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岩本 修
JAERI-Data/Code 2003-020, 22 Pages, 2003/12
JAERI-Data-Code-2003-020.pdf:0.98MB
アクチニド原子核の核データ評価のために、新たなチャンネル結合光学モデル計算プログラムを開発した。コード独立性の高いモジュールで構成され、大きな融通性を持っている。コードはオブジェクト指向技術を用いて、C++言語で記述されている。プログラムにはパラメータのフィッティング機能があり、複数の原子核に対しても同時に行うことが可能である。計算に必要な式及び数値的取り扱い,入力パラメータについて記述してある。また入力パラメータの例及びその出力結果を示す。
横山 須美; 野口 宏; 龍福 進*; 佐々木 利久*; 黒澤 直弘*
JAERI-Data/Code 2002-022, 87 Pages, 2002/11
JAERI-Data-Code-2002-022.pdf:4.26MB
D-T燃焼核融合炉の燃料として使用されるトリチウムは、国際熱核融合実験炉(ITER)のような核融合実験炉の安全評価上最も重要な核種である。そこで、我が国における核融合実験炉の許認可申請や安全評価法の検討に資するため、施設の事故時に大気中に放出されるトリチウムに対する公衆被ばく線量評価コードACUTRIを開発した。ACUTRIは、トリチウム特有の環境中移行モデルと国際放射線防護委員会(ICRP)の線量評価モデルに基づき個人のトリチウム線量を評価するコードである。本コードは、従来の原子力施設に対する安全評価法との整合性を図るため、原子力安全委員会の指針に準じた気象に関する統計計算も可能となっている。トリチウムガス(HT)とトリチウム水(HTO)の大気拡散モデルにはガウスプルームモデルを使用した。本コードで考慮した内部被ばく経路は、施設から大気中に放出されたトリチウムの1次プルームからの吸入被ばく及び地表面に沈着した後、大気へ再放出したトリチウムの2次プルームによる吸入被ばくである。本報告書は、ACUTRIコードの概要,使用マニュアル,試算結果等についてまとめたものである。
T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志
JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB
Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子
は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び
Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)Au(n,
)
Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。
奥村 啓介
JAERI-Data/Code 98-025, 243 Pages, 1998/10
JAERI-Data-Code-98-025.pdf:10.15MB
MOSRA-Lightは、4次の多項式展開ノード法(NEM)に基づく、X-Y-Z体系3次元中性子拡散計算コードである。4次のNEMはメッシュ幅に敏感でないため、20cm程度の粗メッシュを使用しても正確な計算が可能である。未知数の数が劇的に少なくなるため、非常に高速な計算が可能となる。更に、本コードではベクトル計算機に適した「境界分離チェッカーボードスウィープ法」を新たに開発して採用した。この方法は、問題の規模が大きくなるほど高速化率も増大するため、極めて効率的である。PWR炉心計算の例では、スカラー計算との比較で20倍~40倍の高速化率が得られた。ベクトル化と粗メッシュ法の両効果を合わせると、従来の有限差分法に基づくスカラーコードに比べて1000倍以上の高速化率となる。
奥村 啓介; 中川 正幸; 金子 邦男*
Proc. of SARATOGA 1997, 1, p.495 - 508, 1997/00
スーパーコンピューター用に開発した高速な連続エネルギーモンテカルロコードMVPに燃焼計算機能を加えて、MVP-BURNを開発した。これにより、従来のコードでは精度良く扱えなかった複雑幾何形状に対する燃焼問題が現実的な計算時間内で解析可能となった。MVP-BURNによる燃焼計算結果の妥当性を検討するため、二種類の格子(高転換軽水炉格子、可燃性毒物入りBWR格子)に対する国際ベンチマーク問題を解き、決定論的手法に基づくSRAC95コードとの比較を行った。その結果、中性子増倍率、転換比、出力分布、燃料組成などの燃焼変化は良く一致した。また、実機照射済み燃料組成の解析を、JENDL-3.2ライブラリーを用いてMVP-BURNで行い、主要な重核種に対する組成が測定値と10%以内で一致することを確認した。
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。
