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長家 康展
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 11, p.1_1 - 1_7, 2025/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、原子炉炉心解析のための汎用連続エネルギーモンテカルロコードMVPを開発している。最近、MVPの改良は、先進的核熱カップリングコードの開発に重点を置いている。原子力機構はまた、臨界安全解析のための新しいモンテカルロソルバーSolomonを開発している。Solomonは燃料デブリを含む損傷炉心の臨界性を計算することを目的としている。本論文では、MVPとSolomonの機能の概要と最近の適用事例を紹介する。
小川 達彦; 平田 悠歩; 松谷 悠佑; 甲斐 健師; 佐藤 達彦; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 松田 規宏; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 10, p.13_1 - 13_8, 2024/11
放射線挙動解析コードPHITSは、モンテカルロ法に基づいてほぼ全ての放射線の挙動を解析することができる放射線挙動解析計算コードである。その最新版であるPHITS version 3.34の、飛跡構造解析機能に焦点を置いて説明する。飛跡構造解析とは、荷電粒子が物質中を運動する挙動を計算する手法の一つで、個々の原子反応を識別することにより原子スケールでの追跡を可能にするものである。従来の飛跡構造解析モデルは生体を模擬する水だけにしか適用できず、遺伝子への放射線損傷を解析するツールとして使われてきた飛跡構造解析であるが、PHITSにおいてはPHITS-ETS、PHITS-ETS for Si、PHITS-KURBUC、ETSART、ITSARという飛跡構造解析モデルが補い合うことにより、生体の放射線影響だけでなく、半導体や材料物質など任意物質に対する適用が可能になっている。実際にこれらのモデルを使って、放射線によるDNA損傷予測、半導体のキャリア生成エネルギー計算、DPAの空間配置予測など、新しい解析研究も発表されており、飛跡構造解析を基礎とするボトムアップ型の放射線影響研究の推進に重要な役割を果たすことが期待できる。
長谷川 雄太; 井戸村 泰宏; 小野寺 直幸
EPJ Web of Conferences, 302, p.03005_1 - 03005_9, 2024/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Computer Science, Interdisciplinary Applications)乱流計算を対象とした格子ボルツマン法に、局所アンサンブル変換カルマンフィルタ(LETKF)に基づくアンサンブルデータ同化を実装した。LETKFおよびLBMは全てGPUで実装されており、最新のGPUスパコンで効率的に計算可能である。データ同化の精度検証として3次元単一角柱周りの流れの実験を行った。実験より、本手法は空間および時間的に粗い観測データを用いた場合でも精度の良いデータ同化を行うことができると示された。すなわち、時間間隔をカルマン渦周期
の2分の1、空間解像度を角柱直径
の16分の1(計算格子点数の1.56%)として速度場を観測した時、観測ノイズよりも小さいデータ同化誤差を達成した。
近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
EPJ Web of Conferences, 302, p.04002_1 - 04002_10, 2024/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Computer Science, Interdisciplinary Applications)大規模詳細マルチフィジックス計算に向け、著者らはモンテカルロ計算における効率的な中性子束分布タリー手法を開発している。本手法では、中性子束分布タリーに固有直交分解(POD)を用いている。先行研究では、衝突エスティメータを用いてこのタリー手法が実装されたが、本研究ではより小さい統計誤差のタリーを得るために飛程長エスティメータを実装した。中性子束分布タリーに実装された飛程長エスティメータを衝突エスティメータおよび従来の飛程長エスティメータと一次元問題において比較した。飛程長エスティメータによる分布タリーは衝突エスティメータのそれよりも統計精度の高い解を取得できるということが検証結果から明らかになった。したがって、統計誤差の観点から、飛程長エスティメータと衝突エスティメータを用いた分布タリーの関係は、従来の飛程長エスティメータと衝突エスティメータのそれと同様である。
Sitompul, Y.; 杉原 健太; 小野寺 直幸; 井戸村 泰宏
EPJ Web of Conferences, 302, p.05004_1 - 05004_10, 2024/10
被引用回数：1 パーセンタイル：93.35(Computer Science, Interdisciplinary Applications)高速炉の設計では、自由表面渦によるガス巻き込み現象を回避することが極めて重要である。数値解析は、これらの現象を理解するための重要な手法の一つである。しかしながら、従来の数値解析手法では計算効率や精度に課題があったため、計算効率と複雑な流れのシミュレーション能力で知られる格子ボルツマン法(LBM)を代替手法として採用する。本研究では、ガス巻込み解析を高速化するために自由表面流LBMを実装し、従来の手法と比較して精度を維持しながら計算コストを大幅に削減した。LBMを用いたシミュレーション結果は実験データとよく一致し、将来の高速炉設計における解析の高速化に有望な手段を提供する。
