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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。
Arthur, R.*; 笹本 広; Alt-Epping, P.*; 舘 幸男
Applied Geochemistry, 155, p.105707_1 - 105707_8, 2023/08
被引用回数：2 パーセンタイル：39.41(Geochemistry & Geophysics)地質媒体中でのナチュラルトレーサープロファイルを対象に、過去から現在に至るまでの変遷をモデルによる評価することは、放射性廃棄物の地層処分における性能評価手法をサポートする上でも役立つ。本研究では、北海道幌延地域における古水理地質学的な変遷から推察される境界条件に基づき、前進モデリングにより物質移行モデルを開発した。本研究で対象とした2つのボーリング孔(距離にして約1km程度離れた場所に位置)で認められたプロファイルの違いについては、間隙率や透水係数の違いによる影響というより、むしろ、局所的な割れ目の分布密度や連結性の違いによる影響が大きい可能性が示唆された。
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。
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。
外川 織彦; 大倉 毅史; 木村 仁宣; 永井 晴康
JAEA-Review 2021-021, 61 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-021.pdf:3.72MB
東京電力(株)福島第一原子力発電所事故を契機として、原子力防災への大気拡散モデルの利用について、様々な状況とレベルで論争は続いた。しかし、計算モデルによる予測は原子力災害対策に使用可能かどうかといった二者択一の極端な議論が多く、緊急時対応の科学的検証に基づいて丁寧に議論されてきたとは言い難かった。一方、日本原子力研究開発機構(原子力機構)内外には、大気拡散モデルやその解析結果の潜在的利用希望者が少なからず存在することが分かったが、複数の種類がある大気拡散モデルについて、その目的と用途に応じた使い分けに関して理解不足と誤解があることが見受けられた。本報告書では、原子力防災に利用される大気拡散モデルについて、原子力機構で開発または使用されているモデルを中心として、モデルの概要や計算手法等を比較するとともに、それらのモデルを利用した解析例を記述した。これにより、原子力機構内外における大気拡散モデルの潜在的利用希望者に対して、今後の検討や活動に参考となることを目的とした。
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。
Cs concentrations from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, phase III; Simulation with an identical source term and meteorological field at 1-km resolution佐藤 陽祐*; 関山 剛*; Fang, S.*; 梶野 瑞王*; Qu
rel, A.*; Qulo, D.*; 近藤 裕昭*; 寺田 宏明; 門脇 正尚; 滝川 雅之*; et al.
Atmospheric Environment; X (Internet), 7, p.100086_1 - 100086_12, 2020/10
福島第一原子力発電所(FDNPP)事故により放出されたCsの大気中の挙動を調べるため、第3回大気拡散モデル相互比較が実施された。前回のモデル比較より高い水平格子解像度(1km)が使われた。前回のモデル比較に参加したモデル中9モデルが参加し、全モデルで同一の放出源情報と気象場が使用された。解析の結果、観測された高いCs大気中濃度のほとんどが良好に再現され、いくつかのモデルの性能向上によりマルチモデルアンサンブルの性能が向上した。高解像度化によりFDNPP近傍の気象場の再現性が向上したことで、拡散モデルの性能も向上した。風速場の良好な表現によりFDNPP北西の高い沈着量の細い分布が合理的に計算され、FDNPPの南側の沈着量の過大評価が改善された。一方で、中通り地方、群馬県北部、及び首都圏のプルームの再現性能はやや低下した。
岩崎 俊樹*; 関山 剛*; 中島 映至*; 渡邊 明*; 鈴木 靖*; 近藤 裕昭*; 森野 悠*; 寺田 宏明; 永井 晴康; 滝川 雅之*; et al.
Atmospheric Environment, 214, p.116830_1 - 116830_11, 2019/10
被引用回数：6 パーセンタイル：21.73(Environmental Sciences)放射性物質の事故放出のための大気拡散予測モデルの利用が日本気象学会の作業部会により勧告された。本論文の目的は、2011年の福島第一原子力発電所からの事故放出に関する予測モデル相互比較によるこの勧告の検証である。放出強度は、放出の時間変化が得られない場合の最悪ケースを想定するため予測期間内で一定と仮定された。放射性物質の吸入を防ぐには地上大気の汚染度、湿性沈着に伴う放射線被ばく軽減には鉛直積算量の利用が想定される。予測結果はアンサンブル幅を有しているが、共通して時間空間的な相対的危険度を示しており、公衆に効果的な警告を不足なく出すのに非常に有用である。信頼性向上にはマルチモデルアンサンブル手法が効果的であろう。
小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
軽水炉をはじめとする超高熱流束を扱う機器において限界熱流束の評価は重要であるが、そのメカニズムはいまだ解明されていない。限界熱流束の予測モデルの一つであるマクロ液膜蒸発モデルにおいて、モデル内で用いる液膜量を評価するマクロ液膜形成モデルが提案されており、そのモデルの中では液膜は合体泡の接合時に蒸気泡の中に取り込まれることが仮定されている。本研究では、このモデルの仮定を数値解析を用いた流体力学的な観点で検証する。
Cs plumes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of the model intercomparison data of the Science Council of Japan北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.
Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(14), p.7754 - 7770, 2018/07
被引用回数：27 パーセンタイル：66.81(Meteorology & Atmospheric Sciences)日本学術会議のモデル相互比較プロジェクト(2014)で提供された、福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出されたCsの計算に用いられた7つの大気輸送モデルの結果を比較した。本研究では、東北及び関東地方に輸送された9つのプルームに着目し、モデル結果を1時間間隔の大気中Cs濃度観測値と比較することにより、モデルの性能を評価した。相互比較の結果は、Cs濃度の再現に関するモデル性能はモデル及びプルーム間で大きく異なることを示した。概してモデルは多数の観測地点を通過したプルームを良く再現した。モデル間の性能は、計算された風速場と使用された放出源情報と一貫性があった。また、積算Cs沈着量に関するモデル性能についても評価した。計算されたCs沈着量の高い場所はCsプルームの経路と一致していたが、大気中Cs濃度を最も良く再現したモデルは、沈着量を最も良く再現したモデルとは異なっていた。全モデルのアンサンブル平均は、Csの大気中濃度と沈着量をともに良く再現した。これは、多数モデルのアンサンブルは、より有効で一貫したモデル性能を有することを示唆している。
Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫
Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07
被引用回数：12 パーセンタイル：29.33(Nuclear Science & Technology)Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.
操上 広志; 北村 哲浩; 山田 進; 町田 昌彦
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
福島環境中の放射性セシウムの移動に係る様々な時間・空間スケールの課題に対応するため、複数の数値モデルが準備された。本論文はいくつかのケーススタディとともに、環境中での放射性セシウムの移動に係る諸課題に対する原子力機構のモデル化アプローチの一部について記述する。
小林 卓也; 茅野 政道; 外川 織彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(5), p.569 - 575, 2006/05
被引用回数：4 パーセンタイル：29.98(Nuclear Science & Technology)海水循環モデル(Princeton Ocean Model)とランダムウォークモデル(SEA-GEARN)から構成される溶存状放射性物質移行コードシステムを開発した。モデルの応用として、原子力潜水艦の仮想事故により対馬海峡から放出されたCsの海洋中における移行を日本海南西海域において計算した。溶存状放射性物質の移行過程の季節変動を調べるために、10日ごとの瞬時放出計算を1年間に渡り実施した。溶存状放射性物質の移行傾向は2つのパターンに分類された。1月から9月に放出を開始したケースでは、全ての高濃度域が本州に沿って北東に移行した。10月から12月に放出を開始したケースでは、多くの高濃度域が西へ移行し、本州に沿って分布するCs 濃度は比較的低かった。東経134度線を通過する粒子数と対馬海峡の流入量の相関係数を求めたところ、R=0.718を得た。
exchange processes into a multilayer atmosphere-soil-vegetation model永井 晴康
Journal of Applied Meteorology, 44(10), p.1574 - 1592, 2005/10
大気-土壌-植生モデルSOLVEGへのCO交換過程の導入及びその感度解析と気孔抵抗計算が冬小麦畑における潜熱フラックスに及ぼす影響の考察について記述する。大気と地表面間の熱及び水交換に関するモデル構成の妥当性は、先の論文(Nagai:2002, 2003)において確認された。本研究では、CO交換過程をモデルに導入し、その性能評価を行った。試験計算において、モデルは地上2mのCOフラックス測定値を良好に再現した。モデル設定及びパラメータの不確実さを明確にするための感度解析においては、土壌中のCO生成がCO計算に最も重要であることがわかった。また、CO計算過程が潜熱フラックス計算へ及ぼす影響の考察も行った。その結果、新しいモデルは、地表面におけるCO交換だけでなく熱及び水交換の研究に対しても有効であることが示された。
寺田 宏明; 茅野 政道
Proceedings of 2nd International Conference on Radioactivity in the Environment, p.15 - 18, 2005/10
