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島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12
JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。
山口 徹治; 坂本 好文; 赤井 政信; 高澤 真由美; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一
Physics and Chemistry of the Earth, 32(1-7), p.298 - 310, 2007/00
被引用回数：43 パーセンタイル：72.99(Geosciences, Multidisciplinary)モンモリロナイトの溶解速度,水酸化物イオンの拡散係数及び透水係数をベントナイト-砂混合土圧縮体について実験的に調べ、定式化した。これらの式を用いてベントナイト系人工バリアの透水係数の変化を予測するために、物質移行-化学反応連成解析コードを開発した。
野尻 直喜; 半田 雄一*; 島川 聡司; 後藤 実; 金子 義彦*
日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.241 - 250, 2006/09
HTTRの環状炉心実験から過剰反応度の実験値と解析値のずれは最大で3%Dk/kに達することが明らかになった。このずれを改良するためにHTTR環状炉心のパラメータ解析を行った。炉心解析にはSRACコードシステムを用いた。解析の結果として、環状炉心の過剰反応度に以下のものが影響を与えることが明らかになった。(1)炉心拡散計算のメッシュ間隔,(2)燃料格子計算の黒鉛領域のメッシュ構造,(3)ブノアの非等方拡散係数。以前報告された有意に大きいずれは、改良した環状炉心モデルにより約1%Dk/kに減少した。
飯島 進*; 加藤 雄一*; 高崎 謙一*; 岡嶋 成晃
JAERI-Data/Code 2004-016, 91 Pages, 2004/12
JAERI-Data-Code-2004-016.pdf:7.45MB
高速炉臨界実験装置FCAを用いた実験を、統一のとれた流れに従って解析することを目的に、高速炉核特性計算コードシステム"EXPARAM"を開発した。EXPARAMは、原研及び米国の研究機関でここに開発されてきた計算コードに手を加え、計算手法の統一を図りさらに計算コード間のデータの受け渡しを系統的に行えるように整備した計算コードシステムである。群定数と拡散理論及び輸送理論に基づく体系計算コード及び摂動計算コードにより、臨界性に関する実効増倍率,出力特性や増殖性能に関する反応率や反応率比及び反応度効果に関するドップラー係数やナトリウムボイド係数を計算する。さらに動特性に関連する物理量として即発中性子寿命及び実効遅発中性子割合を計算する。EXPARAMを整備したUNIX環境では、ダイレクトアクセスファイルにより計算コード間のデータの受け渡しを行う。
藤村 統一郎*; 奥村 啓介
JAERI-Research 2002-024, 27 Pages, 2002/11
JAERI-Research-2002-024.pdf:1.04MB
低減速スペクトル炉等の6角形状の炉心を解析する拡散コードの原型版を開発し、その反復解法を高速化するため、さまざまな収束加速法の適用性について検討した。本3次元コードMOSRA-Prismは、6角形状の炉心を正3角柱に分割し、その中の中性子束分布を3次の多項式で近似する多項式展開ノード法に基づいている。多群拡散コードとしての反復解法は、通常の内側反復法と外側反復法を採用するが、内側反復に適応的加速法、外側反復に中性子源外挿法を適用し、その有効性を確認した。本報告書では、コードの数値解法の元となる多項式展開ノード法の定式化の概要を説明するとともに、さまざまなサンプル計算で得られた、収束加速法の局所的な効率及び全体的な効率について検討する。また、コード開発過程で新たに導出した真空境界条件の一般的な記述法についても述べる。
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; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎
JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03
JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB
SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。
野々宮 厳*; 折居 茂夫*; 平塚 篤*; 原田 裕夫
JAERI-M 89-124, 80 Pages, 1989/09
本報告は、2次元燃焼計算及び燃料管理コードPHENIX、放射性核種の生成・崩壊量、崩壊熱及び
線スペクトル計算コードFPGSのベクトル化について述べる。これらのコードでは燃焼計算のベクトル化が問題であったが、新計算アルゴリズムの導入により、(核種数)
