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鈴木 喜雄; 松本 伸子*; 齋 和憲*; 山岸 信寛*
計算工学講演会論文集, 9(2), p.613 - 616, 2004/05
日本原子力研究所では、国内研究機関の計算資源や知的資源を高速ネットワークSuper SINETを介して共有可能な仮想研究環境ITBL(Information-Technology-Based Laboratory)の構築を目的としたプロジェクトを推進している。日本原子力研究所計算科学技術推進センターでは、ITBLを構築するうえで必要となる基盤技術の一つとしてITBLシステム基盤ソフトウェアの研究・開発を進めている。ここで、本ソフトウェア上のツールの一つとして可視化ツールの研究・開発を進めている。ITBLでは、遠隔地に設置された複数の計算機を利用することから、このような遠隔地にあるデータを効率的に可視化することが必要である。また、遠隔地にいる研究者間の議論を支援するため、遠隔地間で協調的に可視化できることが必要である。そこで、このような機能を実装した可視化ツールとして、AVS/ITBL及び、PATRAS/ITBLの構築を行った。これらのツールはそれぞれポスト可視化及び、実時間可視化に適している。本講演では、これらの可視化ツールのより詳細な特徴とシミュレーション研究への適用例について述べる。
佐々 敏信; 大井川 宏之; 田山 隆一*; 林 克己*
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.30 - 33, 2004/03
日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)の概念検討を進めており、ADSの技術開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を計画している。核変換実験施設のうち、ADSターゲット試験施設(TEF-T)では、出力200kWの液体鉛・ビスマスターゲットを設置するが、ターゲット外周部には被曝防止のための遮蔽体を設置する必要がある。このため、必要かつ合理的な遮蔽体構成をMCNPXコード及びATRASコードを用いて解析した。両者の結果はよく一致し、鉄及びコンクリートを組合せた約6mの遮蔽厚が必要であることがわかった。遮蔽体には、貫通孔が存在するため、これらの貫通孔からのストリーミング解析をMCNPX及びDUCT-IIIコードを用いて実施した。この結果、加速器ビームライン貫通孔には追加遮蔽が必要なこと、また、一次冷却系配管は直線部の長さと屈曲部を最適化することで、十分にストリーミング量を低減できることがわかった。
小林 穣*
JAERI-Data/Code 2002-016, 40 Pages, 2002/09
JAERI-Data-Code-2002-016.pdf:3.78MB
日本原子力研究所計算科学技術推進センターが開発してきたPATRASの非構造六面体格子の機能を理化学研究所が開発中の地球シミュレータ向けソフトウェアであるCHIKAKU SYSTEMに適用した。PATRASをCHIKAKU DYNAMICに適用するにあたり、分離要素に対応するとともに、あらたに2次元テンソル量表示機能とカラーバー表示機能を追加した。新機能に対応したPATRASをCHIKAKU DYNAMICに組み込んだ実時間可視化版を開発した。実時間可視化版には、AVSのUCD形式のデータを出力する機能も開発した。この可視化用データをもとに、ポスト可視化用のコードもあわせて開発した。開発した実時間版及びポスト可視化版コードを使用し、分離要素対応と2次元テンソル量表示がCHIKAKU DYNAMICの解析結果を可視化するうえで有効であることを確認した。あわせて、原研内の3種類の並列計算機で可視化速度を測定し、性能を評価した。
佐々 敏信; 辻本 和文; 滝塚 貴和; 高野 秀機
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 463(3), p.495 - 504, 2001/05
被引用回数：15 パーセンタイル：71.15(Instruments & Instrumentation)加速器駆動消滅処理システム(ADTS)の核特性及び燃焼特性を解析するATRASコードシステムの開発を行った。ATRASは、核破砕中性子源の影響を考慮した燃焼解析を行う独自の機能を備えている。ATRASは、核破砕解析コード、中性子輸送コード及び燃焼解析コードから構成される。燃料交換、入力データ作成、計算結果の解析を行うユーティリティプログラムもあわせて開発した。ATRASを用いて核破砕中性子ターゲットの核特性解析を行った。また、ATRASを用いて、ナトリウム冷却型ADTSの核特性及び燃焼特性の解析を行った。
佐々 敏信; 西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐藤 理*; 義澤 宣明*
Progress in Nuclear Energy, 32(3-4), p.485 - 490, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.81(Nuclear Science & Technology)固体タングステンターゲットとTRU窒化物燃料を用いた陽子加速器駆動消滅処理システムの核特性及び燃焼特性を新しく開発したATRASコードを用いて解析した。ATRASコードでは、20MeVを超えるエネルギー領域の核破砕反応計算と20MeV以下での中性子の輸送及び燃焼計算を行うことができる。解析を行ったシステムは、放出中性子分布を最適化したターゲットと、燃焼に伴う反応度変化を抑制するためにプルトニウムを加えたTRU-
N燃料から構成される未臨界炉心を、1GeVに加速された陽子で駆動するものである。解析の結果、従来検討を行ってきたTRU金属燃料を用いたシステムとほぼ同等の性能を、より少ないTRUインベントリで実現できることがわかった。
辻本 和文; 滝塚 貴和; 佐々 敏信
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.435 - 439, 1997/00
日本原子力研究所では、加速器駆動型消滅処理システムの概念設計を進めており、炉心は大強度の陽子加速器から供給される高エネルギー陽子により駆動される。炉心の核特性解析を行うには、GeVオーダーの荷電粒子の輸送が必要であり、従来の核設計コードだけでは不十分となる。加速器駆動型炉の核特性解析のために、炉心設計コードATRAS(Accelerator-driven Transmutation Reactor Analysis Code System)を開発した。ATRASでは、解析的な輸送計算コードの採用、非等方中性子源を用いた炉心燃焼解析など、より炉心特性解析に重点を置いて開発を行った。ATRASを用いることで、陽子ビームにより生成される非等方中性子源を用いた、総合的な炉心解析を行うことができる。また、概念設計では、タングステンディスクターゲットとTRU窒化物燃料を用いたシステム及び鉛塩化物溶融塩燃料を用いたシステムについて、ATRASコードシステムを用いた炉心解析結果を紹介する。
