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阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/05
現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2024-001, 40 Pages, 2024/10
JAEA-Evaluation-2024-001.pdf:1.46MB
システム計算科学センターでは、「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。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、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、令和5年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2023-001, 38 Pages, 2023/07
JAEA-Evaluation-2023-001.pdf:1.04MB
システム計算科学センターでは、「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。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、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、令和4年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
Rodriguez, D.; Rossi, F.
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 9 Pages, 2023/05
Under the MEXT subsidy for the improvement of nuclear security related activities, we will present on the current and future progress of the delayed gamma-ray spectroscopic analysis development. We highlight a paper soon to be released and the plan for finalizing the project goal.
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2022-004, 38 Pages, 2022/11
JAEA-Evaluation-2022-004.pdf:1.38MB
システム計算科学センターでは、「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。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、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、令和3年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2022-003, 61 Pages, 2022/11
JAEA-Evaluation-2022-003.pdf:1.42MB
JAEA-Evaluation-2022-003-appendix(CD-ROM).zip:6.16MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和4年1月20日改正)等に基づき、計算科学技術研究に関する事後評価及び事前評価を計算科学技術研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、計算科学技術研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出されたシステム計算科学センターの運営及び計算科学技術研究の実施に関する説明資料の口頭発表と質疑応答を基に評価を実施した。本報告書は、計算科学技術研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、事後評価及び事前評価の「評価結果(答申書)」を添付したものである。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2021-001, 66 Pages, 2021/11
JAEA-Evaluation-2021-001.pdf:1.66MB
システム計算科学センターでは、「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。なお、計算科学技術研究については、新たに設置された計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により課題の詳細な内容等が評価された。本報告は、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、令和2年度における業務の実績、第3期中長期目標期間終了時に見込まれる業務実績、及び、それらに対する委員会による評価をとりまとめたものである。
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。
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。
森山 清史; 中村 秀夫; 丸山 結
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 18 Pages, 2004/10
軽水炉のシビアアクシデントにおいて水蒸気爆発が格納容器健全性に及ぼす影響を評価するため、原研では水蒸気爆発解析コードJASMINEを開発している。融体としてアルミナとコリウムを用いた水蒸気爆発実験,KROTOS-44, 42, 37及びFARO-L33について、JASMINEコードによる解析を行った。解析では、融体細粒化に関するモデルパラメータを変更せず、粗混合における両材料の挙動の違いに基づいて、アルミナとコリウムの水蒸気爆発の強度の違いを再現することができた。コリウムの場合、粗混合時の固化割合が高く、またボイド率が大きいことが解析で示され、これらが水蒸気爆発の挙動の違いの主たる要因であると考えられる。
林 博和; 湊 和生
JAERI-Conf 2001-016, 181 Pages, 2001/12
JAERI-Conf-2001-016.pdf:11.72MB
溶融塩技術を利用した物質の分離や合成は、新たな物質科学の分野を展開していくものとして、近年、調査・研究が精力的に行われてきている。原研物質科学研究部アクチノイド科学研究グループは、日本原子力学会再処理・リサイクル部会と共催で、2001年7月18日に原研東海研において、本ワークショップを開催した。本ワークショップでは、溶融塩の構造や物性から乾式再処理技術と計算シミュレーションに至る、溶融塩技術の基礎から応用までの広範囲にわたる11件の講演が行われるとともに、活発な討議が行われた。
永井 晴康; 古野 朗子; 寺田 宏明; 梅山 信昭; 山澤 弘実; 茅野 政道
JAERI-Research 2001-012, 28 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-012.pdf:1.77MB
原研では、原子力事故時に放射性物質の大気拡散をリアルタイムで予測するために開発した計算システムSPEEDIとWSPEEDIを基盤に、さまざまな環境汚染に対応できるような環境中物質循環予測研究を推進している。今回、その一環として三宅島火山性ガスの広域拡散シミュレーションを行っている。2000年8月28日の関東西部での三宅島の火山性ガスによる異臭騒ぎ以降、現在まで、以下のような火山性ガスの広域拡散シミュレーションを行ってきた。(1) 8月28日に火山性ガスが高濃度のまま関東地方西部に到達するメカニズムの解明と放出量の推定。(2) 9月13日の東海、関西地域における異臭騒ぎでの火山ガスの到達メカニズムの解明。(3) 東海、関東地区を対象に気象データ収集から図形出力まで自動化した定常的な拡散予測を継続。本報告は、上記の一連の活動をまとめたものである。
功刀 資彰; 和田 聖治*
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 2, p.1107 - 1110, 1995/00
プラズマ対向材料がディスラプション時に極めて大きな熱負荷を受けると短時間に蒸発する。この蒸発量(損耗量)はプラズマ対向機器の寿命評価を行う上で極めて重要な量である。本報告は、昨年度開発した1次元のBKW方程式解析コード及びDSMC法コードを3次元に拡張し、両者の特性を比較したものである。その結果、BKWコードの適用範囲についてより詳細に検討する必要のあることが分かった。
功刀 資彰; 安田 英典*
Fusion Engineering and Design, 28, p.162 - 169, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.51(Nuclear Science & Technology)プラズマ対向材料(例えば、炭素、タングステン及びベリリウムなど)の超高温域(例えば、10000K以上)における真空中での蒸発・凝縮速度及び蒸気圧力などはそれほど明確にされていない。本報告は、これらプラズマ対向材料の蒸発・凝縮速度を評価するために開発した2つのコード、(1)BKW方程式に基づく差分コード及び(2)直接シミュレーションモンテカルロ法を用いた粒子コードに関するものであり、2手法間の解析結果の比較検討を行うとともに、プラズマ対向材料の候補である炭素、ベリリウム、タングステンについて既存の蒸気圧曲線と解析値との比較を行い解析値の妥当性が示された.