線スペクトル計算コード: FPGS90井原 均; 片倉 純一; 中川 庸雄
JAERI-Data/Code 95-014, 216 Pages, 1995/11
JAERI-Data-Code-95-014.pdf:6.24MB
原子炉内の核燃料の燃焼に伴い生成・消滅する放射性核種の生成・崩壊量及び核分裂生成物の崩壊熱や放射能を計算すると共に、放出線のスペクトルを計算するコードFPGS90を作成した。このコードは、上記の計算の他に評価済核データファイル(ENDF/B、JENDL、ENSDF等)を処理して新しいライブラリーを作成する機能も持っている。また、計算結果の図形処理の機能も有している。このため、核データライブラリーの編集・作成から核種の生成・崩壊量の計算及び図形表示まで一貫して行うことが出来る。なお、核分裂生成物の核データライブラリーはシグマ委員会で崩壊熱評価のために作成したJNDCライブラリー第二版に対応している。
助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00
原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。
野村 靖; 染谷 博之; 伊藤 治彦
JAERI-M 92-163, 66 Pages, 1992/11
JMTRでの照射キャプセルの構造は、照射試料を中心に配置する同心円であり、試料を取り巻くキャプセル構造材の間隙には、気体あるいは液体が充填されている。このようなキャプセルの熱計算には、米国のオークリッジ国立研究所で開発された1次元熱計算コードGENGTCが用いられている。しかし、キャプセルを設計するためには、キャプセル構成部材、寸法等を変えたパラメータ計算を必要とし、多くの時間と労力を要する。また、短尺燃料のようなキャプセル軸方向への熱流が有意なものについては、2次元の熱計算が必要となる。本報告書は、1次元熱計算コードGENGTCの改良および2次元熱計算コードGENGTC-2の整備の内容とそれぞれのコードの取扱いについて述べたものである。
木村 英雄; 高橋 知之; 島 茂樹; 松鶴 秀夫
JAERI-M 92-161, 72 Pages, 1992/11
計算コードGSRWは、高レベル廃棄物地層処分安全評価手法の中間バージョンとして開発されたものである。本手法で用いられた評価シナリオは、処分システムの性能が確率的事象によって影響を受けないと仮定した通常シナリオに基づいている。本コードは3つのサブモデルから構成されている:固化体、金属容器及び緩衝材で構成される処分施設からの核種漏出を評価するリースタームモデル、地層中の核種移行を評価する地層モデル、及び生態圏中における核種移行及び人間の被曝線量を評価する生態圏モデル。本報告書は、本コードの数学モデル、コード構造及び使用法を記述したものである。
高野 誠; 増川 史洋; 小室 雄一; 内藤 俶孝; 川添 明美*; 奥田 基*; 藤崎 正英*; 鈴木 孝一郎*
日本原子力学会誌, 34(6), p.533 - 543, 1992/06
被引用回数：1 パーセンタイル：17.24(Nuclear Science & Technology)モンテカルロ法による遮蔽計算コードMCACEおよび臨界計算コードKENOIVの並列計算機への適用性について検討するため、両コードを並列化した後、高並列計算実験機AP-1000上で実行し並列化による処理速度向上に関する測定を行った。最大64台のセルを使用し、基本的なプログラムフローを変えずに,比較的単純な方法で並列化を行ったが、MCACEコードでは最大52倍の処理速度の高速化が達成された。一方、KENOIVコードはMCACEコード程には並列化に適していないが,セル台数が8台の時に約5倍の高速化が達成された。高速化を妨げる主要因は、セル台数が多い時に問題となる並列化の不可能な部分に要する計算時間、およびランダムウォークを行なう粒子数の少ない時に顕著となるセルでの待ち時間であることが判明した。
森本 裕一*; 奥村 啓介
JAERI-M 92-068, 107 Pages, 1992/05
沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コードCOREBN2に、(1)減速材ボイド率を考慮した巨視的断面積計算機能、(2)炉心内流量配分、減速材ボイド分布、熱的余裕計算機能、(3)Halingの原理に基づく炉心燃焼計算機能、(4)炉心、燃料の熱水力に関する情報の管理機能等を追加し、BWR炉心の燃焼解析を可能としたものである。本報告書は、改良にあたり採用した計算モデル、入力データの作成方法、計算の実行方法と入力例についてまとめたものである。
内藤 俶孝; 稲村 実*; 増川 史洋; 奥田 泰久*
JAERI-M 90-019, 62 Pages, 1990/02
軽水炉の燃料棒セルについての燃焼計算を行うために計算コードUNITBURNを開発した。このコードは各燃焼度毎に多群定数ライブラリー(MGCL)を用いてS
-P
