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多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 長家 康展
JAEA-Data/Code 2022-009, 208 Pages, 2023/02
JAEA-Data-Code-2022-009.pdf:3.87MB
核データ処理コードは評価済み核データライブラリと核計算コードを繋げる重要な役割を担っている。日本原子力研究開発機構はJENDLやENDF/B、JEFF、TENDLなどの評価済み核データライブラリーを処理するため、2013年より核データ処理コードFRENDYの開発を行っている。FRENDY第1版は2019年にリリースされた。FRENDY第1版では、PHITSやSerpent、MCNPなどの連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの生成が可能である。FRENDY第2版では、多群の中性子断面積をACEファイルから生成可能になった。また、そのほかの主な改良点は、(1)非分離共鳴領域の断面積の自己遮蔽効果を取り扱う確率テーブルの統計的不確かさの定量化、(2)連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた不確かさ解析のためのACEファイルの摂動、(3)ENDF-6形式の核データファイルの編集、の三点である。本報告書ではFRENDYで用いられている核データ処理手法とFRENDYの入力について説明する。
長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸
JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06
高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。両コードは正確な物理モデル,詳細な幾何形状表現法,分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル,幾何形状表現法,新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。
塙 悟史; 伊与久 達夫
JAERI-Data/Code 2001-021, 150 Pages, 2001/08
JAERI-Data-Code-2001-021.pdf:6.16MB
炉心耐震解析コード「SONATINA-2V」は、六角柱状の黒鉛ブロックが積層されたHTTR炉内黒鉛構造物の地震時の挙動を解析するコードである。本コードは、本体プログラムの他にSONATINA-2Vへの入力データを作成するためのプリ・プロセッサー及び解析結果のデータ処理,図形処理等を行うためのポスト・プロセッサーから構成される。「SONATINA-2V」コードは、原研の大型計算機「MSPシステム」にて稼働するよう開発されたものであるが、計算機の技術進歩に伴い大型計算機「MSPシステム」が廃止されたため、コードを原研のUNIX機「SR8000」で稼働できるよう本解析コードの改良及び整備を行った。本書は、UNIX機で稼働する「SONATINA-2V」の使用方法についてまとめたものである。
高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄
JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB
原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。
山本 信夫
JAERI-Data/Code 99-023, 65 Pages, 1999/04
JAERI-Data-Code-99-023.pdf:2.6MB
原子力発電プラントデータベースは、原子炉設置許可申請書を情報源として、国内の軽水型原子力発電所50基分の設計情報をデータベース化したものであり、平成7年度に日本原子力研究所大型計算機版を公開した。今回構築したインターネット版は、大型計算機版の格納情報のうち、「原子炉設置許可申請書・添付書類八 原子炉施設の安全設計に関する説明」に関する部分について、インターネットを通じて情報を提供できるようにしたものであり、設備や機器の形状、寸法、性能などの64,000点の情報を格納している。本報告書は、本インターネット版のデータベース構造、プログラム仕様、検索機能についてまとめたものである。
山野 直樹
JAERI-M 84-038, 116 Pages, 1984/03
遮蔽安全解析のための多群定数ライブラリをENDF/B-IVより作成した。このライブラリは代表的な遮蔽材料における超微細群定数、微細群定数、二次元ガンマ線生成断面積及び実効巨視的断面積より成っている。温度依存性については300
、560及び900Kを考慮した。散乱断面積の角度依存性は従来の有限項Legendre展開法に替り、新たな直接角度表示(DAR)法を採用した。本ライブラリJSD1000は直接アクセスデータベースDATA-POOLに格納されており、DATA-POOLアクセス パッケージによって取扱われる。本ライブラリの3824群中性子超微細群定数及び中性子100群、ガンマ線20群群定数は原子力施設の遮蔽安全解析に適用可能である。本報告にはJSD1000ライブラリの詳細な仕様及び取扱方法が述べられている。
井上 修二; 藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 西田 雄彦
JAERI-M 82-095, 238 Pages, 1982/09
JSSLは日本原子力研究所で開発あるいは整備したサブルーチンを集めたものであり、次の15分野(特殊関数、線形計算、固有値・固有ベクトル、非線形計算、数理計画法、極値問題、変換、関数近似、数値微積分、微積分方程式、統計、物理問題、入出力、作図、システム関数)に分類されている。本報告はその改定版の使用手引書である。この度の改定版では、主に数理計画法、統計の分野が拡充されている。これにより、全ての分野のサブルーチンがほば集大成されたと見てよい。しかし今後ともよりよいものへと拡充してゆく必要はある。
内藤 俶孝; 鶴田 新一郎*; 松村 哲夫*; 大内 全*
JAERI-M 9396, 150 Pages, 1981/03
多群定数ライブラリMGCLを処理するために、コードシステムMGCL-PROCESSORが開発された。このコードシステムで処理されたデータは、実効増倍係数や中性子束分布の計算のために使用されるモンテ・カルロ・コード、Snコード又は拡散コード等の中性子輸送コードのための核断面積セットとして使用される。それ故、このコードシステムは臨界安全性を評価したり、原子炉の性能解析のためのコードシステムの中に組込まれている。この報告書は、このコードシステムのための利用手引である。
小山 謹二; 田代 晋吾; 南 多善*; 筒井 恒夫; 出田 隆士; 宮坂 駿一
JAERI-M 6954, 42 Pages, 1977/02
1次元輸送計算コ-ドANISNは、散乱の異方性を高次のルジャンドル展開頃まで扱う事ができ、遮蔽解析に広く使用されている。遮蔽計算への適応性を高め、使い易くするために、ANISNに 1)検出器のレスポンスから反応率の空間分布を計算する。2)中性子およびガンマ線のエネルギー・スペクトルの空間依存性を考慮し、任意の領域の平均断面積を作成する、そして3)エネルギー・スペクトル、反応率の空間分布の作図、などに代表される機能を追加した。この報告は、ANISN-JRのユーザー・マニュアルとして書かれたものであり、種々のオプションを使用するために必要な入力データと、その定義を纏めている。