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寺島 顕一; 奥村 啓介
Journal of Advanced Simulation in Science and Engineering (Internet), 8(1), p.73 - 86, 2021/03
In 2021, fuel debris samplings are planned to start as part of a step-by-step process at the Fukushima Daiichi nuclear power station. The dose rate of the fuel debris for safety treatments of the fuel debris should be predicted. However, various elements are mixed in the fuel debris, and thus predicting the dose rate will be challenging. Therefore, we conducted a large number of Monte Carlo radiation transport simulations for cases where parameters such as fuel debris size, composition, and density were significantly changed. Consequently, we obtained a simple and analytical formula that can predict the dose rate using a minimum number of parameters.
阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04
The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO
) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients (
2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.
Malins, A.; 町田 昌彦; Vu, TheDang; 相澤 一也; 石田 武和*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 953, p.163130_1 - 163130_7, 2020/02
被引用回数：6 パーセンタイル：60.71(Instruments & Instrumentation)Radiation transport simulations were used to analyse neutron imaging with the current-biased kinetic inductance detector (CB-KID). The PHITS Monte Carlo code was applied for simulating neutron, 
He, 
Li, photon and electron transport, 
B(n,
)Li reactions, and energy deposition by particles within CB-KID. Slight blurring in simulated CB-KID images originated He and Li ions spreading out in random directions from the B conversion layer in the detector prior to causing signals in the 
and 
superconducting Nb nanowire meander lines. 478 keV prompt gamma rays emitted by Li nuclei from neutron-B reactions had negligible contribution to the simulated CB-KID images. Simulated neutron images of B dot arrays indicate that sub 10 
m resolution imaging should be feasible with the current CB-KID design. The effect of the geometrical structure of CB-KID on the intrinsic detection efficiency was calculated from the simulations. An analytical equation was then developed to approximate this contribution to the detection efficiency. Detection efficiencies calculated in this study are upper bounds for the reality as the effects of detector temperature, the bias current, signal processing and dead-time losses were not taken into account. The modelling strategies employed in this study could be used to evaluate modifications to the CB-KID design prior to actual fabrication and testing, conveying a time and cost saving.
