Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
近藤 諒一; 長家 康展
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/08
特異値分解で作成した数値的な基底関数を用いた関数展開タリー法を新たに提案する。従来では解析的な関数が用いられてきた。例えば、一次元分布に対してはルジャンドル多項式が用いられてきた。しかしながら、このような関数を用いると急峻で複雑な分布を再構成に必要な展開次数が大きくなり得る。少ない計算コストで高精度な計算を達成するためには、対象の分布を低次の展開でよく表現するような基底関数が望まれる。本研究では、特異値分解で得られたスナップショットデータから数値的な基底関数を作成する。本手法は、低次元化モデルに基づき、これを関数展開タリー法に適用したものである。計算結果から手法の適用性が示された。一方で、スナップショットデータの離散化などの課題が明らかとなった。
多田 健一; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.624 - 631, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：53.91(Nuclear Science & Technology)感度解析や不確かさ評価は評価済み核データの改良にとって重要な役割を担っている。現在の計算機性能の向上によって、連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた感度解析や不確かさが可能となってきている。そこで本研究では、FRENDYのモジュールを用いて、連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの摂動ツールを開発した。本摂動ツールを用いて微視的断面積,核分裂当たりの中性子数,核分裂スペクトルを摂動させることができる。また、ユーザーが共分散データを用意すれば、ランダムサンプリング法を用いた不確かさ解析を行うこともできる。本摂動ツールの検証のため、実効増倍率の不確かさを感度解析コードSCALE/TSUNAMI及びMCNP/KSENと比較した。その結果、本摂動ツールを用いたランダムサンプリング法で得られた不確かさは、SCALE/TSUNAMIやMCNP/KSENとよく一致することを確認した。
近藤 諒一
炉物理の研究(インターネット), (75), 3 Pages, 2023/03
著者は日本原子力学会炉物理部会より奨励賞を受賞した。炉物理部会の部会報向けに受賞対象となったRSE法(Resonance calculation using energy Spectrum Expansion method)に関する研究について解説する。
多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 今野 力; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核データ処理コードは評価済み核データライブラリと放射線輸送計算を繋げる重要なコードである。核データ処理コードFRENDY第1版は簡単な入力データを用いてACE形式の断面積ファイルを生成するために2019年に公開された。FRENDY第1版の公開後、中性子多群断面積の生成、物質中の異なる核種間の共鳴干渉効果の考慮、共鳴上方散乱の考慮、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式ファイルの修正など、多くの機能が開発された。これらの新機能をまとめ、FRENDY第2版を公開した。FRENDY第2版では、ACE形式の断面積ファイルからGENDF及びMATXS形式の中性子多群断面積ファイルを生成する。本論文では、FRENDY第2版で実装された新機能と本コードの中性子多群断面積生成機能の検証について説明する。
近藤 諒一*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 多田 健一
Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2019) (CD-ROM), p.1493 - 1502, 2019/00
核データ処理コードFRENDYのモジュールを用いて、ACE形式の断面積に任意の摂動を与える機能を開発した。本機能では、ACE形式の断面積を共分散データに基づいてランダムサンプリングし、各断面積の実効増倍率や中性子生成時間の感度を評価することができる。本機能の妥当性を評価するため、Godiva炉心を用いて摂動論に基づく決定論的手法(TSUNAMI-1D)及び確率論的手法(MCNP6.2)の結果と比較したところ、統計誤差の範囲内で一致することを確認した。また、不確かさ低減手法を適用したところ、実効増倍率と中性子生成時間の相関性を用いることで中性子生成時間の不確かさが低減することが分かった。
近藤 諒一*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 多田 健一
no journal, ,
