依存性や制御棒挿入の効果をもたらす機構を明らかにした。モンテカルロコードUIMを用いて、燃料チャンネルの反応率のボイド効果について比較を行い、統計誤差の範囲内で一致をみた。取り出し燃料の組成、ボイド係数やその他の反応度係数、動性パラメータ及びそれらの燃焼性についての結果は、ソ連及びその他の研究機関によって報告された値と満足できる一致を得た。

Collision Probability in Two-Dimensional Lattice by Ray-Trace Method and its Applications to Cell Calculations

土橋 敬一郎

JAERI-M 85-034, 206 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-034.pdf:5.57MB

3種の1次元座標あるいは一般的な2次元円柱座標で表される多領域格子に対する衝突確率を計算する一連の公式が、「光線軌跡」法と名付けられた数値プロセスを利用するのに適した形式で示され、これに基づいて、いろいろの形状の格子に対する計算ルーチンが開発された。VHTRの燃料ブロックのように粒子構造を伴う二重非均質体系における共鳴吸収を対象とする二つの研究が示された。まず黒鉛希釈材中に分散する粒子の無秩序な分布の共鳴積分に対する効果が究明された。次に粒子及び希釈材中の中性子束が燃料ブロック全体の中性子束分布を記述する方程式で陽に表現され、多領域格子の共鳴吸収を超詳細群で求める厳密な方法で解かれた。原研熱中性子炉体系標準核設計コードシステムSRACが開発された。広範囲な検証計算の結果、SRACが、格子計算に用いられるさまざまな実際的な形状ルーチンのおかげで、すべての型式の熱中性子炉に適用できることが示された。