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論文

もう一つの重要なピース; キラーソフトとしての国産一点炉燃焼計算コード

須山 賢也; 横山 賢治

核データニュース(インターネット), (119), p.38 - 47, 2018/02

我が国は数多くの核計算コードを開発してきたが、未だに広く使用されるORIGEN2コードを置き換える一点炉燃焼計算コードの開発には至っていない。一点炉燃焼計算コードは我が国で増大する使用済燃料の特性評価に欠かせず、また断面積だけでは無く核分裂収率や崩壊データまでを含むあらゆる評価済核データを使用するために、核データや核計算コード分野においてキラーソフトと成り得るものである。本稿では、このような一点炉燃焼計算コードを我が国で開発する必要性や、筆者の考えるコードの機能及び性能を論じる。

論文

Development of a code system DEURACS for theoretical analysis and prediction of deuteron-induced reactions

中山 梓介; 河野 広*; 渡辺 幸信*; 岩本 修; Ye, T.*; 緒方 一介*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12025_1 - 12025_4, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

近年、重陽子加速器を使った大強度中性子源が様々な応用に対して提案されている。このような中性子源の設計のためには、高精度かつ広範な重陽子核データライブラリが必要不可欠である。それゆえ、我々はDEURACS (DEUteron-induced Reaction Analysis Code System)という、重陽子入射反応の解析と理論予測用の統合コードシステムを開発している。本研究では、$$(d,xn)$$反応の解析をこれまでよりも高い100MeV近傍まで拡張した上、DEURACSを80および100MeVにおける$$(d,xd)$$反応にも適用した。その結果、DEURACSの計算値は$$(d,xn)$$および$$(d,xd)$$反応の二重微分断面積の実験値を良く再現した。

論文

Theoretical model analysis of $$(d,xn)$$ reactions on $$^9$$Be and $$^{12}$$C at incident energies up to 50 MeV

中山 梓介; 河野 広*; 渡辺 幸信*; 岩本 修; 緒方 一介*

Physical Review C, 94(1), p.014618_1 - 014618_9, 2016/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:16.72(Physics, Nuclear)

厚いBeおよびC標的を重陽子で照射した際の二重微分中性子収量(TTNY)をDEURACS(DEUteron-induced Reaction Analysis Code System)を用いて解析した。TTNYの計算値は入射エネルギー50MeVまでの範囲で実測値をよく再現した。また、陽子ストリッピング反応が中性子生成に最も支配的な寄与をすることがわかった。これらの解析からDEURACSが$$(d,xn)$$反応に適用可能であること、また中性子収量の精度良い予測のためにはストリッピング反応を記述するモデルが重要であることがわかった。

論文

国産安全解析コードの現状と課題; 我が国の安全規制への貢献を目指して

須山 賢也; 平尾 好弘*; 坂本 浩紀*

日本原子力学会誌, 57(12), p.787 - 791, 2015/12

原子力施設等に対する世界最高水準の安全性を追求する取り組みにおいては、安全評価に使用する解析コード等の水準を高度に保ち続けることが求められる。我が国においては、それらの多くが原子力技術導入時に米国から導入されため、国産の解析コード等の開発が継続せず、結果的に古い米国産コードを利用しつづけている状況にある。本解説では、放射線工学分野における安全解析コードの現状と課題を示し、最新の知見を取り込んだ国産解析コードが我が国の安全規制や現場で広く利用されるための方策について述べる。

論文

高エネルギー中性子線量評価に用いる計算コード開発の現状

佐藤 達彦

放射線, 31(4), p.313 - 318, 2005/10

高エネルギー加速器施設の作業員,航空機の乗務員及び宇宙飛行士に対する被ばく線量評価では、20MeV以上の高エネルギー中性子による被ばくが問題となる。このような背景から、高エネルギー中性子の輸送を扱える計算コードが幾つか開発され、線量評価に利用されている。本報告では、それらの計算コード開発の現状について解説し、その使用時における留意点や、今後解決すべき課題について整理する。

報告書

平成16年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

情報システム管理課

JAERI-Review 2005-032, 151 Pages, 2005/08

JAERI-Review-2005-032.pdf:11.51MB

日本原子力研究所計算科学技術推進センターでは、研究活動を支援するためにスーパーコンピュータをはじめとする大型計算機システムを導入し、所内における研究活動に役立たせるとともに、計算機システム及びネットワークシステムの運用管理を行っている。本報告書は、平成16年度における原研の大型計算機の利用実績を集計し、利用ユーザからの利用報告に基いた研究内容,利用及びその成果についてまとめたものである。

