Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2023-001, 38 Pages, 2023/07
JAEA-Evaluation-2023-001.pdf:1.04MB
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和4年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2022-004, 38 Pages, 2022/11
JAEA-Evaluation-2022-004.pdf:1.38MB
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和3年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2022-003, 61 Pages, 2022/11
JAEA-Evaluation-2022-003.pdf:1.42MB
JAEA-Evaluation-2022-003-appendix(CD-ROM).zip:6.16MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和4年1月20日改正)等に基づき、計算科学技術研究に関する事後評価及び事前評価を計算科学技術研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、計算科学技術研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出されたシステム計算科学センターの運営及び計算科学技術研究の実施に関する説明資料の口頭発表と質疑応答を基に評価を実施した。本報告書は、計算科学技術研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、事後評価及び事前評価の「評価結果(答申書)」を添付したものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2021-001, 66 Pages, 2021/11
JAEA-Evaluation-2021-001.pdf:1.66MB
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。なお、計算科学技術研究については、新たに設置された計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により課題の詳細な内容等が評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和2年度における業務の実績、第3期中長期目標期間終了時に見込まれる業務実績、及び、それらに対する委員会による評価をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12
JAEA-Evaluation-2020-002.pdf:1.59MB
システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。
国枝 賢; 市原 晃
JAERI-Data/Code 2005-005, 33 Pages, 2005/09
JAERI-Data-Code-2005-005.pdf:1.5MB
中性子誘起による前平衡核反応で放出される粒子の、エネルギー及び角度分布断面積を計算するためのコードPOD-Pを開発した。エネルギー微分断面積は古典的な一成分型の励起子模型により計算される。複合粒子放出に対しては半経験的な励起子模型も用いる。また二重微分断面積は励起子模型と角度分布経験式を併用して導出される。計算方法及び入力データの説明を行い、入出力例を示した。
市原 晃; 国枝 賢; 千葉 敏; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 深堀 智生; 片倉 純一
JAERI-Data/Code 2005-004, 54 Pages, 2005/07
JAERI-Data-Code-2005-004.pdf:1.63MB
中性子または軽元素イオンと標的核との衝突における弾性散乱の角度微分断面積及び偏極分解能を、光学模型を用いて計算するプログラム(POD)を開発した。この計算プログラムは歪曲波Born近似を用いて中性子に対する非弾性散乱の角度微分断面積を計算することも可能である。これらの模型では、標的核が作る平均場を表現するためのパラメータ(光学ポテンシャルパラメータ)が最も重要な入力値である。本プログラムでは既存のパラメータを用いて、あるいは利用者が直接入力することによって計算を行うことが可能である。本レポートでは、計算方法及び入力データの説明を行い、幾つかの出力例を示す。
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。
小林 卓也; 外川 織彦; 小田野 直光; 石田 紀久
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.658 - 663, 2001/08
