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郡司 智; 外池 幸太郎; Clavel, J.-B.*; Duhamel, I.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.51 - 61, 2021/01
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)新しい臨界実験装置STACY更新炉は、燃料デブリに関連する臨界計算の検証に貢献することができ、原子力機構(JAEA)と仏IRSNの共同研究として実験炉心設計が進行中である。この論文では、燃料デブリの溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を模擬した模擬燃料デブリの臨界特性を測定するための新しいSTACYの炉心設計を最適化するために適用される方法を示す。炉心設計がコード検証に関連していることを確認するには、関心のある主要な同位体が持つ反応度価値と、断面積に対する実効増倍率k
の感度を評価することが重要である。この研究で説明されている燃料デブリの場合、特にそのコンクリート組成では、ケイ素が断面に対するk
感度が最も高くなる核種である。最適なアルゴリズムを使用して評価に最適な炉心設計を効率的に見つけ、ケイ素の捕獲断面積の高い感度を得るために、格子ピッチや炉心の寸法などのいくつかのパラメーターを調整した。これらの最適化手法の適用結果に基づいて、MCCIの興味深い感度フィードバックを得るための新しいSTACYでの燃料デブリの現実的な一連の実験を定義できた。この方法論は、新しいSTACYの他の実験条件を設計するのに役立てることができる。
大西 亮一*; 木村 俊哉; 太田 高志*; 郭 智宏*
航空宇宙技術研究所特別資料, p.265 - 269, 1998/02
構造変形を考慮した空気力学的特性の評価のために、流体解析と構造解析の連成を行う方程式を示す。Navier-stokes式による流体コードと、有限要素構造解析コードをMPMD方式で並列的に実行する手法を述べる。流体コードと構造コードの連成計算は、圧力や変位を両コード間で交換しながら進める。この為、流体格子と構造要素の合体格子の生成、構造荷重の設定や構造変形に適合させた流体格子変形についても、方式案を示す。
大西 亮一*; 木村 俊哉; 郭 智宏*; 岩宮 敏章*
AIAA-98-4837, p.1004 - 1010, 1998/00
流体構造連成計算のための形状モデルの自動生成を行い高アスペクト比翼の遷音速空弾性解析を試みた。モデルは概念設計レベルで必要とされる、中規模精度モデルで内部と外部構造の多面体で構成され、流体力学計算格子と構造有限要素の生成に使用される。このようなデータを連成計算プログラムに入力し、連成計算を行った。プログラムは、流体計算と構造計算を並列的に行う方式と、逐次的に行う方式のものを準備し、計算結果と計算速度の比較を行った。これより、計算結果に大差は無い反面、並列実行を行った場合60%以上の処理速度向上が得られた(VP-300上にて)。本研究で試みた方式や得られた知見は、複合シミュレーションの実現に対し、有益である。
大西 亮一*; 太田 高志*; 木村 俊哉
JAERI-Data/Code 96-031, 53 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-031.pdf:1.82MB
Euler-Navier Stokes式を基礎式とした流体コードを、有限要素構造解析コードに連成させ、並列計算機により解く手法を考案した。本報告書では、流体と構造を動的変形格子を用いてMPMD(Multiple Program Multiple Data)方式によって並列統合を図る方法を示した。流体と構造の間で圧力と変形量を交換しながら相互作用を考慮した連成計算を進める。このため、流体格子と構造要素間のインタフェース、圧力データと変位データの変換、格子の変形、流体コードと構造コードの並列化、等について設計を行った。更に航空機の制御システムとの統合方針を示し、より大規模な航空機統合シミュレーションを行う案も示した。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 藤本 望; 竹田 武司
Nuclear Science and Engineering, 122, p.212 - 228, 1996/00
被引用回数：23 パーセンタイル：85.72(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用の核設計コードシステム(NDCS)を、既存のコードの改良及び格子燃焼計算コードDELIGHTの新たな開発により、確立し、その検証は、VHTRC-1の実験データを用いて行った。NDCSを用い炉心内の出力分布の最適化を行い、ブロック型高温ガス炉として世界で最も高い原子炉出口冷却材温度950
Cを達成可能な高温工学試験研究炉(HTTR)の核設計を行った。出力分布の最適化は、ウラン濃縮度及び可燃性毒物諸元を炉心内で変化させることにより行った。核分裂性物質の燃焼による出力分布の最適形状からの逸脱は、局所反応度を平坦化することにより防止した。同時に炉心全体の過剰反応度を必要最小限に抑制し、制御棒を炉心内に殆ど挿入せずに原子炉を運転できるようにした。ここで行ったNDCSの開発及びHTTRの設計により、低濃縮ウランを用い、950Cのような高い原子炉出口冷却材温度を目ざすブロック型高温ガス炉の核設計手法の基礎が確立したと言える。
C for HTTR山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(5), p.472 - 481, 1992/05
日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力近くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計にこれを適用した場合の設計結果について述べたものである。
C for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.419 - 424, 1991/00
日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力低くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計に適用した結果について述べるものである。