報告書

平成15年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

計算科学技術推進センター

JAERI-Review 2005-008, 199 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-008.pdf:30.15MB

原研計算科学技術推進センターでは、研究活動を推進するためにスーパーコンピュータをはじめとする大型計算機システムを導入し、所内における研究活動に役立たせてるとともに、計算機システム及びネットワークシステムの運用管理を行っている。本報告書は、原研の大型計算機システムを利用することにより得られた研究成果について調査を行い、その結果をまとめたものである。

報告書

モンテカルロ法臨界計算収束性ガイド資料; 原子力コード評価専門部会平成13,14年度活動成果

原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部会

JAERI-Tech 2003-078, 107 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-078.pdf:6.18MB

核分裂性物質を含むユニット間の中性子結合の弱い相互干渉系を対象とするモンテカルロ法臨界計算では、解の収束緩慢性が問題になることがある。本報告では、この種の問題に対する適切な判断と解決方法の手がかりを与えられるように、基礎的な臨界計算の理論と収束性にかかわる応用理論を主として述べてある。このためには、この科学技術分野にかかわる論文の現状調査を広く行って、その内容を検討・参考とし、必要に応じてガイド資料に引用した。さらに、核分裂マトリックス固有ベクトルを利用したモンテカルロ法臨界計算の収束性加速及び判定方法の開発を行い、経済協力開発機構原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)の臨界収束性専門家会合で提案されたベンチマーク問題の多種多様な物理体系により手法の検証を行った。

論文

環境負荷物質陸域移行予測コードMOGRAにおけるモデルテンプレートの整備

高橋 知之*; 天野 光; 内田 滋夫*; 池田 浩*; 松岡 俊吾*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*

環境衛生工学研究, 17(3), p.340 - 344, 2003/07

陸域生態圏に付加された放射性物質等の環境負荷物質による環境影響を評価するため、日本原子力研究所は、パーソナルコンピュータ上で環境負荷物質の挙動を予測できる計算コードMOGRA (Migration Of GRound Additions)を開発した。MOGRAを用いて陸域生態圏における環境負荷物質の挙動を解析・予測するためには、土地利用形態等に即した種々のテンプレートが必要であり、本研究ではこれらのテンプレートの整備を行った。また、本研究で整備したテンプレートを使用して圃場系に付加されたセシウムの挙動に対し、稲等への移行に関し評価解析を実施した。

報告書

弱結合相互干渉系臨界解析のマトリックス固有ベクトルを用いた収束性加速

野村 靖; 高田 友幸; 角谷 浩享*; 黒石 武

JAERI-Tech 2003-020, 88 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-020.pdf:4.31MB

弱結合中性子相互干渉系の中性子増倍率をモンテカルロ法計算コードにより求める場合に、しばしば解の収束性に関する問題が生じる。本報告では、この計算コードによる解の収束性に関して、一般的な中性子輸送方程式から導いた理論により、マトリクスK手法による解の収束性加速について考察を加えた。これにより、連続エネルギーモンテカルロ法コードMCNPにマトリクスK計算機能及び収束加速手順を組み込んだ。さらに、新たに開発した計算コードを用いてOECD/NEA臨界計算ベンチマークの2問題について解析を試み、マトリクスKによる解の収束性加速の有効性を確認した。

報告書

多群拡散摂動計算コードPERKY; 2002年版

飯島 進; 岡嶋 成晃

JAERI-Data/Code 2002-023, 44 Pages, 2002/12

JAERI-Data-Code-2002-023.pdf:1.6MB

高速炉体系における核特性解析を目的として、多群拡散理論に基づく摂動計算コードPERKYを開発した。PERKYは、高速炉の炉心を2次元及び3次元体系で記述した計算モデルにおいて、多群拡散理論に基づく摂動計算により反応度価値を計算する。さらに、核特性解析における動特性パラメータとして、実効遅発中性子割合,即発中性子寿命及びFCA実験において反応度の測定に使用する基準反応度($$rho$$0)を絶対単位($$Delta$$k/k)に変換する係数を計算する。

論文

Marine environmental assessment system of radionuclides around Japan

小林 卓也; 外川 織彦

Proceedings from the International Conference on Radioactivity in the Environment (CD-ROM), 4 Pages, 2002/09

海洋中へ放射性物質が放出される際に短期間(30日)の核種移行予測と日本人の集団線量を算出する海洋環境影響評価システムSTEAMERを開発中である。短期間の核種移行予測コードシステムは海流場を解析するプリンストンオーシャンモデル(POM)と溶存放射性核種の海洋中拡散を解析するランダムウォークモデルSEA-GEARNから構成される。予測結果の可視化システムも同時に開発した。本システムの適用試験として、海流,水温,塩分,領域客観解析気象データ(RANAL)を用いて原子力潜水艦の仮想沈没事故の影響解析を実施した。核種拡散結果を比較するため、そして日本人に対する集団線量を算出するために、もう一つの計算コードDSOCEANも使用した。DSOCEANは等分割コンパートメントモデルと地衡流解析モデルから構成される。