(チェーン数)のベクトル長でベクトル化することができた。全体として、VP-100におけるベクトル化版ベクトル計算は、オリジナル版スカラ計算に対してPHENIXコードで5.0倍、FPGSコードで4.1倍に高速化された。本報告では、ベクトル化版の評価に使用した入力データの概要、ベクトル化の方法、計算結果の評価、及びベクトル化の効果について述べる。
内藤 俶孝
JAERI-M 85-059, 69 Pages, 1985/05
大形原子炉内の中性子束分布を少ない計算機容量と短い時間で計算できる一つの新しい方法「中性子漏洩量繰返し法」を考案した。この方法で使用する基礎式を導出するとともに、交互繰返し計算の収束条件を求め、収束性に影響する因子を明らかにした。また、この方法を用いた標準的な計算コードとして、1次元チャンネル及び2次元層計算を詳細メッシュ有限差分法により行う3次元拡散コードDIFFUSION-ACEを開発した。さらに、この方法を応用して、軽水型発電用原子炉、舶用原子炉のおよび研究用原子炉の炉心特性解析コードを開発した。これらの計算コードによる計算結果を実測値及び詳細計算コードによる計算結果と比較することにより、本方法が上記の炉型の原子炉の解析に有効に適用できることを確認した。
原田 裕夫; 石黒 美佐子
日本原子力学会誌, 27(11), p.1047 - 1055, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)3次元多群中性子拡散コードCITATIONは、原子炉の臨界計算でよく使用されており、最近のベクトル型スーパーコンピュータで高速に計算できることが期待されている。本論分では、CITATIONコードのベクトル化手法とベクトル化効果について述べる。特に、計算時間の集中している内側反復計算に適用可能なベクトル計算用の数値計算法について述べる。内側反復計算は、もともと使用されていたSLOR法に加え、SOR法についても試みた。いずれの場合も、odd-evenメッシュ順序によってベクトル化した。CITATIONベクトル化版は、FACOM VP-100とVP-200で実行した。その結果、実用規模の問題に対して、ベクトル計算はスカラ計算に比べて、6倍以上の速度向上を得た。計算時間は、内側反復回数と初期加速係数の与え方に依存するので、これらについての考察も示す。
瀬沼 一郎*; 三好 慶典; 須崎 武則; 小林 岩夫
JAERI-M 84-110, 51 Pages, 1984/06
原研で開発中のSRAC(Standerd Reactor Analysis Code)システムとJENDL-2を中心とした核データライブラリシステムとJENDL-2を中心とした核データライブラリの組合せを用いたベンチマーク計算を行った。ベンチマーク計算の体系は硝酸溶液燃料を中心とした、各種の組成・濃度・形状のPu均が質系とU/Pu均質系、さらに再処理工場溶液解槽を模擬舌核種の溶液濃度、毒物濃度の硝酸溶液中に棒状燃料を浸した、U/Pu非均質系等34ケースが選ばれた。モンテカルロ珪酸報告値と比較しても良い結果を得た。これは、現在原研で計画中の臨界安全性実験施設(CSEF)詳細設計に用いられる核設計コード評価作業の一環として行われたものである。
原田 裕夫; 樋口 健二; 石黒 美佐子; 筒井 恒夫; 藤井 実
JAERI-M 83-024, 61 Pages, 1983/02
将来のスーパーコンピュータ利用に向けて、原研でよく使用されている原子力コードを対象に、FACOM230-75APUを使ってベクトル計算処理効率について調査・研究を行った。ここで対象としたコードは、CITATION(3次元拡散)、SAP5(構造解析)、CASCMARL(照射損傷シミュレーション)、FEM-BABEL(有限要素法による3次元拡散)、GMSCOPE(電子顕微鏡像シミュレーション)、DWBA(分子衝突断面積計算)とセル濃度計算サブルーチンである。各々のコードに対して、1.8(CASCMARL)から7.5(GMSCOPE)倍の有効な速度向上を得た。本報告では、実行時におけるこれらのコードの動的挙動解析、使用された数値解法、ベクトル化のためのプログラム再構成手法、反復解法の数値実験、ベクトル化率、FACOM230-75APUによる速度向上率とベクトル化についてのいくつかの所見について述べる。
土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*
JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01
SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。
石黒 美佐子; 樋口 健二
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(11), p.951 - 960, 1983/00
被引用回数：2 パーセンタイル：35.16(Nuclear Science & Technology)定常状態における中性子拡散問題は、楕円型偏微分方程式の境界値問題に帰着される。我々は、有限要素法におけるガレルキン近似法を、高速炉の3次元拡散問題を解くために適用する。この際、高速炉の典型的な形状である6角格子形状を取扱うために、6角形要素分割法を採用する。本論文では、ラグランジェ型の6角形基底関数を定式化し、基底関数から計算される、ガレルキン近似法を拡散方程式に適用する場合にキィとなる積分値が提示される。計算結果が充分法との比較により、また通常の3角形要素法との比較により示される。6角形要素法の計算時間は、差分法の3角形メッシュ法に較べて約半分で、その計算精度は、6角形の中心点の中性子束の値が陽に計算されないという点を除いて全体として優れている。
