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論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

報告書

FCA-IX炉心におけるTRU核種の核分裂率比に関するベンチマーク問題の整備

福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則

JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理に関するベンチマーク問題の提案及び解析結果

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB

日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。

論文

Sensitivity analysis of failure probability on PTS benchmark problems of pressure vessel using a probabilistic fracture mechanics analysis code

Li, Y.*; 加藤 大輔*; 柴田 勝之

JSME International Journal, Series A, 44(1), p.130 - 137, 2001/01

確率論的破壊力学(PFM)は、重要な機器の信頼性や寿命管理の合理的な評価法として近年適用されつつあり、VISAやPRAISEといった解析コードも開発されている。しかし、解析精度及び信頼性向上の観点から新規の破壊力学モデルや評価手法の導入も必要とされている。この観点から原研では、弾塑性破壊解析モデルや半楕円亀裂の進展解析法に特徴を有する新規PFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、モンテカルロ法により変動荷重のもとでの圧力容器の条件付き亀裂進展・破壊確率を求めることができる。本報では、本コードを用いて行った圧力容器破壊確率のPTSベンチマーク問題に対する各種パラメータの感度解析結果を報告する。圧力、温度、圧力容器形状等は、国際ベンチマーク問題ICASの入力データを用いた。感度解析は、初期亀裂分布、初期アスペクト比、クラッドの効果、半楕円亀裂の進展判定法等について行った。この結果、半楕円亀裂について、良好な損傷確率を得るためには、表面方向と深さ方向独立に亀裂進展判定する方法を採用することが必要であること、内面クラッドは損傷確率を若干上昇させる効果を有する等のことを明らかにした。

報告書

Analytical evaluation on loss of off-site electric power simulation of the High Temperature Engineering Test Reactor

竹田 武司; 中川 繁昭; 橘 幸男; 高田 英治*; 國富 一彦

JAERI-Research 2000-016, p.80 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-016.pdf:2.72MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験は、高温ガス炉(HTGR)技術基盤の確立と高度化のため1999年9月28日に開始した。出力上昇試験の中で、通常運転(原子炉出力15,30MW)からの商用電源喪失試験が計画されている。そこで、HTTRの商用電源喪失時の原子炉及びプラント過渡挙動の解析評価を行った。なお、本解析評価は、HTGRの性能評価に関するIAEA協力研究計画用ベンチマーク問題として提案されている。本報は、商用電源喪失事象のシナリオ、HTTRの主なコンポーネント及びシステムの概要、詳細な熱及び核データセット、HTGR用プラント動特性解析コード'ACCORD'を用いたベンチマーク問題の事前評価結果を報告するものである。

報告書

Neutron transmission benchmark problems of iron and concrete shields in low, intermediate and high energy proton accelerator facilities

中根 佳弘; 林 克己*; 坂本 幸夫; 義澤 宣明*; 中尾 徳晶*; 伴 秀一*; 平山 英夫*; 上蓑 義朋*; 秦 和夫*; 中村 尚司*

JAERI-Data/Code 96-029, 80 Pages, 1996/09

JAERI-Data-Code-96-029.pdf:2.34MB

加速器遮蔽のための計算コード及び核データライブラリの評価を目的として、原研炉物理研究委員会の加速器遮蔽ワーキンググループにおいて低、中間及び高エネルギー陽子加速器における鉄及びコンクリート遮蔽体の中性子透過実験に基づく4題のベンチマーク問題を作成した。この問題集にはTIARAにおける43及び68MeV陽子からの準単色中性子の鉄及びコンクリート遮蔽体透過、KEKにおける500MeV陽子照射を受ける鉄ビームストップ内部および周囲での中性子束分布、LBLにおける6.2GeV陽子照射を受ける厚いコンクリート遮蔽体内部での反応率分布、CERNにおける24GeV陽子照射を受ける鉄ビームダンプ内部での中性子束及びハドロン束分布に関する問題を収録した。