報告書

多孔質岩盤中の水理/核種移行解析評価プログラムの理論的背景と使用方法の整備

白川 敏彦*; 畑中 耕一郎

JNC-TN8400 2001-027, 131 Pages, 2001/11

JNC-TN8400-2001-027.pdf:0.8MB

不均質多孔質岩盤中の水理/核種移行解析における入出力データ、実行手順を基本マニュアルとして取りまとめることを目的として、既存の不均質透水係数場作成コードの理論的背景と3次元水理解析コード、核種移行経路抽出コード、1次元核種移行計算コードからなる水理/核種移行解析プログラムの使用方法について調査した。本報告書では、調査結果に基づいて不均質透水係数場の作成に関する地質統計学的背景を説明した。さらに、不均質透水係数場作成プログラムおよび水理/核種移行解析プログラムのファイル構成、入出力データ、実行方法、実際の計算例を記載した。以上のように既存の不均質透水係数場作成コードおよび水理/核種移行解析プログラムの理論的背景と使用方法についてまとめることにより、上記の計算プログラムによる解析方法を手順化することができた。また、本報告書でまとめられた情報を活用することにより、自由に不均質多孔質岩盤をモデル化して水理/核種移行解析をすることが可能になった。

論文

Monte Carlo 2000国際会議の報告

中川 正幸

炉物理の研究, (51), p.47 - 51, 2000/12

MC2000(Advanced Monte Carlo on Radiation Physics, Particle Transort Simulation and Applications)国際会議が平成12年10月23日から26日までポルトガルの首都リスボンで開催された。筆者は本会議のgeneral chairmanとして会議の準備の段階からかかわっていたので、この会議の報告について執筆を依頼された。会議の参加者が303名,参加国30か国,総発表件数は237件であった。日本からは約20名が参加された。この会議はタイトルにあるようにモンテカルロ法を用いて放射線粒子の反応と輸送を扱う分野に限定していたので、すべての発表論文は何らかの形でモンテカルロ法と関係があるものばかりである。すべての放射線粒子が対象といっても、その大部分は(1)電子-光子系,(2)中性子-$$gamma$$線,(3)ハドロン粒子系に分けられる。したがって会議もこの3分野を柱として構成されている。実際に発表された論文は(1)が114件,(2)が70件,(3)が50件であった。これに加えるに初日の全体会合で各分野から1件ずつの基調講演が行われた。この報告では、本紙が原子力学会の炉物理部会の会報であることから、中性子-$$gamma$$線セッションを中心に幾つかの話題について紹介する。

報告書

軽水炉使用済燃料の燃焼度クレジットに関する技術開発

中原 嘉則; 須山 賢也; 須崎 武則

JAERI-Tech 2000-071, 381 Pages, 2000/10

JAERI-Tech-2000-071.pdf:17.6MB

使用済燃料の貯蔵施設等の臨界安全設計における経済性向上を目的に、科学技術庁からの委託により燃焼度クレジット導入に関する技術開発「軽水炉使用済燃料臨界安全管理技術開発」を平成2年度から平成11年度まで実施した。本報告は、上記事業の成果をまとめたものである。本技術開発では、商用PWR/BWR燃料を使用した使用済燃料棒の軸方向ガンマスキャン測定、一部燃料資料の放射化学分析による核種組成の精密定量、及び集合体の未臨界実験を行い多くの実測データを取得した。また、これらの測定データを使用して燃焼/臨界計算コードの検証、$$gamma$$線測定による燃焼度評価、及び貯蔵容器等の安全裕度を検討した。

論文

「モンテカルロ計算夏季セミナー」実施報告

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。

報告書

核燃料サイクルにおける物質収支解析手法の機能拡張

大滝 明; 小野 清; 篠田 佳彦; 辺田 正則*; 久保田 貞衣*; 平尾 和則

JNC-TN9410 2000-006, 74 Pages, 2000/04

JNC-TN9410-2000-006.pdf:3.01MB

核燃料サイクルにおける物質収支を迅速かつ定量的に評価する目的で、サイクル諸量評価コード「FAMILY」の機能拡張、ならびに廃棄物中に含まれるTRUとLLFP(長寿命FP)の蓄積量計算コードの開発などを行った。実施内容は次の通り。(1)MAの収支計算が可能な「FAMILY-MA」を作成した。(2)FAMILYコードのポスト処理ツールを作成した。(3)汎用表計算ソフトを用いてサイクル諸量簡易計算ツールを作成した。(4)廃棄物中のTRU,LLFP蓄積量計算コードを開発した。