輸送計算によりセル内の中性子束分布を計算し、燃料ペレット内の核種の生成・減損を計算するものである。さらにこのコードは燃料集合体あるいは炉心計算用の各燃焼度でのセル平均少数群定数、1点炉近似核種生成崩壊計算コードCOMRAD用の1群定数を算出する。この報告書はこのコードのための利用手引書である。
高村 三郎; 有賀 武夫; 小桧山 守*; 仲田 清智*
Journal of Physics; Condensed Matter, 1, p.4527 - 4533, 1989/00
被引用回数：3 パーセンタイル：23.72(Physics, Condensed Matter)分子動力学計算によって、照射によって生成した格子間原子と溶質原子の複合体の構造や結合エネルギーについて調べた。溶質原子の原子サイズが溶媒原子のそれより小さいアンダーサイズの時には、複合体の構造は混合亜鈴型になる。溶質原子の原子サイズを小さくすると結合エネルギーは大きくなり安定になる。原子サイズと結合エネルギーとの関連や移動過程について議論した。
菊池 士郎; 竹内 末広
JAERI 1308, 75 Pages, 1987/11
タンデム加速器の運転に際して、イオン源からひき出されたイオン・ビームを、標的のおかれた所定の位置まで無駄なく運ぶためには、ビーム輸送管に装着された数多くの光学機器のパラメータをどのようにえらべばよいかを計算するコードである。最初に、イオン光学の計算の方法についてのべたのち、特に問題となる四重極レンズのパラメータ・サーチについ詳述した。コード全体を見渡してから、ひとつひとつのサブルーチンについて説明し、最後にいくつかの計算例を示してある。
井口 哲夫*; 山野 直樹
JAERI-M 84-033, 36 Pages, 1984/02
エネルギー・角度二重微分断面積(Double Differential X-section:DDX)の実験データと評価済みデータファイルから作成されたDDXライブラリーの比較プロットをルーチン的に行なうためのプログラム:DDXPLOTを作成した。本プログラムは、実験条件に併せて、DDXライブラリー中の反応タイプ別DDXの加え合わせ、平滑化を行ない、実験データと比較しうるプロット用データを作成する。さらに、識別名の指定によって、任意のデータ間の比較プロットを可能とする。本報告書では、DDXPLOTプログラムの使用手引書である。
南 多善*; 山野 直樹
JAERI-M 84-022, 46 Pages, 1984/02
最近、エネルギーと角度についての二重微分断面積(DDX)が大阪大学及び東北大学において精力的に測定されている。これらの測定結果は核融合炉ニュートロニクスの分野で重要となる高エネルギー領域における非弾性散乱断面積に対して貴重な情報を与える。さらに、これらのDDX測定値と評価済核データJENDL-2を比較する事はJENDL-3評価作業に対する有益なフィードバックとなる。この目的のためにシグマ研究委員会炉定数専門部会核融合・遮蔽定数ワーキング、グループによりJENDL-2より二重微分断面積を作成するFAIR-DDXのコードマニュアルであり、プログラムの概要及び使用法について述べている。
石渡 名澄
JAERI-M 7982, 25 Pages, 1978/11
燃料棒中のペレットからプレナムに放出されたFPガス量を計算するため、計算コード「FPRM-1」を開発した。原子炉内水ループにおいて、プルトニウム利用燃料や開発途上の燃料の照射試験を行う準備のため、提出したコードにより、種々の燃料棒中に生成・蓄積するFPの予備計算を行った。炉内水ループにおいて人工欠陥穴付被覆管燃料棒より放出されたI-131の測定結果と提出したコードによる計算結果を比較したが、両者の値は良い一致を見た。
朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01
被引用回数：7原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。
朝岡 卓見; 宮坂 駿一
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.603 - 609, 1977/08
被引用回数：0モンテカルロ法による隠蔽計算の実用的分散低減手法として、粒子飛行方法についての簡単なバイヤス法を新しく開発した。散乱された粒子のうち、進行方向が検出器へ向かっていないものは、その粒子の重みが最初の粒子源の重みに比べて十分小さくて、もはや重要でない場合にはkillされる。このようにして、検出器反応率を精度良く求めるために必要な粒子サンプル数を減らすのである。 この手法を多群中性子・ガンマ線輸送計算コードMORSEに組み込み、テスト計算を球状の高速中性子体系に対して行った。その結果、このバイヤス法は、中性子透過問題ばかりでなく、中性子倍増問題にも分散低減の機能を果すことが明らかにされた。すなわち原子炉の有効増倍率も中性子束も、path-length stretching法と比べ、同じ計算時間でより精度良く求められている。さらに、この粒子飛行方向バイヤス法は、他の分散低減手法と組み合わすことにより、より効果を現すことも示されている。
