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勅使河原 誠; 池田 裕二郎; 大井 元貴; 原田 正英; 高田 弘; 柿白 賢紀*; 野口 学*; 島田 翼*; 清板 恭一*; 村島 大亮*; et al.
Nuclear Materials and Energy (Internet), 14, p.14 - 21, 2018/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)J-PARCの1MWパルス中性子源では、中性子パルスの成形に用いるデカップラとして、異なる共鳴吸収材から構成し、1eVと高い中性子吸収エネルギーを有するAg-In-Cd合金を開発した。このデカップラによりパルス成形された中性子は、粉末解析の実験装置において最高分解能を更新したが、中性子照射によって生成される長半減期の108mAgの放射能が高いため使用済み機器の取扱においては短所であった。そこで、放射能を大幅に減らす代替材としてAuを使用したAu-In-Cd材の開発を行ってきた。しかしながら、実機のモデレータ・反射体に実用化する上で、大型のAu-In-Cd板と構造材のA5083材とをHIP接合し十分な接合強度を得ることが課題であった。本研究では、Au-In-Cd材の表面状態、大型化した熱容量の変化による接合部界面温度に関わる検討を行い、実規模大のHIP接合において、最適接合条件を見つけることができた。この結果、反射体へのAu-In-Cd材の実用化に成功し、中性子性能を損なわず、大幅な放射能低減の見通しを得た。
酒谷 圭一; 中村 康雄; 辻 智之; 中谷 隆良
JAEA-Data/Code 2014-020, 38 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-020.pdf:30.04MB
余裕深度処分の安全評価においては、処分施設閉鎖後、数十万年に渡る超長期的な時間軸での被ばく線量を評価し、現在のみならず、将来の公衆に対する安全性を確認することが必要である。日本原子力研究開発機構では、保有する原子力施設等の運転および解体に伴い発生する放射性廃棄物のうち、余裕深度処分対象廃棄物の安全な処分の実現を目指し、平成20年度より一次元移流分散方程式をベースとした核種移行解析が可能な汎用シミュレーションソフトウェア「GoldSim」を用いて被ばく線量評価ツールを作成するとともに、対象廃棄物を処分した場合の被ばく線量評価を進めてきた。また、評価ツールについては、旧原子力安全委員会の安全審査指針など、最新の評価の考え方を反映しながら、随時改良を加えてきた。本報告書は現在までに作成した評価ツールのうち、「ガス移行シナリオ」評価ツールについて、評価モデルの考え方および評価ツールの構成を解説したものである。
小泉 安郎; 吉沢 翔太*
Proceedings of the ASME 2014 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/11
圧力0.1MPaの条件で、水蒸気を用いて凝縮伝熱実験を行った。機能化伝熱面を用いて滴状凝縮熱伝達の向上化を調べた。伝熱面を金メッキとすることにより滴状凝縮が出現することを確認した。伝熱面を溝形状とすることにより機能化を図った。溝は矩形形状とし、溝深さ、溝頂部幅、溝底部幅はそれぞれ、2mm
2mm2mm、3mm3mm3mm、および、2mm3mm2mmであった。溝付き伝熱面熱流束はいずれの場合も平面金メッキ伝熱面の場合の熱流束より向上した。溝形状が2mm2mm2mmの条件では溝の頂部と壁面が金メッキされている場合の熱伝達向上化が最も高く、向上化率は1.53であった。また、溝頂部幅を広くすることは伝熱面を平面に近付けることを意味し、熱伝達向上化への方向性としては適切ではないことが判明した。溝頂部を作り、また、溝窪みに凝縮水を集めたことで、溝頂部をより蒸気へさらす結果となり、熱伝達向上化へ繋がったと考えられる。
井戸村 泰宏; 足立 将晶*; 五來 一夫; 鈴木 喜雄; Wang, X.*
プラズマ・核融合学会誌, 79(2), p.172 - 187, 2003/02
これまで数値トカマク実験(NEXT)研究計画の下でさまざまな流体コード,粒子コード、あるいは、ハイブリッドコードが開発されてきた。これらのコードには高性能プロセッサー,高速ストレージシステム、及び、高速並列可視化システムから構成されるシミュレーション環境が必要とされる。本論文では、こういった観点から原研Origin3800システムの性能を検証した。性能評価においては、代表的な粒子コードと流体コードは512プロセッサーを用いた並列計算で