河村 拓馬; 下村 和也; 尾崎 司*; 井戸村 泰宏
EPJ Web of Conferences, 302, p.11002_1 - 11002_8, 2024/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Computer Science, Interdisciplinary Applications)原子力工学の分野では、エクサスケールのスーパーコンピュータを使った複雑なシミュレーションにより、大規模なデータが生成される。このようなシミュレーションデータを効率的に解析するためには、遠隔地にいる研究者間でデータを共有する必要がある。しかしながら、大規模データのI/Oやデータ転送には多大なコストがかかる。このような問題を解決するために、最新のスーパーコンピュータ上での並列処理に適した粒子ベースボリュームレンダリング(PBVR)をベースとして、遠隔In-Situ可視化システムIS-PBVRを開発した。本研究では、IS-PBVRを複数のクライアントPC上でVR可視化できるように拡張し、多地点遠隔VR可視化を開発した。この技術をGPUベースのスーパーコンピュータ上の流体シミュレーションに適用し、複数のクライアントPC間でIn-Situ VR可視化を共有することで、その有用性を検証する。
山田 進; 町田 昌彦; 谷村 直樹*
EPJ Web of Conferences, 302, p.16004_1 - 16004_10, 2024/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Computer Science, Interdisciplinary Applications)原子炉建屋の廃炉を安全に行うためには、放射線源の分布を知ることが重要である。適切な位置で観測された空間線量値が用意できれば、LASSOを用いることで線源の分布を推定できることが報告されている。しかしながら、事前に適切な観測点の位置を知ることは難しい。そこで、LASSOによって推定した線源分布の事前分布からベイジアンLASSOを用いて事後分布を求め、その事後分布から追加する観測点の候補位置における空間線量値の予測分布を評価し、この予測分布の分散に基づいて追加する観測点位置を決定する方法を提案した。この方法を用いることで、多くのケースにおいて、ランダムで観測点を追加するよりも少ない観測点の追加で線源を推定できることが確認できた。
杉原 健太; 小野寺 直幸; Sitompul, Y.; 井戸村 泰宏; 山下 晋
EPJ Web of Conferences, 302, p.03002_1 - 03002_10, 2024/10
被引用回数：1 パーセンタイル：93.35(Computer Science, Interdisciplinary Applications)従来の界面捕捉法を用いた気液二相流のシミュレーションでは、気泡が互いに反発することを示す実験的証拠にもかかわらず、気泡が互いに近づくと数値的には合体する傾向があることが観察された。逐次的な数値合体が流動様式に与える影響が大きいことを考慮すると、近接した気泡の合体挙動を制御する必要がある。この問題に対処するため、各気泡に独立した流体率を適用することで気泡合体を抑制するMulti-Phase Field(MPF)法を導入した。本研究では、3重点における表面相互作用に関連する数値誤差を最小化するために、N-phaseモデルに基づくMPFを採用した。さらに、Ordered Active Parameter Tracking法を実装し、数百の流体率を効率的に格納した。MPF法を検証するために、円管内気泡流の解析を実施し、Colinらの実験データと比較した。検証結果は、気泡分布と流速分布に関して妥当な一致を示した。
Garnaud, L.*; 小川 達彦; 他7名*
EPJ Web of Conferences, 302, p.07004_1 - 07004_14, 2024/10
光核反応によって生成される光中性子は、高エネルギーガンマ線源、電子加速器、または原子炉を用いる様々な分野で発生する。光中性子の放出をシミュレートし、その場を特性評価し、あるいは核システムへの影響を評価するため、一般的にモンテカルロ粒子輸送コードが使用される。本研究の目的は、複数のモンテカルロコード(MCNP6、PHITS、およびTRIPOLI-4)を用いて光中性子のシミュレーションに関するデータ集を作成することである。各コードは、ENDF/B-VIII.0およびJENDL-5核データライブラリを用いて順次実行される。反応エネルギー閾値から30MeVまで、すなわち巨大双極子共鳴(GDR)の領域において、自然同位体組成を持つ50の元素によって生成される光中性子場を扱った。光中性子場は、光中性子電流、エネルギースペクトル、および角度分布という3つの観測量に従って特性評価した。本稿では、原子番号の昇順で最初の5つの元素、すなわち重水素、ベリリウム、炭素、窒素、および酸素について得られた結果を提示した。
Stainer, T.*; 小川 達彦; 他6名*
EPJ Web of Conferences, 302, p.07003_1 - 07003_10, 2024/10
NEAデータバンクは、これまでシンプルなファイルサーバーやDVDを用いて、世界中のエンドユーザーに貴重なコンテンツを配信してきた、コンピューターコード、核データ、および熱化学データの国際的なリファレンスセンターである。NEAでセルフホスト型GitLabシステムが最近導入されたことで、データバンクはコンテンツ配信の合理化、プロセスとテストの自動化を可能にし、同時にコードオーナーと開発者には協業およびコード開発のための安全なプラットフォームを提供している。本稿では、NEA GitLabシステムを紹介するとともに、GitLabが提供する多くのサービスと機能を活用しているKraken、PHITS、FISPACT-IIといった具体的なコードの例をいくつか提示する。コードの所有者ではなく、コードの管理者の立場でサードパーティソフトウェアと効果的に連携するための手法について解説する。
