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桜井 淳; 野尻 一郎*
JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10
本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。
橘 晴夫; 関田 勉; 山口 武憲
JAERI-Data/Code 2003-002, 46 Pages, 2003/03
JAERI-Data-Code-2003-002.pdf:4.49MB
気象データ統計解析コードは、「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(昭和57年1月28日原子力安全委員会決定,平成13年3月29日一部改定)に基づく気象統計解析を行うものであり、原子炉施設の設置(変更)許可申請に伴う国の安全審査時における平常運転時及び想定事故時の線量評価用の気象データの統計解析に用いることができる。また、原子炉施設設置(変更)許可申請書の添付書類に記載する気象データ統計資料の図表等を作成することが可能である。本コードは、従来大型計算機用のコードとして開発し運用してきた気象統計解析コードを、処理の手軽さと汎用性を考慮したパーソナルコンピュータで計算可能とするために改良したものである。
桜井 淳; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 43(3), p.219 - 220, 2001/03
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会は、臨界事故を受けて、委員会で対応できる安全対策を検討した。その結果、核燃料サイクル施設従事者に対してパソコンに連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Bをインストールして代表的体系を解析する臨界安全教育プログラムの有効性を確認した。本稿では考え方と計算例について解説した。
桜井 淳; 久米 悦雄; 谷田部 茂*; 前川 藤夫; 山本 俊弘; 長家 康展; 森 貴正; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*
JAERI-Review 2000-034, 133 Pages, 2001/02
JAERI-Review-2000-034.pdf:7.69MB
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会主催「モンテカルロ計算夏季セミナー」は、2000年7月26-28日に日本原子力研究所東海研究所で実施された。参加者は大学・研究機関・企業から111名にも及び盛況であった。初級コースではノート型パソコンにMCNP-4B2及び付属ライブラリ,入力例をインストールし、モンテカルロ法基礎理論から計算演習まで行った。このようなセミナーは日本では最初の試みであるため、ここに実施概要及び講義,インストール,計算演習の内容について報告する。
桜井 淳; 久米 悦雄; 谷田部 茂*; 前川 藤夫; 山本 俊弘; 長家 康展; 森 貴正; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 42(10), p.1062 - 1065, 2000/10
日本原子力学会「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会主催の「モンテカルロ計算夏季セミナー」を実施した。大学・研究機関・企業から計111名の参加者があった。本稿においては、開催主旨、ノート型パソコンへの連結エネルギーモンテカルロ計算コードのインストールの技術的問題検討、セミナープログラム、計算メカ、参加者からのアンケート、今後の課題についてまとめた。今回は最初の読みであったため、実施上のさまざまな問題が生じたが、今後のために役立てていきたい。
月森 和之
JNC TN9400 2000-086, 103 Pages, 2000/08
JNC-TN9400-2000-086.pdf:3.67MB
