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報告書

令和元年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12

JAEA-Evaluation-2020-002.pdf:1.59MB

システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

論文

Monte Carlo radiation transport modelling of the current-biased kinetic inductance detector

Malins, A.; 町田 昌彦; Vu, TheDang; 相澤 一也; 石田 武和*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 953, p.163130_1 - 163130_7, 2020/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:8.37(Instruments & Instrumentation)

Radiation transport simulations were used to analyse neutron imaging with the current-biased kinetic inductance detector (CB-KID). The PHITS Monte Carlo code was applied for simulating neutron, $$^{4}$$He, $$^{7}$$Li, photon and electron transport, $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reactions, and energy deposition by particles within CB-KID. Slight blurring in simulated CB-KID images originated $$^{4}$$He and $$^{7}$$Li ions spreading out in random directions from the $$^{10}$$B conversion layer in the detector prior to causing signals in the $$X$$ and $$Y$$ superconducting Nb nanowire meander lines. 478 keV prompt gamma rays emitted by $$^{7}$$Li nuclei from neutron-$$^{10}$$B reactions had negligible contribution to the simulated CB-KID images. Simulated neutron images of $$^{10}$$B dot arrays indicate that sub 10 $$mu$$m resolution imaging should be feasible with the current CB-KID design. The effect of the geometrical structure of CB-KID on the intrinsic detection efficiency was calculated from the simulations. An analytical equation was then developed to approximate this contribution to the detection efficiency. Detection efficiencies calculated in this study are upper bounds for the reality as the effects of detector temperature, the bias current, signal processing and dead-time losses were not taken into account. The modelling strategies employed in this study could be used to evaluate modifications to the CB-KID design prior to actual fabrication and testing, conveying a time and cost saving.

報告書

平成30年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

高性能計算技術利用推進室*

JAEA-Review 2019-017, 182 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-017.pdf:11.11MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(環境の回復・原子炉施設の廃止措置)に向けた研究開発や、高速炉サイクル技術に関する研究開発、原子力の安全性向上のための研究、原子力基礎基盤研究等といった主要事業に利用された。本報告は、平成30年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

報告書

平成29年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

情報システム管理室

JAEA-Review 2018-018, 167 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-018.pdf:34.23MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(環境の回復・原子炉施設の廃止措置)に向けた研究開発や、高速炉サイクル技術に関する研究開発、原子力の安全性向上のための研究、原子力基礎基盤研究等といった主要事業に利用された。本報告は、平成29年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

論文

計算科学シミュレーションコードSPLICEによるレーザ溶融・凝固プロセスの評価

村松 壽晴

第89回レーザ加工学会講演論文集, p.115 - 119, 2018/05

本講演では、加工材料にレーザ光が照射されてから加工が完了するまでの複合物理過程を定量的に取扱えるようにするために開発中の計算科学シミュレーションコードSPLICEの概要と各種レーザ加工プロセスへの適用例を実験結果などとともに紹介する。更に、加工プロセスに対する設計空間を可視化することにより、レーザ加工に付随するオーバーヘッドを大幅に低減させ得る方法として、SPLICEコードをディジタルモックアップ装置として利用するフロントローディングに対する実現見通しについて述べる。

報告書

平成28年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

情報システム管理室

JAEA-Review 2017-023, 157 Pages, 2018/02

JAEA-Review-2017-023.pdf:22.68MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(環境の回復・原子炉施設の廃止措置)に向けた研究開発や、高速炉サイクル技術に関する研究開発、原子力の安全性向上のための研究、原子力基礎基盤研究等といった主要事業に利用された。本報告は、平成28年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

報告書

WWW核図表インターフェースの改良

岡本 力; 湊 太志; 小浦 寛之; 岩本 修

JAEA-Data/Code 2015-029, 30 Pages, 2016/03

JAEA-Data-Code-2015-029.pdf:1.81MB

核データ研究グループから1976年より4年おきに冊子体「核図表」が発行されている。そのデータをウェブ上からも利用できるよう1999年にWWW(World Wide Web)用核図表作成プログラムの開発が行われた。しかし当時のインターネット技術に比べ現在は回線スピード、ブラウザ機能、JavaScriptライブラリなどが進歩している。2014年度版核図表の発行に伴い、より利便性を図るため、新しいインターネット技術を導入し、WWW核図表の作成方法・インターフェースの改良を行った。インターフェースにはスクロール画面を導入し、マップの画面移動が容易にすると共に、ドラッグスクロール機能も追加した。さらにスマートフォンなどモバイル端末からのアクセスも想定し、軽量版を用意して自動切り替えの処置も行った。これらの技術の導入によりアクセスタイムの軽減や、外出時での利用も可能なシステムとなった。また2014年度版の核図表にはあらたに崩壊図が追加されたため、図の作成方法を再検討した。そこで容易に図形を作成するためにSVG(Scalable Vector Graphics)を採用した。今回の改良により従来に比べてWWW核図表の利便性が大幅に増した。

報告書

平成26年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

情報システム管理室

JAEA-Review 2015-028, 229 Pages, 2016/02

JAEA-Review-2015-028.pdf:53.37MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めており、大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(発電所の廃止措置・環境修復)に向けた研究開発や、高速増殖炉サイクル研究開発、核融合研究開発及び量子ビーム応用研究開発等といった主要事業に利用された。本報告は、平成26年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

論文

Parallel computing with Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS)

古田 琢哉; 佐藤 達彦; 小川 達彦; 仁井田 浩二*; 石川 顕一*; 野田 茂穂*; 高木 周*; 前山 拓哉*; 福西 暢尚*; 深作 和明*; et al.

