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Bottino, A.*; Angelino, P.*; Allfrey, S. J.*; Brunner, S.*; Hatzky, R.*; 井戸村 泰宏; Jolliet, S.*; Sauter, O.*; Tran, T. M.*; Villard, L.*
Theory of Fusion Plasmas, ISPP21, p.75 - 86, 2004/00
非線形静電的グローバルPICコードORB5は実MHD平衡において、断熱的電子応答を仮定してジャイロ運動論的Vlasov-Poisson系を解析する。最適化粒子配分法と適応幅ジャイロ平均アルゴリズムの実装により、現バージョンのコードは非常に優れて粒子・エネルギー保存特性を有する。この基本的な保存特性は数値シミュレーションの質を測る量として重要である。論文ではExB帯状流と平行速度非線形性を含めた静電的無衝突微視的不安定性のシミュレーション結果をCHEASEコードから得られた実MHD並行配位において初めて示す。
Jolliet, S.*; Angelino, P.*; Bottino, A.*; 井戸村 泰宏; Villard, L.*
Theory of Fusion Plasmas, ISPP21, p.345 - 351, 2004/00
グローバル粒子シミュレーションはイオン系乱流の時間発展を解析するうえで非常に有効な手法であるが、非常に計算コストが高い。このため、より洗練されたシミュレーションを実現するためには、さらにコードを最適化する必要がある。論文ではVlasov方程式を円柱座標(r,z)で解き、Poisson方程式を磁束座標(r,
)で解くLORB5コードに関して、どちらの方程式も単一の磁束座標(s,
)で取り扱うモデルを提案する。ここで、はstraight-field-lineポロイダル座標を示す。磁気軸での特異性を避ける手法、Cycloneパラメータを用いたベンチマークについても報告する。
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。
新谷 文将; 秋元 正幸
JAERI-M 91-071, 53 Pages, 1991/05
炉心の冷却条件の変化が無視できるような体系での反応度事故時の炉出力と燃料温度挙動を、制御棒駆動系の特性を考慮して解析できる高速計算コードSHETEMPを作成した。本コード開発の目的は原子炉設計や安全審査計算で要求される数多くのパラメータ計算を行うことのできる高速計算コードを提供する事である。本コードは原子炉過渡熱水力解析コードALARM-P1に組み込まれていた一点近似核動特性と非定常一次元熱伝導計算モデルに新たに炉出力を制御するモデルを追加したものである。本コードの妥当性は本コードの計算結果と解析解との比較により確認した。また、サンプル計算から本コードは上記の要件を満足できることが分かった。本報はコードマニュアルとして作成したもので、解析モデル、使用法等を記した。
中島 健; 大西 信秋
JAERI-M 85-212, 56 Pages, 1986/01
溶液燃料体系の動特性コードAGNES(Accidentally Generated Nuclear Excursion Simulation code)を開発した。本コードでは反応度フィードバックとして放射線分解ガスポイドの効果を考膚している。本報では放射緑分解ガスポイドモデルの概要とAGNESコードの概要および使用法について述べた。また、溶液燃料を用いた原子炉の過渡実験のベンチマーク計算により、本コードの計算結果が実験結果と良く一致することを示した。
石島 清見; 稲辺 輝雄
JAERI-M 84-203, 67 Pages, 1984/11
原子炉制御系を含むNSRRの動特性シュミレーションを行うために、NSRRディジタル・シュミレータを開発した。本プログラムは、アナログ計算機と同等の機能を有するプログラム、ANACOMとNSRRの動特性解析用プログラム、EXCURS-NSRRを結合したものである。ANACOMは汎用性を有するプログラムであり、他の動特性プログラムとの結合も容易である。また、アナログ計算機の使用経験があれば容易に入力データが作成できると共に、アナログ計算機の各種の欠点を克服している。本プログラムを用いたサンプル計算の結果、NSRRの炉特性改良に伴う原子炉制御系の変更に関し貴重な知見が得られ、NSRRディジタル・シュミレータは十分に実用に耐える性能を有することが示された。
伊勢 武治
JAERI-M 6853, 80 Pages, 1976/12
空間依存動特性計算コ-ドのベンチマ-クおよびコ-ド開発の指針を得る為に、1点近似法及び準静的近似法による数値解法とベンチマ-クテストの現状が調べられ、その評価が成された。1点近似法ではPode型法が安定な数値解を与えるが、より高精度の改良型も有る。マトリックス分解法は直接法への拡張ができると言う点で魅力的な方法である。準静的近似ではIQ法が最良であり、直接法に比べて1桁程少ない計算時間が期待できる。また、精度が高く安定でもある。熱中性子炉に対しても高速炉に対しても適用できるが、特に高速炉に対して良い近似である。2次元拡散に基づく計算コ-ドが、3次元拡散及び2次元輸送に基づくものに比べて、実用性と言う点で最適である。いづれにせよ動特性コ-ドでは静特性計算が必ず伴なうので、この方面の数値解法の開発が切に望まれる。
八田 昌久*; 谷 雄太郎*; 江崎 正弘; 三竹 晋
JAERI-M 6065, 66 Pages, 1975/03
本報告書は、発電用高温ガス冷却炉の炉心およびプラント動特性の予備調査を目的とした、フルトン原子力発電所の原子炉プラントの特性解析の報告である。なお、本炉は将来の発電炉の標準となる特性を持つと考えられる。解析手法として、核熱結合原子炉動特性解析コードとプラント動特性解析コードを使用した。解析項目として、(1)初期燃焼炉心においての最大反応度価値をもつ1対の制御棒引き抜き、(2)主循環機停止、および(3)負荷喪失に伴なう給水流量瞬時低下、等をとりあげた。解析によると、フルトン型の高温ガス冷却炉は制御棒引き抜きおよび完全な炉心冷却喪失時での温度変化は緩やかである。したがって、「ATWS」および「LFCA」に関しての対策が容易であることが解った。
朝岡 卓見; 中原 康明; 伊勢 武治; 筒井 恒夫; 西田 雄彦; 堀上 邦彦; 藤村 統一郎; 出田 隆士; 鈴木 忠和
JAERI-M 5557, 32 Pages, 1974/02
原子炉計算コードの大型化、多様化に伴い、それらの適用性、有効性あるいは精度の評価のためベンチマーク・テストが要求されている。ベンチマーク・テストには、実験の解析による核断面積などのチェックのテストもあるが、本報では数値解析の立場からのテストのみを扱う。この際には誤差評価ずみのいわゆる厳密解を基準とするわけで、テストのためのベンチマーク問題もその観点からえらばれなければならない。当面の興味の対象として、中性子とガンマ線の輸送を扱うモンテ力ルロ、S
、拡散近似、およびこれらの方法による空間依存動特性の代表的計算コードがえらばれた。そして、現在までに各国で実施された、これらコードの性能テストの総括と評価をした。特に1次元Sコードについては、計算に適している角度求積法とSの近似オーダー、および計算時間についての一般的結論を得た。