江里 幸一郎*; 功刀 資彰; 清水 昭比古*
Therm. Sci. Eng., 3(4), p.27 - 33, 1995/00
裏面から冷却され、電気的に浮遊した伝熱試験板へのアルゴンプラズマ円形衝突噴流の伝熱流動の数値解析を行った。伝熱試験板は核融合炉のプラズマ対向材料の候補材であるシリコンカーバイドと仮定し、その裏面の冷却条件は固気混相衝突噴流の熱伝達係数を与えた。プラズマ噴流はその熱非平衡状態を考慮するため、2温度モデルを用いた電磁流体として取り扱った。本研究の条件下では、噴流コア外縁域と淀み点付近では電子温度が原子とイオンからなる重粒子の温度より高くなる熱非平衡状態になっており、その領域では電子と重粒子のエネルギー交換が発生している。そこでは電子の放射損失やイオン-電子間の再結合時における電離エネルギーの放出等の現象が活発に発生していること、また、噴流コアが伝熱試験板に接している領域において、8MW/m
程度の熱流束が試験板へ流入していることが分かった。
7, 1992 Mito Plaza Hotel, Mito, Ibaraki, Japan: JAERI-CONF 1編集ワーキンググループ
JAERI-M 92-207, 645 Pages, 1992/12
第4回原子力先端研究国際シンポジウムが「原子力における材料科学の役割と課題」の主題のもとに1992年2月57日の3日間開催された。3日間を通じての参加登録者数は約650名、延べ参加人数は1350名であった。本シンポジウムの主な内容は、(1)新材料創製とプロセス技術、(2)材料科学的研究手段の革新、(3)データの未知領域と知的克服、(4)材料技術の革新と原子力システム、であった。またパネル討論として「材料設計と計算機シミュレーション」および「原子力開発の材料研究への期待」が論じられた。これらの討論内容に関与した80件のポスター発表も行われた。本シンポジウムは原子力分野での広範囲の材料研究開発を展開するに当り、科学の基本に立ち戻ることの重要さと、排戦すべき目標とを具体的かつ的確に示してくれた。
猪川 浩次; D.Gupta*
Nuclear Safeguards Technology,Vol.2, p.513 - 539, 1983/00
バーンウェル再処理工場(1500ton/年)をモデルとして、そこにn.r.t計量管理を適用した場合の保障措置上の有効性を検討した結果をまとめたものである。評価はコンピューター・シミュレーションを用いて行なった。仮定した計量モデルは、物質収支区域として2通りのケースと,物質収支期間として8時間、2日間及び1週間の3ケースとし、核物質の転用量としては2週間に8kgPuの突発型、年間52,32,24,16及び8kgPuの累積型のケースを想定した。結果として、Pu精製工程にn.r.t計量管理を適用すれば突発転用は検知出来るが、累積型転用はケースによって検知能力が異なり、現在までの検討では明確な結論を導くことは困難であることが判明した。この問題に対応する次のステップは、より長期のシミュレーションとより広範囲(Pu精製工程のみでない)の工程のシミュレーションを行なう必要があることを指摘した。
猪川 浩次
JAERI-M 9173, 42 Pages, 1980/11
遠心分離法式による濃縮施設において、カスケード・ホールを査察対象としないままに、カスケード内で転用が発生しないことを保証できるような保証措置システムを検討している。一案として本報告書では、再処理施設及びMOX施設に於て成功を収めているダイナミック計量管理システムの適用の可能性と、その有効性について定性的に、一部半定量的に検討した。結果として、適用可能性があり、かつ、有効であることが明らかとなった。
仙石 盛夫; 安積 正史; 松本 泰夫*; 前田 彦祐; 下村 安夫
JAERI-M 7918, 62 Pages, 1978/10
リミタ材やダイバータの中性化板のセルフ・スパッタリングにより発生した不純物の挙動を、モンテ・カルロ法により解析するコードの開発を行なった。このコードをDIVAおよびJT-60に適用し、壁材不純物の増加しない条件から、境界プラズマの温度の上限を求めた。