Proceedings of Joint International Conference on Mathematics and Computation, Supercomputing in Nuclear Applications and the Monte Carlo Method (M&C + SNA + MC 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/04

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSには計算時間短縮のために、二種類の並列計算機能が組み込まれている。一つはメッセージパッシングインターフェイス(MPI)を利用した分散メモリ型並列計算機能であり、もう一つはOpenMP指示文を利用した共有メモリ型並列計算機能である。それぞれの機能には利点と欠点があり、PHITSでは両方の機能を組み込むことで、利用者のニーズに合わせた並列計算が可能である。また、最大並列数が8から16程度のノードを一つの単位として、数千から数万というノード数で構成されるスーパーコンピュータでは、同一ノード内ではOpenMP、ノード間ではMPIの並列機能を使用するハイブリッド型での並列計算も可能である。それぞれの並列機能の動作について解説するとともにワークステーションや京コンピュータを使用した適用例について示す。

報告書

平成25年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

情報システム管理室

JAEA-Review 2014-043, 241 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-043.pdf:102.18MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めており、大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。平成25年度は、優先課題として位置付けられた福島復興(発電所の廃止措置・環境修復)に向けた研究開発や、高速増殖炉サイクル研究開発、核融合研究開発及び量子ビーム応用研究開発等といった主要事業に大型計算機システムが利用された。本報告は、平成25年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

論文

Development of dose assessment code for accidental tritium releases; ACUTRI

横山 須美; 野口 宏; 黒澤 直弘*

保健物理, 40(4), p.376 - 384, 2005/12

事故時にトリチウムが放出された場合の公衆被ばく線量評価コードとして、ACUTRIコードの開発を行った。本コードは、大気中に放出されたトリチウムガス(HT)及びトリチウム水(HTO)について評価することができ、1次プルーム及び2次プルームの大気拡散,HT及びHTOの土壌への沈着,HTの土壌での酸化,土壌からのHTOの再放出などを計算することができる。さらに、わが国の原子力安全委員会の指針に基づいた従来の線量評価手法と整合性のある線量評価が可能である。このコードを用いて、さまざまな条件下で線量を計算し、計算結果に対する入力パラメータの影響を調べるとともに、野外実験結果を用いて計算値と実験値を比較し、コードの検証を行った。

論文

Development of a numerical simulation model for long-range migration of rice planthoppers

古野 朗子; 茅野 政道; 大塚 彰*; 渡邊 朋也*; 松村 正哉*; 鈴木 芳人*

Agricultural and Forest Meteorology, 133(1-4), p.197 - 209, 2005/11

 被引用回数:13 パーセンタイル:52.76(Agronomy)

高精度の大気拡散モデルにイネウンカの飛来特性を組み込むことにより、イネウンカ類の長距離移動の高精度シミュレーションを行った。モデルは気象場を計算する大気力学モデルと粒子拡散モデルから成っている。またモデルにはウンカの飛び立ちエリア及び飛び立ち開始時間を推定する機能もある。本研究では、このモデルと1998年6月中旬の西日本でのネットトラップデータを用いて、飛び立ち域推定のケーススタディを行った。このシミュレーションでは、それぞれ緯度経度方向に2$$^{circ}$$の広さを持った56の領域を飛び立ち可能地域と仮定した。この中から実際の飛び立ち領域を確定するために、それぞれの飛び立ちエリアから西日本の各地点に到達した計算値と実際の観測データを、順位相関係数を用いて比較した。相関が高く、飛び立ち域として可能だと思われる領域は、福建省や台湾を含む北緯23$$^{circ}$$$$sim$$27$$^{circ}$$の領域だった。このシミュレーションにおいて、飛翔限界温度と連続飛翔可能時間がもっとも精度を左右するパラメータであることが示された。

論文

Present status of PSA methodology development for MOX fuel fabrication facilities

