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報告書

令和元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 2020-021, 215 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-021.pdf:13.11MB

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、令和元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

Sodium fire collaborative study progress; CNWG fiscal year 2020

Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕

SAND2021-0136 (Internet), 53 Pages, 2021/01

本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2020年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされ、コントロールファンクション機能によって解析に組み込んでいる。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた次年度のMELCOR解析の方向性について述べる。

論文

使用済燃料直接処分での処分容器の耐圧厚さの検討

杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09

使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。

論文

Advancement of elemental analytical model in LEAP-III code for tube failure propagation

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Li, J.*; Jang, S.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00548_1 - 19-00548_11, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。

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。

論文

Effects of heterogeneity of geomechanical properties on tunnel support stress during tunnel excavation

岡崎 泰幸*; 林 久資*; 青柳 和平; 森本 真吾*; 進士 正人*

Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future (YSRM 2019 and REIF 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/12

トンネルの支保工の設計の際、数値解析により掘削時の岩盤の挙動や支保工へ作用する応力が予想される。しかしながら、解析では、岩盤の持つ力学的な不均質性を考慮しない場合が通常である。そのため、解析では掘削時の岩盤挙動を正確に再現できていない可能性がある。そこで、本研究では、幌延深地層研究センターの深度350mの調査坑道を対象として、岩盤の持つ不均質性を考慮したトンネル掘削解析を実施した。結果として、調査坑道で計測されたような局所的に作用する支保工応力を再現するためには、岩盤の不均質性を考慮する必要があることが明らかとなった。また、不均質性の寸法の考慮も重要な要素であることが明らかとなった。

論文

Sodium fire collaborative study progress; CNWG fiscal year 2019

Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛

SAND2019-15043 (Internet), 35 Pages, 2019/12

本報告書は、日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG: Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group)協力における2019年度のナトリウム燃焼に関する研究の進捗をまとめたものである。本研究では、ナトリウムプール燃焼試験F7-1の数値解析により、軽水炉の事故進展解析コードMELCORへ組み込まれたナトリウムプール燃焼モデルの妥当性検討を実施した。本解析では、プールや雰囲気温度が計測値と同レベルまで上昇することを確認したが、解析後半では不自然な挙動も現れた。これに基づき、次年度の解析に向けた解析手法の改善策をまとめた。

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

Development of numerical analysis method for tube failure propagation under sodium-water reaction accident

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。

論文

Advancement of numerical analysis method for tube failure propagation

内堀 昭寛; 高田 孝; 柳沢 秀樹*; Li, J.*; Jang, S.*

Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), p.1289 - 1294, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。

論文

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。

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。

論文

A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method

北村 康則*; 福島 昌宏

Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.39(Nuclear Science & Technology)

短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。

論文

Study on self-wastage phenomenon at heat transfer tube in steam generator of sodium-cooled fast reactor with consideration of thermal coupling of fluid and structure

小島 早織*; 内堀 昭寛; 高田 孝; 大野 修司; 福田 武司*; 山口 彰*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/11

Na冷却高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象に対して多次元ナトリウム-水反応解析コードSERAPHIMを用いた解析評価を進めている。従来の解析評価では、反応温度の保守的評価の観点で伝熱管外表面は断熱を仮定しているが、セルフウェステージ進展の評価では伝熱管構造部の温度評価も重要となる。そこで本研究では、流体-構造間の熱移行影響評価を行うことを目的とし、流体-構造熱的連成モデルを構築し、SERAPHIMコードへ導入した。熱的連成あり/なしの解析をそれぞれ実施し、得られた各種物理量分布に対する考察から熱移行を考慮することの影響を明らかとした。

論文

Development of unstructured mesh-based numerical method for sodium-water reaction phenomenon in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of OECD/NEA & IAEA Workshop on Application of CFD/CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety and Design and their Experimental Validation (CFD4NRS-6) (Internet), 11 Pages, 2016/09

