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神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
忠実な核熱連成シミュレーションを実現するためにJAEA Advances Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行ってきた。今回は、JAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーションの実現可能性を確認するため、BWR条件下での単一燃料集合体に対する核熱連成シミュレーションを実施する。発表では、MVP/JUPITER間のデータの授受方法およびシミュレーション結果について説明する。
多田 健一
炉物理の研究(インターネット), (77), 6 Pages, 2024/06
2024年4月21日から24日に米国のサンフランシスコで開催された炉物理分野の国際会議Physor2024に参加した。本稿では、私が参加したマルチフィジクスプラットフォームKraken及びMOOSEに関するWorkshopと、聴講した「Data Methods, Code Validation」と「Multi-Physics Reactor Simulations and Validation」の概要と、個人的な感想について記載した。
多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) (Internet), p.1488 - 1497, 2024/04
原子力機構は核計算コードや熱流動計算コードなどのシングルフィジクスコードを結合するため、高忠実なマルチフィジクスプラットフォームJAMPANを開発している。JAMPANは、HDF5形式のデータコンテナとシングルフィジクスコードの入力作成及び出力読み取りのためのモジュールから構成されている。ユーザーは結合する計算コードに適合した入出力取り扱いモジュールを実装することで、簡単に計算コードを追加・変更することができる。JAMPANの最初の目標は、炉心解析コードの参照解を提供するための核熱結合計算である。現行のJAMPANでは、核計算コードMVPと熱流動計算コードJUPITER、ACE-3D、NASCAに対応した取り扱いモジュールを実装し、結合を可能としている。ユーザーは計算規模や計算性能などに応じて熱流動計算コードを選択することが可能である。本発表では、JAMPANの概要と核計算と熱流動計算の結合計算の結果を示す。
吉田 啓之; 神谷 朋宏; 多田 健一
no journal, ,
30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30)において開催される、Workshop 1: Computational Fluid Dynamicsは、若手研究者、技術者、学生を対象に、数値流体力学(CFD)に基づく数値シミュレーションの基礎、検証のための実験、その応用などを示すために実施される。原子炉の安全性の向上、新型炉の効率的な開発などのためには、数値シミュレーション技術を活用し、原子炉内の複雑なマルチフィジックス現象について評価することを求められる。本講演では、これに対応するため核工学・炉工学ディビジョンにおいて開発されている、マルチフィジックス連成シミュレーションシステム(JAMPAN)の概要や、開発の一環として実施した核熱連成シミュレーションの結果について紹介する。
多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では現在、PythonベースのマルチフィジクスプラットフォームJAMPANの開発を進めている。JAMPANでは、HDF5形式のJAMPANデータコンテナを介してそれぞれの計算コードを結合している。このように計算コードの依存性を無くすことで、結合するコードを容易に入れ替えることが可能となっている。JAMPANの最初の目標は、炉心解析コードの参照解を提供するための核熱結合計算である。今後は燃料ふるまい解析コードFEMAXIなど、核計算・熱水力計算以外の計算コードとの連携も実施していく予定である。本発表では、JAMPANの概要について紹介する。
多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、核熱連成シミュレーションの実現に向けて、マルチフィジクス用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。前回の報告では、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPとサブチャンネル解析コードNASCAの連成による単一集合体体系の計算結果について紹介した。MVP/NASCAを用いた核熱連成では、全炉心体系といった大型の体系での適用を目標としている。そこでJAMPAN上に多集合体体系を計算できる機能を実装した。MVPについては、幾何形状に制限がないことから、多集合体体系をそのまま取り扱っている。NASCAについては、単一集合体体系を対象としていることから、個々の集合体でそれぞれNASCAの計算を行い、JAMPAN上で圧力損失が揃うように流速調整を行う機能を実装した。
神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
JAEAでは、軽水炉設計の高度化と安全性の向上を目的として、マルチフィジックスシミュレーション用プラットフォームJAMPANの開発、核計算コードの改良、熱流動計算コードの改良と妥当性確認を実施している。今回、JAMPANに核計算コードMVPと熱流動計算コードJUPITERを連成させる機能を実装し、その機能を検証した。検証のため、燃料バンドル体系を対象とし、BWRの通常運転条件での核熱連成シミュレーションを行った。本発表では、JAMPANを介したMVP/JUPITER間のデータの授受法を概説し、MVP/JUPITERを用いた核熱連成シミュレーション結果について報告する。
吉田 啓之
no journal, ,
31th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31)において開催される、Workshop 1: Computational Fluid Dynamicsは、若手研究者、技術者、学生を対象に、数値流体力学(CFD)に基づく数値シミュレーションの基礎、検証のための実験、その応用などを示すために実施される。原子炉の安全性の向上、新型炉の効率的な開発などのためには、数値シミュレーション技術を活用し、原子炉内の複雑なマルチフィジックス現象について評価することを求められる。本講演では、これに対応するため原子力基礎工学研究センターにおいて開発されている、マルチフィジックス連成シミュレーションシステム(JAMPAN)の概要や、開発の一環として実施した高忠実度核熱連成シミュレーションの結果などについて紹介する。