報告書

サブチャンネル解析コードのベンチマーク計算

炉心熱水力解析手法高精度化専門部会

JAERI-Data/Code 96-004, 109 Pages, 1996/02

JAERI-Data-Code-96-004.pdf:2.3MB

軽水炉の炉心熱水力設計で用いられるサブチャンネルコードの解析能力を評価するため、ベンチマーク計算を実施した。選定したベンチマーク問題は、(1)2チャンネル間流体混合(単相流)、(2)2チャンネル間流体混合(二相流)、(3)多チャンネル間流体混合、(4)限界熱流束、及び(5)液滴の発生・付着である。計算の結果、流体混合問題に関しては、乱流混合係数の影響が大きいこと、ロッドギャップ幅の影響をうまく表現できないこと、及び二相流の混合については流量条件により予測精度に差が見られることなどが明らかになった。限界熱流束問題については、使用したコード及びCHF相関式によって予測精度に差があるが比較的実験との一致はよかった。液滴の発生・付着問題については、相関式の改良により予測精度が大幅に改善できたが、コード相互の差が顕著であった。

報告書

二重有限要素法による3次元中性子輸送コードDFEMの開発

藤村 統一郎

JAERI-Data/Code 95-019, 54 Pages, 1996/01

JAERI-Data-Code-95-019.pdf:1.47MB

複雑形状の炉心を解析するため、二重有限要素法による3次元中性子輸送コードDFEMを開発した。基本となる解法としては、空間と角度の変数に有限要素法を適用する二重有限要素法を用いている。炉心体系を多角柱でモデル化し、その中の中性子束の空間分布を1次の基底関数で近似するが、角度変数に対しては様々な基底関数について比較し、特徴を明らかにする。また、高精度化と高速化のため、反射境界打ち切り誤差について一般的な修正法を導出するとともに、反復解法に改良を加えた。本プログラムの構造について概説し、使用法を記すとともに、検証計算例として実規模の原子炉を含む様々な問題を採り上げ、中性子束分布等について他のコードによる計算結果と比較し、検討を行った。

報告書

Benchmark problems for intermediate and high energy accelerator shielding

中島 宏; 坂本 幸夫; 田中 俊一; 長谷川 明; 深堀 智生; 西田 雄彦; 笹本 宣雄; 田中 進; 中村 尚司*; 秦 和夫*; et al.

JAERI-Data/Code 94-012, 90 Pages, 1994/09

JAERI-Data-Code-94-012.pdf:2.26MB

中高エネルギー領域の加速器遮蔽のための計算・モデル及び核データの評価を目的として、炉物理委員会・遮蔽専門部会において、6種類のベンチマーク問題が選択された。このベンチマーク問題には、陽子、$$alpha$$粒子及び電子による厚いターゲットからの中性子収量に関する3種類のデータと陽子による2次中性子及び光子に関する3種類の遮蔽実験データが収録されている。また、解析のために、500MeVまでの中性子と300MeVまでの光子に対して、中性子反応断面積及び光核反応中性子生成断面積も収録されている。

報告書

Collection of experimental data for fusion neutronics benchmark

核融合炉専門部会サブワーキンググループ

JAERI-M 94-014, 302 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-014.pdf:10.6MB

この10年余りの間、原研FNSと大阪大学OKTAVIANの2つの主要なD-T中性子源を使用して、核融合中性子工学のためのベンチマーク実験が数多く行われ、貴重な実験データが蓄積されてきた。本レポートは炉物理委員会の核融合炉専門部会の活動の一環として、これらの実験データを集積したものである。

報告書

NEANSCベンチマーク問題「Power Distribution within Assemblies」に対するSRAC及びGMVPによる計算解

久語 輝彦; 中川 正幸; 土橋 敬一郎

JAERI-M 92-117, 70 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-117.pdf:1.39MB

MOX燃料、可燃性毒物等の導入によるPWR炉心及び燃料の高度化・多様化により、炉心及び集合体内非均質性が増大する。燃料棒毎の出力分布を評価するために、現行にPWR炉心の非均質詳細メッシュ2次元XY拡散炉心計算と1次元軸方向拡散炉心計算を組み合わせる方法に代わり、集合体計算と3次元粗メッシュ炉心計算を組み合わせ、燃料棒毎の出力分布の再合成を行うことが要求されている。NEANSCの「Power Distribution Within Assemblies」と題するベンチマーク問題の主要な目的は、粗メッシュ炉心計算に基づき詳細メッシュ出力分布の再合成手法の精度を検証することにある。本報告では熱中性子炉系の核計算コードSRAC及び多群モンテカルロコードGMVPによる計算解により、集合体計算手法、粗メッシュ計算手法及びスプライン関数を利用した粗メッシュ炉心計算に基づく再合成手法の計算精度について検討した。