三輪 周平; 中島 邦久; 鈴木 知史; Rizaal, M.; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; 逢坂 正彦
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.253 - 260, 2020/12
シビアアクシデント時のFP挙動評価における主な課題であるFP化学挙動評価と解析の空間分解能を改良するための基盤研究を行っている。FP化学挙動に関しては、SA解析コード改良に資する化学挙動データベースECUMEを開発しており、計算科学的なアプローチにより実験データの無いCs化合物の熱力学データを取得した。また、空間分解能に関しては、FPの詳細挙動解析が可能な3D-CFD解析ツールCHASERを開発している。ECUMEをCHASERに組み込むことでより正確なFP挙動解析が可能となる。
鈴木 知史; 逢坂 正彦; 中桐 俊男
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.131 - 136, 2020/10
人形峠におけるウラン移行挙動評価に資するため、ウラン鉱物の安定性評価をDFT計算により進めている。その第一段階として、主要なウラン鉱物で構造の詳細が明らかでない人形石の結晶構造と単位胞の構成を検討した。人形石の結晶構造の評価のため、XRD解析コードを用いて既報の人形石のXRDパターンを解析した。その結果、U原子間の距離は
軸に沿って
となった。そこで、3個のUまたはCa原子が軸に沿って並んだ[CaU(PO
)
]
の構造を構成し、この構造を初期構造としてDFT計算により構造最適化を実施した。その結果、得られた構造の理論XRDパターンは、人形石のXRDパターンと同様に、30 
付近に最大のピークがあった。これにより、人形石の構造は[CaU(PO)]を基礎とする構造であると考えられる。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10
動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。
横山 賢治; Lahaye, S.*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.109 - 116, 2020/10
CEAと原子力機構(JAEA)は、共同研究の枠組みで燃焼・崩壊熱計算のベンチマークを進めている。両機関は核燃料サイクルの分野で着目すべき物理量を計算するのに必要な解析システム(CEAのMENDEL、JAEAのMARBLE)を独立に開発している。両者の結果を比較することで各々のシステムの検証に資することが本ベンチマークの目的である。MENDELは燃焼方程式を解く方法としていくつかの解法を備えている。照射計算に対しては、ルンゲクッタ法やチェビシェフ有理関数近似法(CRAM)を利用することができる。崩壊計算に対しては、解析的な解法も利用できる。MARBLEはクリロフ部分空間法やCRAMを利用することができる。このベンチマークの第1フェーズとして、Pu-239の高速中性子による核分裂後の崩壊熱と原子数密度の計算結果の比較を行った。この計算では、(1)JEFF-3.1.1、(2) JENDL/DDF-2015 + JENDL/FPY-2011、(3) ENDF/B-VII.1の3種類の核データライブラリを適用した。計算に必要な核データや燃焼チェーンは、これらの核データライブラリから、各々のシステムで独立して生成した。両システムの結果は互いにとてもよく一致することを確認した。また、この数値計算結果を実験値とも比較した。現在、ベンチマークの第2フェーズとして、ORLIBJ33で提供されている核データと燃焼チェーンを利用したMENDELとMARBLEの燃焼計算ベンチマークを行っている。なお、ORLIBJ33はJENDL-3.3に基づくORIGEN-2コードシステム用の断面積ライブラリである。このベンチマークでは、ORIGEN-2コードの計算結果とも比較する。ORLIBJ32, ORLIBJ33, ORLIBJ40を含むORLIBは特に日本では長年に亘って広く利用されており、ORLIBを使った比較はMENDLやMARBLEの性能を確認する上でも有効であると考えられる。
滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.92 - 96, 2020/10
Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. The former studies showed the RRRP method with a super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. It turned out afterwards that a radially-dependent analytical uncertainty remained in the CRW estimation, which also affected the estimation of radial power distribution (RPD) in the control-rod inserted core. Fortunately, those effects were negligible for smaller fast reactor cores. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD for large fast reactor cores, this study refined the super-cell model in the RRRP method with the help of Monte-Carlo simulation.