核データ処理コードFRENDYのモジュールを用いて、ACE形式の断面積に任意の摂動を与える機能を開発した。この摂動機能を用いて、ACE形式の断面積を共分散データに基づいてランダムサンプリングし、断面積起因の核特性の不確かさ評価手法であるランダムサンプリング法を、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPに適用した。GODIVA炉心を用いて摂動機能の検証を行ったところ、摂動論に基づく決定論的手法(TSUNAMI-1D)と統計誤差の範囲内で一致することを確認した。
近藤 諒一; 長家 康展
no journal, ,
モンテカルロ輸送計算の関数展開タリー法(FET法)で用いる展開関数として、数値的な基底関数を用いる手法を開発した。様々な条件の中性子束分布を特異値分解することで、計算体系の中性子束分布を低次で展開できる基底関数を作成した。本発表では多群モンテカルロ計算を行い、一次元体系における空間中性子束分布を計算した。従来の空間を離散化するタリー手法およびルジャンドル多項式を用いたFET法と比較することで提案手法の精度を確認した。
近藤 諒一; 長家 康展
no journal, ,
モンテカルロ輸送計算において、数値的な基底関数を用いた関数展開タリー法(FET法)を開発している。今回は、一次元全炉心体系での多群モンテカルロ計算において数値的な基底関数を用いたFET法を適用し、中性子束分布を計算した。決定論的手法を用いて複数の条件における単一集合体の中性子束分布を計算し、それらを特異値分解することで基底関数を作成した。作成した基底関数を用いて全炉心を集合体単位で展開し、全炉心の中性子束分布を計算した。空間を離散化するタリー手法および従来のルジャンドル多項式展開によるFET法の結果と比較することで提案手法の精度を確認した。
多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では現在、PythonベースのマルチフィジクスプラットフォームJAMPANの開発を進めている。JAMPANでは、HDF5形式のJAMPANデータコンテナを介してそれぞれの計算コードを結合している。このように計算コードの依存性を無くすことで、結合するコードを容易に入れ替えることが可能となっている。JAMPANの最初の目標は、炉心解析コードの参照解を提供するための核熱結合計算である。今後は燃料ふるまい解析コードFEMAXIなど、核計算・熱水力計算以外の計算コードとの連携も実施していく予定である。本発表では、JAMPANの概要について紹介する。
8単一集合体体系における沸騰シミュレーション神谷 朋宏; 小野 綾子; 永武 拓; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、炉心設計コードの参照解の取得を目的とし、マルチフィジックスプラットフォームJAMPAN (JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems)上で、核計算モンテカルロコードMVPと多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを結合させることで、詳細かつ忠実な核熱連成解析の実現を目指している。BWRを対象とした場合、熱流動解析コードには燃料棒表面での沸騰を考慮することが求められる。そこで、温度回復法を用いて沸騰を考慮し、88 STEP-II単一燃料集合体体系の熱流動解析を行った。
多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、核熱連成シミュレーションの実現に向けて、マルチフィジクス用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。前回の報告では、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPとサブチャンネル解析コードNASCAの連成による単一集合体体系の計算結果について紹介した。MVP/NASCAを用いた核熱連成では、全炉心体系といった大型の体系での適用を目標としている。そこでJAMPAN上に多集合体体系を計算できる機能を実装した。MVPについては、幾何形状に制限がないことから、多集合体体系をそのまま取り扱っている。NASCAについては、単一集合体体系を対象としていることから、個々の集合体でそれぞれNASCAの計算を行い、JAMPAN上で圧力損失が揃うように流速調整を行う機能を実装した。
神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
JAEAでは、軽水炉設計の高度化と安全性の向上を目的として、マルチフィジックスシミュレーション用プラットフォームJAMPANの開発、核計算コードの改良、熱流動計算コードの改良と妥当性確認を実施している。今回、JAMPANに核計算コードMVPと熱流動計算コードJUPITERを連成させる機能を実装し、その機能を検証した。検証のため、燃料バンドル体系を対象とし、BWRの通常運転条件での核熱連成シミュレーションを行った。本発表では、JAMPANを介したMVP/JUPITER間のデータの授受法を概説し、MVP/JUPITERを用いた核熱連成シミュレーション結果について報告する。