古田 琢哉; 佐藤 達彦; 小川 達彦; 仁井田 浩二*; 石川 顕一*; 野田 茂穂*; 高木 周*; 前山 拓哉*; 福西 暢尚*; 深作 和明*; et al.
Proceedings of Joint International Conference on Mathematics and Computation, Supercomputing in Nuclear Applications and the Monte Carlo Method (M&C + SNA + MC 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/04
粒子・重イオン輸送計算コードPHITSには計算時間短縮のために、二種類の並列計算機能が組み込まれている。一つはメッセージパッシングインターフェイス(MPI)を利用した分散メモリ型並列計算機能であり、もう一つはOpenMP指示文を利用した共有メモリ型並列計算機能である。それぞれの機能には利点と欠点があり、PHITSでは両方の機能を組み込むことで、利用者のニーズに合わせた並列計算が可能である。また、最大並列数が8から16程度のノードを一つの単位として、数千から数万というノード数で構成されるスーパーコンピュータでは、同一ノード内ではOpenMP、ノード間ではMPIの並列機能を使用するハイブリッド型での並列計算も可能である。それぞれの並列機能の動作について解説するとともにワークステーションや京コンピュータを使用した適用例について示す。
玉置 等史; 濱口 義兼; 吉田 一雄; 村松 健
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
原研では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この手順は4つの手順で構成され、第1ステップであるハザード分析は、この手順を特徴付けるものであり、残りのステップは原子炉施設のレベル1,レベル2PSAに対応する。本報告の主であるハザード分析では、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、抽出した異常事象候補の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、これら2軸で表現される選別用リスクマトリクスを用いてリスク上有意な寄与を与える異常事象を選別する。異常事象候補の発生頻度評価のうち、臨界事象については、管理の逸脱が直ちに臨界に至ることはないため、サクセスクライテリアの把握が必要である。また、臨界管理のためにコンピュータ化されたシステムが導入されつつあり、これらの信頼性の評価が課題であった。そこで、臨界計算によりサクセスクライテリアを求め、逸脱にかかわる管理システムの故障モード分析の結果をもとに、発生頻度を評価する方法を提案した。これらの方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
アクチノイド科学研究グループ
JAERI-Conf 2005-008, 216 Pages, 2005/09
JAERI-Conf-2005-008.pdf:35.12MB
この報告書は、2004年12月20日に日本原子力研究所(JAERI)の東海研究所で開催された第4回「溶融塩技術と計算シミュレーション」ワークショップの講演報文集である。このワークショップの目的は、国内の専門家間で溶融塩技術と計算シミュレーションに関する情報及び意見を交換し、この研究分野での現状,将来の研究について議論することにある。講演発表は14件(基調講演1件含む)であり、ワークショップ参加者は約55名であった。本報文集はこれら発表論文を収録するとともに、パネルディスカッションの議事録をまとめたものである。
宮本 幸博; 酒巻 剛*; 前川 修*; 中島 宏
JAERI-Tech 2004-054, 72 Pages, 2004/08
本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の放射線安全管理設備としてLAN-PLC方式放射線モニタを導入するにあたり機器仕様の標準化を図るため、その標準規格を大強度陽子加速器施設開発センターとしてまとめたものである。LAN-PLC方式放射線モニタは、現場に配置される検出端・測定系とPLCシステムにより構成される放射線監視盤をLANで接続する形態の放射線モニタリングシステムである。本規格を作成するにあたっては、従来規格の拡張及び国際標準規格への準拠という観点を重視した。本規格により、各構成機器について、互換性,保守性及び生産性の向上が期待される。
中島 憲宏; 木村 英雄; 樋口 健二; 青柳 哲雄; 鈴木 喜雄; 平山 俊雄; 矢川 元基