「もんじゅ」2次系床ライナのナトリウム漏えい時の機械的健全性を評価するため、溶融塩型腐食による減肉を考慮した有限要素法による非弾性解析が行われている。ライナは薄板であるため、全体の変形を捉える上ではシェル要素モデルで十分であるが、局所的ひずみの取扱いには限界がある。一方、形状不連続部の局所的ひずみを精度良く扱うためには3次元ソリッド要素によるモデル化が必要となるが、実機モデル規模の解析を行うことは困難である。しかし、シェル要素による全体モデルの解析結果から境界条件を抽出し、それを3次元ソリッド要素による部分モデルの周辺境界条件として受け渡す手法が確立されれば、局所的ひずみを直接精度良く評価することが可能となる。本研究の目的は、構造不連続部における変位の受け渡しの際に問題となる要素の違いによる境界での変位の不整合を処理する手法を検討するとともに、これらの手法を組込んだインターフェース・プログラムを作成・検証し、「もんじゅ」の機械的構造健全性を評価するための非弾性解析に適用を可能にすることにある。得られた主な結果は次の通りである。(1)T字やL字コーナー部では2方向のシェル要素で囲まれる領域を定義し、距離に基づく重み関数を導入することにより、また、ライナプレートとフレームの接合部では4節点長方形板曲げ要素の内挿関数を利用して境界での変位の連続性が保たれるような処理の方法を提案した。(2)上記手法を組込んだインターフェース・プログラムの作成・検証を行い、FINASのシェル要素(QFLA4S)の解析結果から得られた変位がソリッド要素(HEX20)による部分モデルの周辺境界に受け渡たされていることを確認した。(3)「もんじゅ」2次系床ライナの減肉連動非線形解析に適用し、ひずみ防止リブ端の溶接部におけるひずみを直接評価して、シェル要素では厳密に捉えることが困難な局所的なひずみ挙動を求めることができることを示した。なお、本事例について、部分ソリッド要素モデルによる解析結果との比較から、シェル要素モデルによる解析結果はひずみを保守的に算出していることを確認した。
伊藤 和寛; 根本 昌明; 佐井川 拓也*; 助川 一弥*
JNC TN9410 2000-008, 66 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-008.pdf:1.39MB
高速実験炉「常陽」は、昭和57年に、照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来31サイクルの定格出力運転と13項目の特殊試験のための短期間運転及び8回の定期検査を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。この間、1次系ナトリウムは67回、2次系ナトリウムは81回、1次系カバーガスは75回、2次系カバーガスはオーバフロータンク及びダンプタンクから各89回のサンプリングを実施し、不純物濃度データを蓄積してきた。「常陽」MK-II炉心の集大成として、これらのデータ及びこれらに関連するプラントデータについてユーザが利用できるようにデータベースとして整備した。本データベースには、関連するプラントデータと「常陽」実機で測定した1次系ナトリウム及び2次系ナトリウム中の酸素、炭素、水素、窒素、塩素、鉄、ニッケル及びクロムを、1次カバーガス及び2次カバーガス中の酸素、水素、窒素、一酸化炭素、二酸化炭素、メタン及びヘリウムの濃度を収録している。これらのデータは、ユーザが利用しやすいようにその時の炉心状態と併せて収録した。
野村 俊文
保健物理, 35(1), p.127 - 135, 2000/03
高温工学試験研究炉(HTTR)の放射線管理モニタの設置にあたっては室内に漏洩する放射性ガス、ダストの監視に重点を置き、多数のサンプリング端を設けることとした。また、排気筒から放出するトリチウムの監視のために、膜分離型トリチウムモニタを設置して希ガスと分離した形で精度よく測定が行えるようにした。そのほか、音声型現場警報表示器を設置し過度の作業者の被ばくを防止するなどの工夫をしている。さらに、監視の強化と効率化をはかるために、放射線管理用の計算機システムを設置した。計算機システムは約20台のパソコンで構成したクライアントサーバシステムであり、OSにはウィンドウズNTを使用した。モニタ指示計のデータは10秒毎に収集し、原子炉建屋内各フロア及び放射線管理室等に設置したデータ表示用パソコンで監視画面等を表示できるようにした。また、AI開発ツールを使用した異常診断機能も設けた。
菊地 慎二*
JNC TJ7400 2000-013, 26 Pages, 2000/02
JNC-TJ7400-2000-013.pdf:1.25MB