多田 健一
no journal, ,
JAMPANは核計算コードや熱流動計算コードなどのシングルフィジクスコードを結合するための高忠実なマルチフィジクスシミュレーション用プラットフォームである。各シングルフィジクスコードの入出力データを取り扱うため、JAMPANでは、HDF5形式のデータコンテナを用意している。このJAMPANデータコンテナは、シングルフィジクスコードと独立になるように設計されている。このデータコンテナにより、ユーザーは他のシングルフィジクスコードのデータ形式を考慮することなく、計算コードを簡単に追加または置き換えることが可能となっている。JAMPANの最初の解析対象はBWRとPWRの核熱結合計算である。現在のJAMPANでは、核計算にMVP、熱流動計算にJUPITER、ACE-3D、NASCAを用いており、ユーザーは幾何形状に応じて熱流動計算コードを選択できる。JUPITERは単一集合体形状に、ACE-3DとNACAは全炉心体系に用いられている。本プレゼンテーションでは、JAMPANの概要について説明する。
多田 健一
no journal, ,
原子力機構では、現在、Pythonベースのマルチフィジックス・プラットフォームJAMPAN(JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems)の開発を進めている。本年度は、MVP/JUPITERによる単一集合体体系と、MVP/NASCAによる全炉心体系の二つの体系の核熱結合計算を実現した。MVP/NASCAによる全炉心体系では、OECD/NEA Phase-3Cベンチマークの9
9燃料集合体で構成される仮想の全炉心体系と、OECD/NEAのPeach Bottom2号炉のタービントリップベンチマークからPeach Bottom2号炉の初装荷炉心を再現した二つの体系の入力を整備した。今後はJAMPAN上での燃料挙動解析コードFEMAXI-8の結合を進めていく予定である。FEMAXI-8との結合については、ギャップコンダクタンスの計算など、燃料棒内の温度分布及び熱伝達に関する計算機能を結合していく予定である。それ以外の計算機能や計算結果との結合については、今後検討していく予定である。
多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 福田 貴斉; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、核熱連成シミュレーションの実現に向けて、マルチフィジックス用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。前回の報告では、各集合体の入口流量調整機能など、MVP/NACAによるBWRの多集合体体系の解析に必要な機能を整備した。本発表では、これらの機能を用いてMVP/NASCAによる全炉心解析を実施した。解析体系は、OECD/NEAのPhase-3Cベンチマークを用いた99燃料集合体を並べた仮想的なBWR全炉心体系と、OECD/NEAのPeach Bottom2号機のタービントリップベンチマークに記載されている初装荷炉心の二通りである。本発表では、これらの全炉心核熱連成解析結果について報告する。
神谷 朋宏
no journal, ,
高忠実な核熱連成シミュレーションを実現するためにJAEA Advances Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行ってきた。今回の発表では、JAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーションの実現可能性を確認するため、BWR条件下での単一燃料集合体に対する核熱連成シミュレーションを実施した結果について報告する。また、MVP/JUPITER間のデータの授受方法およびシミュレーション結果について説明する。
多田 健一
no journal, ,
原子力機構が開発中のマルチフィジクス用プラットフォームJAMPAN(JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems)について説明する。炉心設計コードの妥当性確認には、実験データとの比較が必要となる。しかし、核熱連成などのマルチフィジクスを取り扱った実験データは非常に限られている。そのため、実験データに代わる高忠実なマルチフィジクスシミュレーションを実現することで、炉心設計コードの妥当性確認に資することが求められている。原子力機構では、忠実な核熱連成シミュレーションの実現のため、マルチフィジクス用プラットフォームJAMPANの開発を2021年に開始した。本発表では、JAMPANの特徴や現在の開発状況などについて報告する。
福田 貴斉; 吉田 啓之; 神谷 朋宏; 鈴木 貴行*; 多田 健一; 長家 康展
no journal, ,
原子力機構では、軽水炉に対する炉心設計の高度化と安全性の向上に資するシミュレーションを可能とするため、マルチフィジクス用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。本研究では熱流動計算コードとして、汎用的な多次元熱流動計算が可能な3次元二流体モデルに基づくACE-3Dを採用した。また、MVP/ACE-3D核熱連成シミュレーションを可能とするためのモジュールを開発しJAMPANへ実装した。本発表では、88 BWR燃料集合体に対するMVP/ACE-3D核熱連成シミュレーションの結果を発表する。
多田 健一; 秋江 拓志; 神谷 朋宏; 長家 康展; 吉田 啓之
no journal, ,
核熱連成シミュレーションのため、原子力機構が開発しているマルチフィジクスシミュレーション用プラットフォームJAMPANに三流体サブチャンネルコードNASCAを取り扱うモジュールを実装した。本研究で開発したJAMPANによるMVP/NASCAを用いた核熱連成計算は、全炉心体系など、大規模体系での利用を考えている。開発した機能の検証を行うため、プロトタイプ核熱連成シミュレーションシステムIPACSとの解析結果を比較したところ、IPACSの解析結果をほぼ再現できることを確認した。
多田 健一
no journal, ,
原子力機構が開発している核データ処理コードFRENDYでのGNDSフォーマットの取り扱いに向けた開発状況について報告する。また、本専門家会合の目的にGNDSへの取り組みだけでなく、マルチフィジクスシミュレーションの取り組みがあることから、原子力機構で開発している高忠実マルチフィジクスプラットフォームJAMPANの概要についても紹介する。