Na冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に形成される隣接伝熱管周りのウェステージ環境を評価するため、Na側で生じる圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした機構論的数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発し、SERAPHIMコードに組み込んだ。組み込み後SERAPHIMコードにより不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致することを確認した。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした試解析も実施し、妥当な解析結果を得た。

論文

高速炉燃料集合体内熱流動解析コードASFREの開発; 分布抵抗モデル改良と検証解析

菊地 紀宏; 大島 宏之; 田中 正暁; 橋本 昭彦*

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

高速炉燃料集合体の熱流力設計や安全性評価への適用を目的として、サブチャンネル解析コードASFREを整備し、複数の試験解析を通して燃料集合体内熱流動評価への適用性を確認してきたが、試験結果と比べやや急峻な温度分布となる傾向があった。本研究では、燃料集合体内温度分布の予測精度向上を目的として、流量配分に影響を及ぼす局所的な流動抵抗をより適切に評価するため、サブチャンネル解析の各コントロールボリュームにおいて冷却材が燃料ピンやワイヤスペーサから受ける局所的な流動抵抗を計算する分布抵抗モデル(DRM: Distributed Resistance Model)の精緻化を試みた。具体的には、DRMに組み込まれる燃料ピン配置等の幾何形状を考慮するモデルパラメータを修正した。改良されたDRMの適用性を確認するため、37本ピンバンドル体系ナトリウム試験を対象とした解析を実施し、その適用性を確認した。

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

トンネル掘削時のトンネル支保工応力に地山の不均質性が与える影響

岡崎 泰幸*; 青柳 和平; 熊坂 博夫*; 進士 正人*

土木学会論文集,F1(トンネル工学)(インターネット), 72(3), p.I_1 - I_15, 2016/00

トンネル支保設計では、特殊な地山条件や類似例が少ないなどの理由から、解析的手法が用いられることがある。支保部材を構造計算し定量的に評価する場合、初期応力状態や地山物性を事前に精度よく把握する必要があるが地山は不均質で均質ではない。本研究では地山の不均質性に着目し、不均質性を考慮した2次元トンネル掘削解析の解析結果を初期応力分布が明らかな幌延深地層研究計画における350m調査坑道の支保工応力計測結果と比較した。その結果、坑道で発生した支保部材の限界状態を部材の一部が超過する応力計測結果は、地山の不均質性を確率的に考慮することで説明できることがわかった。また、解析結果の支保工応力のばらつきを統計処理することで、地山の不均質性がトンネル支保工応力に与える影響を定量的に評価した。

論文

Development of a multiphysics analysis system for sodium-water reaction phenomena in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 栗原 成計; 大島 宏之

AIP Conference Proceedings 1702, p.040010_1 - 040010_4, 2015/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0

高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時ナトリウム-水反応現象及び破損伝播発生可能性を評価するためのマルチフィジックス解析評価システムを開発した。本システムは、ナトリウム側の反応ジェット挙動及びウェステージ環境を評価するSERAPHIMコード、反応ジェットから伝熱管への熱移行評価と伝熱管破損判定を行うTACTコード、伝熱管内水流動を評価するRELAP5コードから構成される。SERAPHIMコードについては、ウェステージ環境評価モデルとして液滴エントレインメント・輸送モデルを既存モデルに追加導入し、基礎的実験やナトリウム中水蒸気噴出実験を解析して解析手法の適用性を示した。TACTコードについては、伝熱管構造部の温度・応力解析モデル、流体-構造熱的連成解析モデル、ウェステージモデル、破損判定モデルを構築し、それぞれの妥当性を関連実験の解析から示した。RELAP5コードについては、実機SGにおける伝熱管急速加熱条件に対して伝熱相関式を改良し、高温ラプチャ評価上の過度な保守性を排除することで適用性を向上させた。以上により、隣接伝熱管の周囲に形成されるウェステージ環境と破損伝播発生の有無を評価可能とした。

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。

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