核燃料サイクル開発機構では、超深地層研究所計画の一環として、地表から深度1000mまでの初期応力状態を把握することとしている。前年度までの業務では初期応力測定法のうち、最も信頼性の高いとされる応力解放法を用いて、深度1000mまで測定可能な3次元初期応力測定用のプローブを開発することとして、まずそのプローブの設計を実施した。本業務では、現在開発している測定用のプローブによって得られる測定ひずみから初期応力を計算するための解析プログラムを作成する。本プログラムは、フォートランを用いて計算し、計算結果は図化ソフトを用いて図示する。また、ウィンドウズ、マッキントッシュの両OSに対応できるようにしている。本プログラムは、携帯用のパソコンに内蔵可能であり、現場にて即、三次元主応力の取得が可能となる。
桜井 淳; 植木 紘太郎*; 内藤 俶孝*
日本原子力学会誌, 42(2), p.114 - 115, 2000/02
日本原子力学会会員のために、日本におけるモンテカルロ計算の現状を紹介する。モンテカルロ計算の拡大をめざし、学会研究専門委員会では、モンテカルロ計算夏季セミナーの開催準備中である。連続エネルギーモンテカルロコードMCNPやMVPをパソコンで利用できるようにする方針である。今後、モンテカルロ計算を積極的に促進する必要がある研究分野として、宇宙ステーションでの被曝評価、中性子や放射光を利用した物質科学研究が挙げられるが、10年以内にこれらの分野のモンテカルロシミュレーションを高精度で実現する方針である。
風間 武彦*; 橋本 卓*; 清藤 康司*; 吉川 淳一郎*; 金森 美和*; 小山 朝美*; 和栗 明美*
JNC TJ1450 2000-001, 160 Pages, 1999/12
JNC-TJ1450-2000-001.pdf:18.71MB
「高レベル廃棄物と地層処分」は、これまで様々な手法や手段が試みられてきたにも係わらず、国民に十分な理解か得られているとは言い難い。しかし、近い将来に高レベル廃棄物の地層処分を控えた我が国にとって、パブリック・アクセプタンス(PA)活動の重要性は、今後ますます高まると予想される。そこで、1997年度調査では、PA・教育手法の現状調査分析に基づいて、一層効果的なPA活動に資する手段を考案し、その概念設計を行った。さらに、設計の有効性を検証するためのプロトタイプ(システムおよびデータ)を作成し、そこで実現すべき機能を明らかにした。1999年度は、1998年度の業務で作成した「地層処分研究開発・第2次取りまとめ・第1ドラフト」の内容を紹介するための画像データ等を踏まえながら、「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発第2次取りまとめ-」の内容を紹介するための画像および音声データから構成されるシステム(PAツール)を作成した。
原田 康典; 笹本 宣雄; 坂本 幸夫; 黒澤 直弘*; 富田 賢一*
JAERI-Data/Code 97-013, 196 Pages, 1997/03
JAERI-Data-Code-97-013.pdf:4.59MB
加速器施設や放射性物質取扱施設では、法令に基づく使用許可申請書作成業務における作業者の被ばく評価や作業環境の健全性確保のための線源評価ならびに遮蔽計算が行われている。これらの評価は、大型計算機による解析が一般的であるが、小規模施設や放射線管理業務の現場から大型計算機へのアクセスは、効率的ではない。そこで最近の発達が目覚ましく、一般的に普及しているパーソナルコンピュータによる計算が可能なように、ORIGEN-2,QAD及びG33コードを本来の性能を損なわないように改良した。主な改良点は、次のとおりである。(1)会話形式による入力が可能となった。(2)計算のための入出力ファイルの保存が可能となった。(3)ORIGEN-2の計算結果を直接QAD及びG33に取込めるようになった。(4)計算結果の図形出力が可能となった。
大坪 章; 関口 信忠
PNC TN9520 95-002, 66 Pages, 1995/02
本解析コードSTEDFAST(Space,TErrestrial and Deep sea FAST reactor・gas tubine system)は、深海、宇宙及び地上でのコジェネレーション用の動力源として用いるガスタービン発電方式高速炉システムにつき、システムパラメータの最適値を得るためのものである。本解析コードの特徴は次の通りである。・対象とする高速炉システムは深海炉、宇宙炉、及び地上炉である。・作動流体としては1次系でNak,Na,Pb,Hg,Liを2次系でHeとXeの混合ガス(混合比は任意)を扱うことができ適用範囲が広い。・システムに含まれる機器のモデル化については、将来の詳細化が容易なるように、また過渡解析コード作成が容易なように配慮されている。・プログラム言語はMAC-FORTRANで、パソコンにより容易に計算可能である。本解析コードの作成により、システムに含まれる密閉ブレイトンサイクルの状態値が直ちに計算可能となると共に、サイクル熱効率に係わる数多くのパラメータの影響の把握及び最適化計算が可能となった。今後各種機器のモデルをより詳細化するとともに、更に将来においては、本解析コードをベースとして、過渡解析コードを作成する予定である。