原子力緊急時において放射性物質の大気拡散のリアルタイム予測を行う計算モデルは非常に有用である。発表者らはこれまで緊急時環境線量情報予測システムSPEEDIとその世界版WSPEEDIを開発してきた。従来のWSPEEDIは質量保存風速場モデルWSYNOPと粒子拡散モデルGEARNから構成されていた。WSYNOPは診断型モデルであり気象場を予測することは不可能であるため、予測精度及び解像度が入力気象データに依存し、また鉛直拡散及び降雨沈着過程の詳細な考慮が不可能であった。これを改良するために大気力学モデルMM5を導入した。この改良版WSPEEDIを1986年に発生したチェルノブイリ原子力事故に適用し、数値モデルの予測性能の検証を行った。CASE-1:ヨーロッパ全域を含む広域計算と、CASE-2:広域とチェルノブイリ周辺域での2領域ネスティング計算の2ケースの計算を行った。CASE-1の計算結果よりCsの大気中濃度と地表沈着量を水平分布図及び統計解析で測定データと比較した結果、ヨーロッパスケールでの輸送の挙動をよく予測できていた。CASE-2の計算では、領域ネスティング計算によりCASE-1の広域計算では計算不可能であった詳細な沈着量分布を予測することができた。
佐藤 博之; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 前田 幸政; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之
JAERI-Tech 2005-014, 89 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-014.pdf:7.25MB
原子炉と水素製造設備の接続にかかわる技術課題の一つとして、水素製造設備の化学反応器の負荷変動に起因する2次ヘリウムガス温度変動が原子炉へ伝播することによる原子炉スクラムの回避が挙げられる。この対策として、原研は化学反応器の下流に蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(以下、「冷却システム」と呼ぶ)を配置し、本冷却システムにより2次ヘリウムガスの熱過渡を吸収緩和し中間熱交換器入口2次ヘリウムガス温度を一定に制御することを提案している。蒸気発生器と放熱器を用いた冷却システムについて解析コードの検証を行った。本冷却システムは放熱器の伝熱管外を流れる空気で冷却することにより蒸気発生器の圧力制御を行い、蒸気発生器出口2次ヘリウムガス温度を一定に保持する。この圧力制御特性は放熱器伝熱管外を流れる空気の伝熱特性に支配される。このため、実規模単一反応管試験装置による試験結果から空気の伝熱特性を明らかにし、これをもとに解析を行った結果、解析は冷却システムの圧力,温度,流量及び熱交換量等の試験結果をよく模擬でき、本解析コードの検証を行うことができた。
Soukhovitskij, E. Sh.*; Morogovskij, G. B.*; 千葉 敏; 岩本 修; 深堀 智生
JAERI-Data/Code 2004-002, 32 Pages, 2004/03
JAERI-Data-Code-2004-002.pdf:1.43MB
軟回転体模型ハミルトニアンに基づくチャンネル結合光学模型によって原子核の集団励起構造と反応断面積を記述する計算コードOPTMANにおける最新の理論と数値計算アルゴリズムの解説を行う。本研究は、国際科学技術センター(ISTCモスクワ)のプロジェクトB-521として、日本のサポートの下で行われている。本プロジェクトによりOPTMANにおける数値計算アルゴリズムは完全に改訂され、またユーザーフレンドリーなインターフェースが設けられた。
鈴木 元衛
Proceedings of 2nd Japan-Korea-China (5th Japan-Korea) Seminar on Nuclear Reactor Fuel and Materials, p.4 - 10, 2004/03
高燃焼度燃料における複雑な相互作用を表現する燃料解析コードの設計において、コードは相互に依存しあうモデルの複雑な連関構造となることは避けられない。通常運転時においてはPCMIが発生し、ペレットと被覆管の間の強固なボンディング層は被覆管を二軸応力状態という厳しい機械的負荷に置く。一方、ボンディング層はギャップ熱伝達を促進し、ペレット温度を下げ、ペレットと被覆管の接触を保持するので、Lift-Off(内圧上昇によりギャップが開き、燃料温度が上昇してさらに内圧が上昇する現象)に対する抵抗性を増加させる。ペレットの振る舞いにおいては、FPガスバブルの成長は温度に強く依存するので、燃焼解析とリム層成長の結果を十分に包含できるようなペレット半径方向のメッシュ切りによってペレット温度を信頼性高く予測することが要求される。本講演ではこのような具体的側面の観点からモデリング方法を論じる。