%という実効性能が示された。I/OについてはStorage Area Network (SAN)による高速並列データ転送が実現している。並列可視化処理システムに関しては、以前のワークステーションに比べて飛躍的に高速な大規模データの可視化処理が可能になっている。このように原研Origin3800システムでは非常に先進的なシミュレーション環境が実現している。また、最近では遠隔ユーザの利便性を向上するためにストレージグリッドの開発を進めている。ストレージグリッドはSANと波長分割多重伝送装置(WDM)の組み合わせにより構成される。初期テストにより、ストレージグリッドでは従来のデータ転送手法と比較して飛躍的に高速なデータ転送(
Gbps)が広域ネットワークを経由して可能であることが示された。
井戸村 泰宏; 足立 将晶*; 鈴木 喜雄; Wang, X.*
サイエンティフィック・システム研究会平成14年度科学技術計算分科会第1回会合資料, p.43 - 59, 2002/08
那珂研究所では、大規模シミュレーションにより核融合プラズマ中で展開している複雑現象を再現し、その物理的解明を図ることを目的として、平成8年度より数値トカマク(NEXT)研究を推進している。本計画では、このような核融合プラズマシミュレーションを支える計算機として、平成13年度にOrigin3800システムを導入した。本報告では大規模並列シミュレーションから高速並列可視化処理にいたる一連の処理過程におけるOrigin3800システムの使用事例、及び、性能評価について紹介している。
WILLIAM S.DERSHO*; 吉添 誠*
JNC TJ8440 2000-001, 408 Pages, 2000/02
JNC-TJ8440-2000-001.pdf:21.62MB
本報告書は、平成11年度にGolder社が実施した亀裂ネットワークモデルと性能評価を記述するものである。本業務の主たる目的は、JNC殿の第二次取り纏め報告書用の性能評価に関わる技術面での支援並びに同性能評価のレビューを行うとともに、JNC殿のエスポ・プロジェクトにおける技術支援を実施することであった。性能評価面での主たる成果として、PAWorksパスウェイの解析、ソフトウェアの技術的記述、検証及び性能評価の可視化が挙げられる。エスポ・プロジェクトでの技術支援としては、Task4におけるTRUE-1岩体ブロック中吸着性トレーサーの移行に関わる予測モデル、並びにTask5におけるエスポ島の水理地質・地化学統計モデルの作成が含まれる。Golder社の平成11年度業務の詳細な情報は、本報告書の付属書に記されている。
Dershowitz, W.*; Doe, T.*; Shuttle, D.*; Eiben, T.*; Fox, A.*; Emsley, S.*; Ahlstrom, E.*
JNC TJ1400 99-012, 582 Pages, 1999/02
本報告書は、亀裂流動モデルの開発と性能評価への適用性に関する平成10年度のGolder Associates Inc.の研究結果を報告するものである。平成10年度のGolder Associatesの研究目的は、第2次取りまとめ(性能評価報告書)に理論的及びモデリングについて支援することである。加えて、Golder AssociatesはJNCのAspoプロジェクトについて技術的にサポートする。性能評価の支援のための主な研究は、流れと移行のシミユレーション、移行経路の簡素化の解析、掘削影響領域による影響の調査、ソフトウェアの検証及び比較検証、モンテカルロシミユレーションの信頼性の解析である。また、フィックの拡散のアルゴリズムを、Laplace Transform Galerkin solute transportに適用したアルゴリズム改良を施した。Aspoプロジェクトに対する支援項目は、TRUE-1での岩石ブロック中での収着性トレーサの移行予測のためのモデリング、TASK5での1kmスケールの地化学的な移行経路解析、TRUEブロックスケール試験のデータ解析と試験計画である。技術的情報については、本報告書に示した。
内海 隆行*; 功刀 資彰
Comput. Model. Simul. Eng., 1(4), p.452 - 476, 1996/11
微分代数的CIP(Differential Algebraic Cubic-Interpolated Propagation)法をMaxwell方程式等の2次波動方程式に適用し、高精度かつ安定な数値解が得られることを示す。2次波動方程式の解析条件としてDirichlet型、Neumann型、Absorbing型境界条件に対しても定式化を行い、1次元、2次元空間における解を解析解と比較した。また、Burgers'方程式、KdV方程式のような典型的な1次波動方程式に対する適用の結果を示し、DA-CIP法が一般的な双曲型偏微分方程式の数値解法であることを示す。
安藤 真樹; 三澤 毅*; 代谷 誠治*
Annual Reports of the Research Reactor Institute, Kyoto University, 26, p.118 - 124, 1993/00