渡邉 憲夫; 田村 一雄*
JAERI-M 93-120, 82 Pages, 1993/06
原子力発電所のPSAにおいて、系統の信頼性あるいは炉心損傷事故の発生頻度評価を効率的に行うために、原研では、パソコン(PC)上で稼働するレベル1PSAプログラムパッケージPC-REFTの開発を行っている。本報は、PC-REFTの構成プログラムの1つであるフォールトツリー作成支援プログラムPC-CREFTSの使用手引としてまとめたものである。PC-CREFTSは、PC画面上で対話形式によりフォールトツリーを作成・編集する機能、ツリー構造の整合性や機器故障率データの欠落をチェックする機能、フォールトツリー解析コードFTA-J、CUT-TD用の入力データを作成する機能等を有するため、フォールトツリー解析を効率的に行うことができる。
福島 峰夫; 川妻 伸二; 和田 孝雄; 山本 隆一; 田中 康正
PNC TN8410 93-192, 129 Pages, 1993/05
原子力施設など放射線環境下で使用される電子部品や材料等について、多くの放射線照射試験が行われ、様々なデータが得られている。これらのデータは、原子力施設で使用される機器の設計の際、部品の選定や採用の可否の検討に極めて有効であることから、機器・材料の放射線劣化のデータを蓄積・活用するためのデータベースを構築・整備した。データベース構築にあたって、始めに予備検討を行い基本要件(利用対象者、収集するデータ範囲等)及び構築の条件(目的、機能等)を明らかにした。次に、データ入力のためのデータシートの検討を行った。以上の検討結果を基に、データベースシステムの試作を行った後、試作したシステムの課題点を抽出し、データベースシステムの改良を実施した。また、システムの改良と並行して、半導体及び高分子材料の放射線劣化のデータを収集・蓄積した。データベースに関する専門知識のない者でも簡単に操作できるデータベースシステムを構築することができ、平成5年7月現在で、半導体データ約1000件、高分子材料データ約500件を蓄積できた。構築したデータベースを用いて、放射線環境下で使用する電子機器の耐放射線性の評価を実施することができた。今後は放射線環境下で使用される機器の設計支援を行えるように、継続してデータの収集及びシステムの課題点の摘出・改良を行う。
板橋 慶造; 石川 正
第29回情報科学技術研究集会発表論文集, p.263 - 272, 1993/00
日本原子力研究所では、英文のデータベース作成に関して総合的な入力システムを導入し、品質を維持しつつ作業の効率化を図っている。このシステムは複数の入力者が同時に作業でき、またパソコンを利用することにより遠隔地においてもデータの入力ができる。このシステムを利用することにより、書誌事項、分類、キーワード、抄録等を各種典拠類を参照しながらオンラインで入力し、チェックすることができるほか、スペルチェック等複雑なチェックは一括してバッチモードで行ない、最終的には国際的な磁気テープ交換フォーマットに変換することができる。本稿では、英文データベース作成に関する総合的な入力システムの概要、システム運用上の問題点などについて述べる。
下桶 敬則; 小林 定喜*; 小林 健介; 鈴木 康夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.496 - 499, 1992/00
科技庁の委託により、原研、放医研など関係6機関で原子力に対する国民の理解を助ける目的で、標題のデータベースを構築している。1991年8月からPA講師などによる限定的利用も始めた。データベースは原子力の全分野をカバーするべく、次の16の大項目から構成されている。1.エネルギー、2.電力、3.原子力開発に係わる国の方針、4.原子力発電の技術と現状、5.核燃料サイクルの技術と現状、6.原子炉廃止措置、7.原子力安全規制、8.運転管理データ、9.原子力安全研究、10.新しい原子力利用、11.放射線、12.国際協力、13.世論、14.海外の動向、15.Q&A、16.補充編。本発表は特に11.「放射線」について行うもので、生物影響(70件)、放射線防護(130件)などのデータ概要を紹介する。併せてデータベースのシステムにも触れる。