報告書

遮蔽ベンチマーク問題,2

田中 俊一; 笹本 宣雄; 岡 芳明*; 秦 和夫*; 多田 恵子*; 中沢 正治*; 中村 尚司*; 播磨 良子*; 平山 英夫*; 古田 悠; et al.

JAERI-M 8686, 170 Pages, 1980/02

JAERI-M-8686.pdf:4.96MB

本報告書にはDiscrete Ordinates輸送計算コードやモンテカルロ計算コードの計算手法や計算精度を評価したり、あるいは核定数を評価したりするために14種類の遮蔽ベンチマーク問題が集録されている。これらのベンチマーク問題は既に提案されている21種類のベンチマーク問題に新たに追加されたもので、中性子、ガンマ線の後方散乱、2次元、3次元形状のストリーミングに関する問題を中心にまとめられている。

報告書

EISPACK-J: 固有値問題を解く副プログラム・パッケージ; SSLの拡充とベンチマーク・テストNo. 8

藤村 統一郎; 筒井 恒夫

JAERI-M 8253, 133 Pages, 1979/05

JAERI-M-8253.pdf:4.0MB

固有値問題を解く数値解法のアルゴリズムの調査(JAERI-memo6225)に引き続いて、それらに基づいた解法プログラムが開発・整備され、既存のプログラムとの比較がなされた。EISPACK-Jは米国ANLの固有値問題専用パッケージEISPACK-2を発展させたものであり、複素行列の標準問題や実行例の一般問題を解くほか、必要な固有値や固有ベクトルのみを求める特殊問題も解くことができる。また、変った機能をもつ8件のプログラムも整備されたが、これらはベンチマーク・テストを通して、その特徴が明らかにされる。テストには実験規模の問題を含む多くの問題が用意され、各プログラムの計算に要する計億領域、計算時間、解の精度について検討された。その結果、Householder法、QR法、それに逆反復法に基づくEISPACK-Jのプログラムは計算時間および精度について優れていることが示された。

報告書

遮蔽ベンチマーク問題

田中 俊一; 笹本 宣雄; 岡 芳明*; 川合 将義*; 中沢 正治*; 中村 尚司*; 播磨 良子*; 平山 英夫*; 古田 悠; 三浦 俊正*; et al.

JAERI-M 7843, 219 Pages, 1978/09

JAERI-M-7843.pdf:19.05MB

本報告は、日本原子力学会「遮蔽設計法」研究専門委員会の遮蔽実験評価ワーキンググループにおいて、作成された遮蔽ベンチマーク問題を原研、遮蔽研究所において編纂したものである。本報告書には、discrete ordinate輸送計算コードとモンテカルロコードの計算手法や計算精度を評価したり、あるいは核定数を評価したりするため、中性子およびガンマ線の各種線源に対する21種類のベンチマーク問題が集録されている。

論文

Benchmark tests of radiation transport computer codes for reactor core and shield calculations

朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01

 被引用回数:6

原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。

報告書

スカイシャイン計算コード評価のための標準問題

田中 俊一; 笹本 宣雄

JAERI-M 7288, 30 Pages, 1977/09

JAERI-M-7288.pdf:0.79MB

最近、ALAP等の関係で原子炉や加速器、それに、各種の放射線取扱い施設からのスカイシャインによる線量を正しく評価できる方法を確立することが緊急の課題になっている。ここでは、これまで報告されているスカイシャイン実験で、ガンマ線や中性子のスカイシャイン計算コードの計算方法や計算精度の検証に役立つと判断された実験をもとにスカイシャイン計算コード評価のための問題が作成された。本報告書には、核分裂中性子、$$^{6}$$$$^{0}$$Coガンマ線、14Me中性子を線源とLたAir-over-Ground二次元形状でのスカイシャイン問題が含まれている。

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