玉置 等史; 濱口 義兼; 吉田 一雄; 村松 健

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

原研では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この手順は4つの手順で構成され、第1ステップであるハザード分析は、この手順を特徴付けるものであり、残りのステップは原子炉施設のレベル1,レベル2PSAに対応する。本報告の主であるハザード分析では、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、抽出した異常事象候補の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、これら2軸で表現される選別用リスクマトリクスを用いてリスク上有意な寄与を与える異常事象を選別する。異常事象候補の発生頻度評価のうち、臨界事象については、管理の逸脱が直ちに臨界に至ることはないため、サクセスクライテリアの把握が必要である。また、臨界管理のためにコンピュータ化されたシステムが導入されつつあり、これらの信頼性の評価が課題であった。そこで、臨界計算によりサクセスクライテリアを求め、逸脱にかかわる管理システムの故障モード分析の結果をもとに、発生頻度を評価する方法を提案した。これらの方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。

報告書

Annual report of R&D activities in Center for Promotion of Computational Science and Engineering from April 1, 2004 to March 31, 2005

計算科学技術推進センター

JAERI-Review 2005-044, 44 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-044.pdf:8.2MB

本報告書は、日本原子力研究所計算科学技術推進センター(CCSE)における平成16年度の研究開発活動について報告するものである。特に、当センターが参画しているITBL計画について中間評価を受け、第13回科学技術・学術審議会研究計画・評価分科会情報化科学技術委員会(平成16年4月26日)において、原研担当の基盤技術については高い評価を得た。

報告書

Program POD-P; A Computer code to calculate cross sections for neutron-induced preequilibrium nuclear reactions

国枝 賢; 市原 晃

JAERI-Data/Code 2005-005, 33 Pages, 2005/09

JAERI-Data-Code-2005-005.pdf:1.5MB

中性子誘起による前平衡核反応で放出される粒子の、エネルギー及び角度分布断面積を計算するためのコードPOD-Pを開発した。エネルギー微分断面積は古典的な一成分型の励起子模型により計算される。複合粒子放出に対しては半経験的な励起子模型も用いる。また二重微分断面積は励起子模型と角度分布経験式を併用して導出される。計算方法及び入力データの説明を行い、入出力例を示した。

報告書

第4回「溶融塩技術と計算シミュレーション」ワークショップ論文集; 2004年12月20日,東海研究所,東海村

アクチノイド科学研究グループ

JAERI-Conf 2005-008, 216 Pages, 2005/09

JAERI-Conf-2005-008.pdf:35.12MB

この報告書は、2004年12月20日に日本原子力研究所(JAERI)の東海研究所で開催された第4回「溶融塩技術と計算シミュレーション」ワークショップの講演報文集である。このワークショップの目的は、国内の専門家間で溶融塩技術と計算シミュレーションに関する情報及び意見を交換し、この研究分野での現状,将来の研究について議論することにある。講演発表は14件(基調講演1件含む)であり、ワークショップ参加者は約55名であった。本報文集はこれら発表論文を収録するとともに、パネルディスカッションの議事録をまとめたものである。

報告書

Program POD; A Computer code to calculate nuclear elastic scattering cross sections with the optical model and neutron inelastic scattering cross sections by the distorted-wave Born approximation

市原 晃; 国枝 賢; 千葉 敏; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 深堀 智生; 片倉 純一

JAERI-Data/Code 2005-004, 54 Pages, 2005/07

JAERI-Data-Code-2005-004.pdf:1.63MB

中性子または軽元素イオンと標的核との衝突における弾性散乱の角度微分断面積及び偏極分解能を、光学模型を用いて計算するプログラム(POD)を開発した。この計算プログラムは歪曲波Born近似を用いて中性子に対する非弾性散乱の角度微分断面積を計算することも可能である。これらの模型では、標的核が作る平均場を表現するためのパラメータ(光学ポテンシャルパラメータ)が最も重要な入力値である。本プログラムでは既存のパラメータを用いて、あるいは利用者が直接入力することによって計算を行うことが可能である。本レポートでは、計算方法及び入力データの説明を行い、幾つかの出力例を示す。

報告書

稠密格子体系ロッド位置変位のX線CTによる測定と伝熱特性への影響(共同研究)

光武 徹*; 勝山 幸三*; 三澤 丈治; 永峯 剛*; 呉田 昌俊*; 松元 愼一郎*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2005-034, 55 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-034.pdf:7.76MB

燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。

報告書

J-PARC用LAN-PLC方式放射線モニタ規格

宮本 幸博; 酒巻 剛*; 前川 修*; 中島 宏

JAERI-Tech 2004-054, 72 Pages, 2004/08

JAERI-Tech-2004-054.pdf:7.3MB

本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の放射線安全管理設備としてLAN-PLC方式放射線モニタを導入するにあたり機器仕様の標準化を図るため、その標準規格を大強度陽子加速器施設開発センターとしてまとめたものである。LAN-PLC方式放射線モニタは、現場に配置される検出端・測定系とPLCシステムにより構成される放射線監視盤をLANで接続する形態の放射線モニタリングシステムである。本規格を作成するにあたっては、従来規格の拡張及び国際標準規格への準拠という観点を重視した。本規格により、各構成機器について、互換性,保守性及び生産性の向上が期待される。

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