Malins, A.; 越智 康太郎; 町田 昌彦; 眞田 幸尚
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.147 - 154, 2020/10
Compton-to-peak analysis is a method for selecting suitable coefficients to convert count rates measured with in situ gamma ray spectrometry to radioactivity concentrations of 
Cs & 
Cs in the environment. The Compton-to-peak method is based on the count rate ratio of the spectral regions containing Compton scattered gamma rays to that with the primary Cs & Cs photopeaks. This is known as the Compton-to-peak ratio (RCP). RCP changes as a function of the vertical distribution of Cs & Cs within the ground. Inferring this distribution enables the selection of appropriate count rate to activity concentration conversion coefficients. In this study, the PHITS Monte Carlo radiation transport code was used to simulate the dependency of RCP on different vertical distributions of Cs & Cs within the ground. A model was created of a LaBr
(Ce) detector used in drone helicopter aerial surveys in Fukushima Prefecture. The model was verified by comparing simulated gamma ray spectra to measurements from test sources. Simulations were performed for the infinite half-space geometry to calculate the dependency of RCP on the mass depth distribution (exponential or uniform) of Cs & Cs within the ground, and on the altitude of the detector above the ground. The calculations suggest that the sensitivity of the Compton-to-peak method is greatest for the initial period following nuclear fallout when Cs & Cs are located close to the ground surface, and for aerial surveys conducted at low altitudes. This is because the relative differences calculated between RCP with respect to changes in the mass depth distribution were largest for these two cases. Data on the measurement height above and on the Cs & Cs activity ratio is necessary for applying the Compton-to-peak method to determine the distribution and radioactivity concentration of Cs & Cs in the ground.
吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10
有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。
中村 博樹; 町田 昌彦
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.104 - 108, 2020/10
It is not easy to measure high-temperature properties of actinide dioxides, which are the main component of nuclear fuels, due to their high melting points. CaF is alternative materials of actinide dioxides since it has the same crystal structure and a lower melting point. In this paper, we perform machine-learning molecular dynamics with the Behler-Parrinello neural-network potential which is optimized by first-principles calculation results. We confirm the Bredig transition peak in the heat capacity and coefficient of thermal expansion in calculated results. We also discuss the availability of the present neural-network potential to analyze the high-temperature properties of CaF.
古高 和禎; 藤 暢輔
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.297 - 304, 2020/10
No established method exists to non-destructively measure the amount of highly radioactive nuclear fuel materials such as spent fuels, and it is one of the urgent issues in nuclear material accountancy. Therefore, JAEA has started a research on development of innovative non-destructive analysis (NDA) system for Special Nuclear Materials and Minor Actinides, in cooperation with EC-JRC. The aim of the project is to establish an NDA method which can be applied to highly radioactive nuclear materials and develop a demonstration system, named "Active-N", by utilizing an intense D-T neutron source and by combining the following mutually complemental active-neutron NDA methods: DDA, N RTAs, and PGA (Prompt Gamma-ray Analysis). The PGA measurements play a crucial role in the system, because it can detect/quantify neutron poison elements which disturb DDA measurements, as well as explosives and chemical warfare agents, by utilizing a high-energy resolution Germanium detector. To make an NDA system to be efficient one, an intense neutron generator has to be employed. On the other hand, exposure of a Ge detector to an immense amount of fast neutron makes the detector severely damaged and inoperative. Therefore, in order for the system to be efficient, it is essential to develop effective shield of the PGA system against fast neutrons. In this work, by performing particle transport calculation using Monte Carlo method, we have investigated effective shielding methods for the PGA measurement system in the Active-N system, against fast neutrons from the D-T neutron source. Materials and their configurations which effectively reduce fast-neutron doses and at the same time emit no interfering gamma rays, were examined. Through the calculation, a shield which reduces fast neutron dose sufficiently have been developed. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.
井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; Ali, Y.*; 今村 俊幸*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.225 - 230, 2020/10
ジャイロ運動論的トロイダル5次元オイラーコードGT5Dにおける半陰解法差分ソルバ向けに新しいFP16(半精度)前処理付き省通信型クリロフソルバを開発した。このソルバでは、大域的集団通信のボトルネックを省通信型クリロフ部分空間法を用いて解決し、FP16前処理を用いて収束特性を改善することで袖通信の回数を削減した。FP16前処理は演算子の物理特性に基づいて設計され、A64FXにおいて新たにサポートされたFP16SIMD演算を用いて実装された。本ソルバは富岳(A64FX)とSummit(V100)に移植され、JAEA-ICEX(Haswell)に比べてそれぞれ
63倍, 29倍のソケットあたり性能の向上を達成した。