京都大学臨界集合体(KUCA)では、金線の放射化反応率分布を測定する場合、燃料体間のギャップ中に金線を挿入して行う。このようにして得た測定値と、均質化断面積を用いた計算値との間には、炉心・反射体境界近傍から反射体中にかけて大きな差が見られた。そこで本研究では、モンテカルロ計算コードKENO-IVを用い、ギャップ中と均質化媒質中の金線反応率分布を計算し、中性子のストリーミング効果を調べた。その結果、これまで実験値と計算値との比較において特徴的に見られた不一致の原因が、中性子のストリーミングであることがわかった。
土橋 敬一郎; 石黒 幸雄; 金子 邦男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(1), p.16 - 27, 1985/00
被引用回数：11 パーセンタイル：78.56(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の燃料ブロックにみられるような二重非均性のある体系における共鳴積分を評価するために空間分割を一元的に指定することによる直接的衝突確率法が開発された。ここではある巨視的な領域のなかのある微視的な領域は多領域格子のなかの一領域にように扱われる。衝突確率行列のうちの巨視的領域に対応する要素は微視的領域に対する衝突比により分割される。衝突比を決定する吸収体の遮蔽因子に対する幾つかのモデルが提案された。共鳴積分はE
130.7eVのエネルギー範囲で、得られた衝突確率を用いて減速方程式を解くことにより計算される。すべてのモデルが実用上殆ど同じ結果を与えることが示された。金でできた粒子の粒子構造による共鳴積分の遮蔽効果を求めた実験値との満足できる一致が得られた。
浅野 芳裕; 吉田 真
保健物理, 19, p.341 - 347, 1984/00
中性子測定器の精度を維持するためには、国家標準とトレーサビリティを確保した標準中性子場を整備することが必要である。日本原子力研究所では、黒鉛パイルを用いて放射線防護機器と日常校正するための標準熱中性子場を作製した。この熱中性子場は比較的大きな等方照射場と平行ビーム状照射場を持つ。熱中性子フルエンス率の測定は、金箔誘導放射能の絶対測定を用いて行なった。この結果、測定誤差が2%以内の校正用熱中性子照射場を得た。電総研と金箔誘導放射能の絶対測定を通じて、熱中性子フルエンス率を比較測定し校正用熱中性子場のトレーサビリティを確保した。この結果、2%以内の誤差で国家標準を移行できることがわかった。
H(d,n)
He neutron source by total absorption method using water bath中島 雅; 東條 隆夫; 山口 博司; 近藤 眞
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(8), p.491 - 501, 1975/08
被引用回数：0高速中性子源の中性子強度の測定に際し、定常または非定常な場合、従来から水(減速)・金(放射化)方法がある。本報ではこれをさらに拡張し、強度の時間変化の大きい非定常な高速中性子源にも使えるようにした。コックロフト・ワルトン型加速器のD(d、n)He中性子源をえらび、上記方法を適用して、中性子強度の測定を行なったときの結果が記載されている。本報では2つの中性子検出器を用い、一つは水槽内の定点で熱中性子束の時間変化を、他は源まわりの熱中性子束空間分布を測定し、これから中性子釣合式で強度を決定する。この際、強度の絶対値を確定するため、後者の検出器の較正を必要とする。その手段としてここに提案されたのは、在来のように別途定常中性子源で作った熱中性子場を利用せず、本実験実施中に水槽内の定点で金箔中に生成した誘導放射能を新しい生成方程式で求め、これから直接に検出器の較正を行なう方式である。
高村 三郎; 前田 裕司; 奥田 重雄
Journal of the Physical Society of Japan, 26(5), p.1120 - 1124, 1969/00
抄録なし
川崎 了; 阪井 英次
Journal of Nuclear Science and Technology, 4(6), p.273 - 277, 1967/00
被引用回数：8抄録なし
亀本 雄一郎; 岡田 実
Nature, 197(4864), p.278 - 279, 1963/00
抄録なし
坂本 道仁*; 若杉 圭一郎*; 樺沢 さつき; 山口 正秋
no journal, ,
地層処分の安全評価においての隆起・侵食による影響は、初期の地形や隆起速度、処分場の位置などにより異なる。本研究では隆起侵食速度のばらつきを考慮した処分場深度変遷の定量的評価を行うとともに、これに基づく核種移行解析を通じて隆起・侵食の安全評価への影響を検討した。