第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.117 - 120, 2004/06
原子力プラントの安全・安心ソリューションとして、より確実な担保が求めらている。発電プラント全体を組立品として安全解析するシステムを並列分散コンピュータ(グリッド・コンピューティング)上で開発した。弱連成を主体とした構造-流体-熱問題をシミュレーションできる環境を実現した。これにより原子力の設計・安全基準などへの計算科学による裏づけを与え、安全・安心な技術を支援する。
樋口 健二; 今村 俊幸*; 鈴木 喜雄; 清水 大志; 町田 昌彦; 大谷 孝之; 長谷川 幸弘*; 山岸 信寛*; 木村 和幸*; 青柳 哲雄; et al.
Lecture Notes in Computer Science 2858, p.245 - 257, 2003/00
日本国内の研究機関共同によるグリッド・プロジェクトのためのミドルウェアのプロトタイプが開発された。このミドルウェアには、仮想研究室の構築に不可欠のいくつかのキーテクノロジが実装され、実際に運用されている計算機・ネットワーク・システム上でその技術検証がなされた。また、いくつかの科学技術計算の応用プログラムが当該ミドルウェア上で既に稼働している。これら一連の結果は、日本のサイエンス・グリッドの分野にとって大きな進歩である。
宮本 幸博; 池野 香一; 秋山 茂則*; 原田 康典
JAERI-Tech 2002-086, 43 Pages, 2002/11
大強度陽子加速器施設の放射線防護上の特徴と、放射線安全管理設備を設計するうえでの基本的な考え方についてまとめた。大強度陽子加速器施設は、世界最高強度の高エネルギー陽子加速器を中核とした大規模複合施設であり、施設固有の特徴を多く有している。本報告では、大強度陽子加速器施設の特徴を考慮のうえ、整備すべき放射線安全管理設備の仕様について議論した。
鈴木 光弘
JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB
本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。
横川 三津夫; 斎藤 実*; 石原 卓*; 金田 行雄*
ハイパフォーマンスコンピューティングと計算科学シンポジウム(HPCS2002)論文集, p.125 - 131, 2002/01
近年のスーパーコンピュータの発展により、ナビエ・ストークス(NS)方程式の大規模な直接数値シミュレーション(DNS)が可能となってきた。しかし、乱流現象の解明とそのモデル化のためには、さらに大規模なDNSを行う必要がある。ピーク性能40Tflop/sの分散メモリ型並列計算機である地球シミュレータを用いて、大規模なDNSを行うためのスペクトル法を用いたDNSコード
を開発し、既存コードとの比較により本コードの妥当性を検証した。格子点
,1APでの逐次版の実効性能は約3.72Gflop/sが得られた。また、並列版の実効効率は、単体ノードにおいてプロセッサ数にほぼ比例し、AP8台で7倍近い速度向上が得られた。8台のマルチノード環境では、ノード数の増加に伴い速度向上率が低下するが、格子点数
に対しピーク性能の25%の実効性能が得られた。
島川 聡司; 田畑 俊夫; 小向 文作
JAERI-Data/Code 99-045, p.31 - 0, 1999/11
JAERI-Data-Code-99-045.pdf:1.22MB
従来、動特性解析に用いられてきたアナログ計算機に替わるものとして、複雑な反応度印加条件に対して簡易かつ迅速に解析可能なデジタル計算機用プログラム「REARA (REActivity Response Analyses program)」を開発した。このプログラムでは、自動制御棒効果や温度フィードバック効果などを考慮した解析、パルス中性子打込みに対する応答解析が可能となっている。本プログラムの解析結果の妥当性は、アナログ解析結果と比較することにより確認した。このプログラムを使用することにより、計算準備作業にかかる時間を飛躍的に節約することができる。また、原子炉運転員の訓練時に、動特性シミュレーションプログラムとしても利用できる。
高橋 博樹; 新井 信義; 山本 和喜; 頼経 勉
JAERI-Conf 99-006, p.125 - 130, 1999/08
JRR-4では、1996年2月から1998年5月にかけて、高濃縮燃料から低濃縮燃料への炉心改造作業を行った。この改造工事の一環として、計測システムと主制御盤の更新を行い、それにあわせて新たに運転支援システムを設計・製作した。このシステムは、運転員の負荷軽減、誤操作防止、利用者へのデータ提供などを目的としている。このシステムの開発により、一括集中監視、運転の一部自動化、データ管理などが実現された。また、冷却計測制御系統のコンパクト化もされた。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 98-018, 109 Pages, 1998/05
JAERI-Data-Code-98-018.pdf:2.65MB
放射性物質輸送・貯蔵容器の熱・構造解析コードシステムCASKETについて記述したものである。CASKETは輸送・貯蔵容器の放熱や火災時の熱伝導計算用2次元解析及び落下衝突計算、さらには地震時のロッキング振動計算のための簡易解析コードを集めたものである。CASKETには計算に必要なデータ:伝熱解析用データ、構造解析用データ、フィンエネルギー吸収データが付属している。本コードシステムを構成しているコード及びデータライブラリーはそれぞれ別途JAERI-Data/Codeとして報告されている。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-036, 47 Pages, 1997/09