報告書

ナトリウム漏洩燃焼形態の予測手法に関する研究 ‐ 粒子法を用いたナトリウム漏洩燃焼解析手法の開発 ‐ 中間報告書

越塚 誠一*; 向原 民*; 岡野 靖; 飯田 将雄*; 山口 彰

JNC-TY9400 2000-012, 91 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-012.pdf:2.82MB

液体ナトリウムの漏洩燃焼挙動の解析には、ナトリウム液滴やナトリウムプールの燃焼、床に落下したナトリウムの広がり、燃焼生成物の堆積など、様々な現象を複合して解析する必要がある。特に、床ライナーの温度分布の評価には、落下したナトリウムがどのように広がるかが重要である。核燃料サイクル開発機構では、こうした複雑な液体ナトリウム漏洩燃焼挙動解析のため、粒子法による計算コードを開発している。粒子による熱流動解析手法は東京大学において本研究者らによって開発されたもので、従来の差分法などと比較して、流体の分裂・合体や堆積・凝固を容易に扱うことが可能である。本研究では、ナトリウムの凝固や燃焼生成物の堆積挙動を解析するため、固相の粒子計算モデルの開発、これを利用した凝固・堆積の粒子計算モデルの開発、表面張力の粒子計算モデルの開発をおこなった。固相の解析のため、ヤング率とポアッソン比で記述される弾性体の運動を、粒子間相互作用で計算するモデルを新たに開発した。この方法では、従来の有限要素法での要素分割の必要がないので、弾性体の大変形のみならず、破壊なども容易に解析できる。特に粒子に回転の自由度を持たせたことで、角運動量の保存性が得られた。弾性体に正弦波状の変位を与え本計算モデルを適用したところ、応力分布や圧力分布は解析解と良く一致した。凝固を伴う熱流動解析法として、熱流動をこれまでの粒子法(MPS法)で、凝固した後の固相を弾性体として解析するモデルを開発した。初期に幅10cm高さ20cmの2次元矩形状液体ナトリウムの、厚さ1cm長さ1mのステンレス板上での広がり挙動を、本手法を用いて計算した。仮にナトリウムおよびステンレスの熱伝導率や粘性を実際よりも大きな値を用いると、先端が凝固することにより、ナトリウムの広がりが抑制されるという結果が得られた。なお、本計算モデルは燃焼生成物の堆積挙動にも適用できる。表面張力の効果を取り入れるため、その粒子計算モデルを開発した。液面形状を描かずに粒子数密度から曲率など必要な微分幾何の諸量を計算するアルゴリズムとし、流体が分裂や合体をする場合にも適用できるようにした。エタノール液滴の振動の計算をおこない、従来のVOF法による結果と良い一致を得、モデルが妥当であることを示した。さらに、表面張力が卓越する場合の流体の広がり挙動を解析し、広がった流体が複数の液滴

報告書

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC-TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・$$eta$$値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の$$eta$$値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

報告書

遮蔽設計基本データベースの改良

中尾 誠*; 竹村 守雄*

JNC-TJ9440 2000-005, 157 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-005.pdf:3.7MB

JASPER実験シリーズで最も基本的な多重層構成からなる半径方向遮蔽体透過実験の代表的実験体系について、2次元Sn輸送計算コードDORTおよび遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDL-300(JENDL-3.2ベース)を用いた実験解析を実施した。従来これらの体系はDOT3.5コードおよびJSDJ2(JENDL-2ベース)で実験解析が実施されていたが、最新の解析手法でのボナーボール応答計算値(C)は、群定数ライブラリー更新では高く、Snコード更新では低く変化し、最終的に実測値(E)に近づくとともに検出器間でのC/E値の変動幅が小さくなっている傾向を確かめた。またギャップストリーミング実験のコンクリート層透過体系について、前年度課題となっていたJASPER実験解析(DORT/JSDJ2)を良く再現できない原因を解明し、最新手法の適用を行った。この結果、同様なライブラリー更新効果をコンクリート体系についても確かめた。また今回解析を実施した体系の入力データをデータベースに追加し、さらに既存登録データの改訂も行い、解析標準入力データベースの充実を図った。また実験解析に適用している各種処理ルーチン等の入力マニュアルの作成およびその一連のテスト問題の編集を行うとともに、これらを登録し実験解析のデータベースとしてユーザが使いやすくすることを図った。

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