鎌田 稔*; 角谷 浩享*; 原田 裕夫
JAERI-M 82-019, 61 Pages, 1982/03
原子炉の炉心特性解析のための3次元拡散コードVENTUREを並列計算機CRAY-1とFACOM230-75APUに変換するとともに、並列計算処理が適用可能なようにプログラムのベクトル化を行った。その結果計算時間はCRAYで約半分に、F75APUで約70%に短縮された。VENTUREは計算機の主記憶容量にはほとんど関係なく、1方向1000メッシュの問題も解ける。高速化については、プログラム全体の計算時間の約80%を占める5つのサブルーチンをDOループ内のIF文の解消や逐次解法の反復解法への変更によってベクトル演算化した。ここでは、VENTUREコードの概要、プログラムの動的特性の分析、ベクトル演算化の具体的な5つの方法について述べ、CRAYとF75APUの実行結果と並列計算効果についついても述べる。
長谷川 明
JAERI-M 9791, 75 Pages, 1981/11
原研で開発を続けてきた高速炉用1次元拡散コードのEXPANDAシリーズのすべての機能をEXPANDA-70DRAに組込んで綜合化したコードEXPANDA-Generalが開発された。本コードの特長としては、可変ディメンションにしたこと、JAERI-Fast Version1および2、JENDL-1、JENDL-2、ENDF/B-IVからの炉定数がすべて内蔵されていること、摂動計算、2次元及び3次元コードの入力データ作成オプション、弾性除去反応の正確な取扱い、領域境界での非均質効果の取扱い、ベンチマーク・テストでの各種パラメータのC/Eが容易に計算でき、群構造や自己遮蔽因子テーブルの(Jo、T、R)のパラメータを任意に定めることができる、等の便利さがすべて具備されていることが挙げられる。本報告書は、EXPANDA-Generalコードの使用手引書としてまとめられたものである。
内藤 俶孝; 鶴田 新一郎*; 林 正俊*
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(8), p.571 - 580, 1981/00
被引用回数：5 パーセンタイル：58.08(Nuclear Science & Technology)一般に原子炉の幾何学形状はX-Y面は複雑であるがZ軸方向は単純である。このことに着目して炉内の3次元中性子束分布を得る新しい方法を開発した。この手法においては、X-Y面の計算には有限要素法が使用されZ軸方向には有限階差法が用いられている。3次元の中性子拡散方程式を解くのにこれ等2つの手法が交互に使用され、漏係数が矛盾なく求まるまで繰返される。この手法は計算機FACOM-M200用の計算コードFEDMとしてプログラム化されている。このプログラムを用いて3次元拡散計算が行なわれ在来の標準的な計算コードによる数値計算結果と比較された。その結果、両者は良好な一致を示した。また、本手法の有用性を示すために在来の階差法では計算困難な体系について計算も行なわれた。
藤村 統一郎; 松井 泰*
Nuclear Science and Engineering, 77, p.360 - 367, 1981/00
被引用回数：2 パーセンタイル：45.38(Nuclear Science & Technology)中性子拡散コードにおける内側反復解法に対して適応的加速法を応用した場合の有効性が論じられる。 この方法はアルゴリズムが簡単で、反復行列が非負定値である場合の定常一階線形反復法の殆んどに対してその収束を加速することが知られている。 ここでは3次元中性子拡散コードとして、その内側反復解法にSOR法を用いた有限要素法によるものと、ADI法を用いた有限差分法によるものがとり上げられる。 これらに適応的加速法を応用した結果に対して数値的な検討が行なわれ、元の反復法の加速因子が不適切にとられたとき特に効果的なことが示される。 また、新たに、反復行列が対称で非負定値でない場合にもこの方法が拡大して応用できることが示される。
内藤 俶孝; 前川 充留*; 渋谷 一男*
JAERI 1262, 40 Pages, 1979/07
微細階差近似法で原子炉内の中性子束分布を計算するためは多くのメッシュ点や長い計算時間が必要である。そこで、階差近似法で軽水炉中の中性子束分布を効率的に求めるために、1つの新しい近似法「洩れ量繰返し法」を開発した。この手法は計算機FACOM230-75およびCDC-6600用のプログラムDIFFUSIONーACEの中で使用されている。本報告書では、プログラムDIFFUSIONーACEの中で使用されている計算方法の詳細と使用者のための入力データ作成手引が記されている。
内藤 俶孝
JAERI-M 8238, 29 Pages, 1979/05
ノード法や粗メッシュ法において最も困難な問題の1つは部分領域からの中性子漏洩量を推定することである。なぜなら、部分領域の境界における中性子流を高精度で求めるには上記計算手法における空間メッシュの巾は広すぎる。この困難さを取除くために漏洩量繰返し法が提案され、いくつかの計算コードが開発された。この報告書では、これ等の計算コードの内容を簡単に示す。