被引用回数：2 パーセンタイル：19.6(Nuclear Science & Technology)日本周辺の沖合海域にて原子力潜水艦の仮想沈没事故が発生した際の日本人全体に対する集団線量を推定した。沈没した原子力潜水艦から海洋中へ放出された放射性物質に起因する集団線量を推定するためにコンピューターコードシステムDSOCEANを用いた。放射性物質放出1年後の年間海産物摂取による集団実行線量当量の最大推定値はUNSCEAR報告の自然放射線による年間平均線量の約0.5%であった。
村田 幹生*; 野口 宏; 横山 須美*
JAERI-Data/Code 2000-034, 214 Pages, 2000/11
JAERI-Data-Code-2000-034.pdf:7.43MB
計算コードTRIDOSEは、核融合関連施設からトリチウム(T
)の気体状放出があったとき、環境への影響を評価するために開発された計算コードである。TRIDOSEは、トリチウムの大気拡散
沈着蒸発散(再浮遊)大気拡散のサイクルを解析し、環境媒体中のHTO濃度は被ばく線量を評価する。コードには、トリチウムの野外放出実験を通して近年明らかになりつつあるTガス特有の環境中での挙動の多くがモデル化して取り入れられている。TRIDOSEによる計算結果は、カナダで実施されたTガスの短時間放出事故を模擬した野外実験の結果と比較され、そのモデルは検証された。また、本報告書はコードの使用マニュアルとしても使えるように配慮されている。
永井 晴康; 茅野 政道; 山澤 弘実
日本原子力学会誌, 41(7), p.777 - 785, 1999/07
被引用回数：13 パーセンタイル：68.49(Nuclear Science & Technology)原子力施設での事故時に大気中に放出される放射性物質の拡散状況を迅速に予測する場合、その精度は気象予報モデルに大きく依存する。そこで本研究では、局地気象予報性能の向上を主目的として、大気力学モデルPHYSICの導入による緊急時大気拡散予測のための新しいモデル体系を開発する。PHYSICの導入に伴う利点は、(1)3次元の局地気象予報が可能であること、(2)気象庁の広域気象予報初期条件及び境界条件としてPHYSICに入力することで広域気象変動を考慮できること、(3)緩和法により現地観測データを用いて予報を改善できること、(4)大気拡散モデルで混合層の3次元分布を考慮できること、である。
村尾 良夫
混相流, 11(3), p.203 - 204, 1997/00
混相流工学の発展における問題点の指摘と、その解決のための日本混相流学会の役割について述べる。混相流のように、現象が複雑であり、微視的に定式化されていないが、実用的には、広く使われているもので、現象把握の不確実さをいかに克服して安全に使うかが重要である。現象の研究から実用までのプロセスを概観し、その過程に含まれる「人間の判断」はどのようなものかを指摘する。人間の判断の誤りを減らすためには、多数の専門家が関与するのが有効であることから、専門家集団としての学会の役割を論ずる。
外川 織彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.792 - 803, 1996/10
被引用回数：3 パーセンタイル：32.75(Nuclear Science & Technology)再処理施設から海洋へ放出される放射性核種による日本の集団線量を評価する計算コードシステムDSOCEANを開発した。このシステムは、日本近海を分割した海水ボックス間における放射性核種の移行を表現するボックスモデルを用いている。本システムは、ボックス間における核種交換率、各ボックスにおける核種濃度、及び様々な被曝経路からの集団線量をそれぞれ推定する連結した3つの主たる計算コードから構成されている。DSOCEANを用いて、液体放出物による集団線量を推定する2種類の計算を実施した。1つは仮想的な再処理施設からの核種の平常放出である。他方は本コードシステムを表面海水上への液体放射性廃棄物の投棄に適用したものである。計算の結果から、重要な放射性核種と被曝経路が同定された。また、ここで用いているモデルとパラメータの適用限界、及び、今後の研究課題も摘出された。
徳田 伸二
プラズマ・核融合学会誌, 72(9), p.916 - 919, 1996/09
数値トカマク(NEXT)計画を概説する。NEXT計画は超並列計算機上で実行されるシミュレーション・コード群を開発し、高い予測性をもって、ITER(国際熱核融合実験炉)のような次世代トカマクに適用することを目標とする。このため、NEXT計画では、核融合プラズマ・シミュレーションに適したモデルの研究ならびに並列計算手法および超並列計算機アーキテクチャの研究を行う。
B.Basoglu*; 奥野 浩; 山本 俊弘; 野村 靖
PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L110 - L119, 1996/00