JAERI-Data-Code-97-036.pdf:1.07MB
放射性物質輸送容器の貫通解析では、詳細計算プログラムを使用しているが、多くの計算費用と計算時間が必要である。この費用と時間を少なくするために、簡易計算プログラムPUNCTUREを開発した。PUNCTUREはOnatの理論と浅田の研究に基づく円板の静的弾塑性解析法に基づいている。PUNCTUREでは容器の加速度、貫通板の変形、貫通棒の応力と変形を計算できる。PUNCTUREの主要な特徴は次の通りである。(1)計算モデルは次の3種類を選択することができる。完全固定円板曲げモデル、単純支持円板曲げモデル、完全固定円板膜モデル。(2)計算結果は図形表示できる。(3)大型計算機、ワークステーション、パーソナルコンピュータの3種類のバージョンが用意されている。本報告書は計算手法、ベンチマーク計算結果、入力データ等のユーザーズガイドについて記述されている。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-035, 83 Pages, 1997/09
JAERI-Data-Code-97-035.pdf:1.94MB
放熱用フィン付き放射性物質輸送容器の落下衝突解析では、フィンの塑性変形量に対するフィンエネルギー吸収データを用いている。このエネルギー吸収データは、オークリッジ国立研究所(ORNL)及びカナダのモンセルコ社(MONSERCO)の実験によって得られている。落下衝突時の最大加速度とフィンの最大変形量を計算するプログラムFINCRUSHのデータライブラリー作成プログラムFINLIBを作成した。FINLIBの主要な特徴は次の通りである。(1)ORNLとMONSERCOのデータから、FINCRUCHのデータを作成するのみならず、データの相互比較を容易に行える。(2)データを図形表示できる。(3)大型計算機以外にもワークステーション及びパーソナルコンピュータ版も用意した。本報告書はFINLIBのデータ、計算プログラム及び入力データ等のユーザズガイドについて記述している。
久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(8), p.760 - 770, 1997/08
被引用回数：2 パーセンタイル：23.04(Nuclear Science & Technology)核及び熱流力分野の炉心解析計算を伴う新型原子炉の炉心概念設計を支援する知的原子炉設計システムIRDSを開発した。本システムは以下のような特徴を持っている。1)定常及び燃焼問題に関する種々の設計タスクを網羅するため種々の計算コードを組み込んでいる。2)組みこまれた全ての計算コードに必要となる全ての情報をデータベースに一元管理している。3)非専門家にとっても容易に設計プロセスを進めることができるよう、数種のデータベース及び知識ベースが参照される。4)対話形式ノウラフィカルユーザーインターフェースを通じて、システムとコミュニケーションをとるマンマシンインターフェースを備えている。5)最適化・満足化プロセスを支援するため、設計要求や設計許容規準を満足する設計パラメータの範囲で定義される設計窓を自動的に探索する機能を組み込んでいる。本システムを新型高速炉炉心の燃料ピン設計に適用し、その実用性を示した。
戸塚 俊之; 栗原 研一
JAERI-Tech 97-026, 47 Pages, 1997/06
近年の計算機技術の急速な進展を反映し、那珂研究所に設置の大型汎用計算機が撤去されワークステーションを用いて分散処理を行うシステムへとその構成が大きく変更されることとなった。そのシステムで核となるのは、解析計算やデータ管理を統括する複数のワークステーションである。この変更に伴い、大型汎用計算機に構成されていたJT-60実験データベースシステムについても新システムに対応して新たに開発する必要が生じた。従来の集中利用型のデータベースが5分散処理による新しいデータベースの開発を行った結果、大型汎用計算機から比べると比較的安価なUNIXワークステーションで構成されたハードウェアシステムの採用により、コストパフォーマンスに優れたJT-60実験データベースシステムの構築ができた。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-018, 61 Pages, 1997/05
JAERI-Data-Code-97-018.pdf:1.31MB
放熱用フィン付き放射性物質輸送容器の落下衝突解析では、ORNLのDavisによって得られたフィンの塑性変形量とエネルギー吸収データを用いて容易に加速度と変形を求めることができる。輸送容器の安全解析に必要な最大加速度と最大変形量を迅速に計算するためにFINCRUSHコードを開発した。FINCRUSHコードの主要な特徴は次の通りである。(1)円筒上の垂直フィン及び円板上のフィンを取り扱う。(2)計算結果及びフィンエネルギー吸収データの図形表示が可能である。(3)大型計算機、ワークステーション及びパーソナルコンピュータによって使用できる。本報は、計算方法、ベンチマーク計算及びユーザマニュアルについて記述されている。