今回の報告では、新しい計算モデルの開発について述べる。この計算モデルは、燃料溶液の核的暴走の特性について予測する。このモデルでは、一点近似と単純な熱流体モデルを組合せている。外部反応度添加は、体系に対する溶液の流入により引き起こされるとしている。温度、放射線ガス効果、沸騰現象は、それぞれ過渡的熱伝導方程式、一括パラメータエネルギーモデル、単純沸騰モデルを用いて推定した。今回の計算モデルの評価のために、計算結果をCRAC実験の結果と比較した。比較の結果、両者は満足のいく一致が得られた。
阿部 豊; 秋本 肇; 加茂 英樹*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1214 - 1224, 1993/12
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)TRAC-PF1のような二流体モデルコードを用いてPWRのLOCA時再冠水過程のように水面が存在するような状況の計算を行う際、実験では見られない圧力スパイクが計算の初期に現われる。このような圧力スパイクはボイド率等他の変数にも影響を与えることから、これを抑制することは極めて重要である。本研究においては、この圧力スパイクの原因が、実際には存在していない水面上方の液相において大きな加速損失が発生するためであることを定量的に明らかにした。更に、この知見を基に水面上方の実際には存在していない液相の加速損失を自動的に軽減するための方法についての提案を行った。この方法により、従来の手法の利点を損なうことなく、二流体モデル計算において水面上昇時に発生する圧力スパイクを抑制できることを示した。
本間 俊充; 笹原 孝*
JAERI-M 93-207, 36 Pages, 1993/10
本報告書は、OECD/NEA主催のPSAC利用者グループの比較問題レベル0に、開発中の確率論的システム評価コードを適用した結果を示すものである。この比較問題は、廃棄物の地層処分施設の性能評価に用いる確率論的システム評価コードの比較検証を目的として提案されたものの一つである。計算には、入力パラメータ値のサンプリングのためのプリ・プロッセッサーコードPREPと不確かさ/感度解析のためのポスト・プロッセッサーコードUSAMOを用い、廃棄物処分システムを構成する各サブシステムモデルは、レベル0の問題設定にしたがってコード化したものを用いた。比較問題の設問への回答の他に、不確かさ及び感度解析を行い、その結果も記載した。
西村 秀夫
JAERI-M 91-219, 98 Pages, 1992/01
有効で効率的な保障措置を実施するためには、保障措置の有効性を評価する保障措置評価法の開発が必要である。本研究では、従来の転用探知確率の他に、誤警報の可能性を系統的に分析することの重要性に着目した評価法を開発し、これを遠心法ウラン濃縮施設へ適用した。まず、遠心機カスケードにおける濃縮過程を記述する数学モデルを公開試料を基に確立し、コンピュータ化した。次に、これを商業規模のモデル施設へ適用し、誤警報を避ける観点から過渡運転、誤操作を含む通常の運転を分析し、また、転用探知の観点から高濃縮ウランの生産が理論上可能なシナリオについて分析した。さらに、主要なアノーマリを摘出し、これを誤りなく判定できるかどうかという観点から遠心法ウラン濃縮施設におけるLFUA法の有効性を検討した。なお、本研究は、JASPASの一環(JA-4)として実施したものであり、本報告書は、その最終結果を記述している。
石黒 美佐子
Int. J. Supercomputer Appl., 5(3), p.46 - 62, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：51.29(Computer Science, Hardware & Architecture)日本のスーパーコンピュータは、ベクトル・ユニット(VU)とスカラー・ユニット(SU)で構成されている場合が多い。ここでは、SUを2台備えたデュアル・スカラー・プセッサ(DSP)VP2000シリーズ(VP2600/20など)の待行列モデルによる性能評価について述べる。(1)SUが1台と2台の場合の性能比較、(2)ハードウェアの物量が同じ場合のマルチ・プロセッサとDSPの性能比較、(3)ベクトル長が短いジョブ負荷の場合の性能分析などを、計算機へのジョブ負荷(ベクトル化率とベクトル加速率)の変動に対して解析する。ベクトル立上がり時間は、VP2600/10での実測値を参考にする。さらに、原研のジョブ負荷に対してDSPのフィージビリティを考察する。
茅野 政道; 林 隆; 石川 裕彦; 横川 三津夫
JAERI-M 90-173, 23 Pages, 1990/10
原子炉事故時等の緊急時において、実時間でサイト周辺の風速場及び大気拡散・被曝線量を計算するコードを開発した。計算モデルは、3次元質量保存風速場モデルと大気拡散計算のための粒子拡散モデルである。これらの計算コードは、小型計算機を用いて運用された場合でも迅速な応答が可能となるように、風速場モデルに対して高速の反復計算法(MILUCR法)を、また濃度、線量モデルにカーネル法を導入した。本報告では、数値モデルの内容、計算コードの構成、関連入出力ファイル、計算例を示す。
