令和6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 2026-003, 41 Pages, 2026/06

JAEA-Evaluation-2026-003.pdf:1.08MB

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6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。

原子力機構の大型計算機システムにおけるジョブスケジューリングシステムの運用改善

河津 諒平

JAEA-Technology 2025-014, 48 Pages, 2026/02

JAEA-Technology-2025-014.pdf:2.19MB

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。)では、日本における原子力の総合研究開発機関として原子力に係わる様々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。原子力機構のスーパーコンピュータシステムHPE SGI8600(以下、「大型計算機システム」という。)はデジタルツイン、機械学習、ビックデータ処理等の技術進展を背景に高まっている計算需要に応える重要インフラとして令和2年12月に導入したものであり、原子力機構の研究開発の推進において欠くことのできないものとなっている。大型計算機システムにおけるプログラムの実行タスク(以下、「ジョブ運用」という。)を効率化することは、計算資源の効率的な利用、すなわち、研究開発の効率化において有用である。ジョブ運用の効率化に向け、プログラム実行の待機時間(以下、「ジョブ待機時間」という。)を調査することにより、運用開始段階では分かれていたジョブの実行リストを管理するクラス(以下、「キュークラス」という。)の統合を行えばジョブ待機時間が改善され、運用が効率化されると推定された。そのことから、キュークラスの統合を令和4年度より施行することとした。本報告書では、ジョブ運用の効率化のために行った大型計算機システムの利用情報の分析からキュークラス統合までの流れ、キュークラス統合前後のジョブ待機時間の変化について報告する。

Re-evaluation of nuclear criticality characteristics for infinite and finite heterogeneous lattice systems composed of uranium-zirconium hydride fuel rods used in the TRIGA annular core pulse reactor NSRR

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-010, 197 Pages, 2025/11

JAEA-Research-2025-010.pdf:3.5MB

TRIGA燃料棒の臨界リスクの把握とその取扱いの安全対策の検討のため、NSRR燃料棒からなる無限及び有限非均質格子体系の臨界特性を、燃料棒の詳細な計算モデルを用いて再評価した。再評価には、最新バージョンのJENDL-5を含むJENDLライブラリとMVPバージョン3コードが使用された。臨界特性として、無限及び水反射有限体系の中性子増倍率の変化を、格子ピッチと減速材水の密度をパラメータとして詳細に調べた。再評価された臨界特性の結果から、JENDL-5ライブラリを用いて、水反射の六角格子体系の最小臨界燃料棒本数は46.80.2本と得られた。さらに、TRIGA燃料棒には水素化ジルコニウム減速材と黒鉛反射材が備わっているため、減速材及び反射材としての水が存在しない場合の臨界到達可能性を検討した。その結果、水が存在しない場合でも、NSRR標準炉心に装荷されている燃料棒の本数よりも少ない115.70.6本の燃料棒で臨界に到達することが可能であることが分かった。

Detectability of pump/diagrid link rupture in pool-type sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*

Nuclear Technology, 211(11), p.2812 - 2831, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2462367

The safety analyses were carried out to confirm the sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture. The target plant is a pool-type sodium-cooled fast reactor (SFR) of about 600 MWe class equipped with an axially heterogeneous core currently under development in Japan. In the pool-type SFR, the primary system piping connects the primary pump and the high-pressure sodium plenum located at the inlet of fuel sub-assemblies and is called "pump/diagrid link." In order to confirm the detectability of the pump/diagrid link rupture by safety protection system signals, a series of analyses of the guillotine break for a pump/diagrid link was carried out. The sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture was confirmed by whether or not the development target of the system in a pool-type SFR in Japan is satisfied. The target is that at least two kinds of signals are transmitted for the detection of the event.

Three-dimensional reconstruction of a small piece of Ce-doped lithium glass scintillator of an optical fiber-based neutron detector using microcomputed tomography technique

石川 諒尚; 瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 渡辺 賢一*; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 山崎 淳*; 吉橋 幸子*; 瓜谷 章*; 原野 英樹*

Journal of Radiation Research (Internet), 66(5), p.563 - 569, 2025/09

https://doi.org/10.1093/jrr/rraf048

An optical fiber-based neutron detector is a real-time neutron monitor for an intense neutron field. A small piece of neutron scintillator, such as Ce-doped lithium glass (Li-glass), used in the detector has a random shape with a grain size of 200-400 m. This causes shape-dependent effects on the detector response. However, it is difficult to control or clarify the micro shape due to its small size. Here we propose a technique to obtain the fine structure of a small piece of the scintillator using a microcomputed tomography (CT) system. To verify accuracy, the mass estimated based on the volume extracted from the obtained CT image was compared to the mass measured in advance using an electronic balance. In the obtained CT images, the fine shape of the small piece of Li-glass was clearly visible, and no false signals from the surrounding components were observed. The estimated mass was in good agreement with the measured value, however, a slight underestimation was observed when the total number of projection images was 2000. This was mitigated by increasing the number of projection images, and the difference between the estimated and measured mass was 1.6% when the number of the projection images was 3141. This was equivalent to the uncertainty of the measured mass. The proposed technique will be useful when high accuracy is needed, such as for medical applications.

Chemical Kinetic Uncertainty Quantification in Hydrogen Combustion Computational Fluid Dynamics Simulation for ENACCEF2 Experiment

茂木 孝介; 松本 俊慶; 塩津 弘之

Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 10 Pages, 2025/08

Since the hydrogen explosion at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident in March 2011, hydrogen management during severe accidents at nuclear power plants has attracted attention as an important issue. In order to improve hydrogen management under severe accident conditions, the propagation of flames and the resulting loads on structures need to be predicted accurately. For this reason, the use of computational fluid dynamics methods is expected. Various benchmark experiments have been carried out and turbulence models, turbulent combustion models and chemical reaction models have been discussed, but the uncertainties of each model have not been treated independently. Analysis including uncertainty assessment is necessary to promote efficient research activities through uncertainty-based prioritisation and to reflect the latest findings in best practice guidelines. The aim of this study is to establish a methodology for quantifying the chemical reaction uncertainty in turbulent premixed flame CFD and to perform CFD and uncertainty analyses on existing benchmark experiments.

Input data preparation for PWR large-break LOCA analysis with RELAP5/MOD3.3 code

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2025-005, 106 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-005.pdf:2.93MB

JAEAでは、加圧水型軽水炉(PWR)解析のためのRELAP5/MOD3.3コードの入力データを、主に大型非定常実験装置(LSTF)の参照4ループPWRである敦賀発電所2号機の設計情報を基に作成してきた。PWR解析に関する代表的なOECD/NEAの活動として、BEMUSEプログラムの枠組みにおける低温側配管大破断冷却材喪失事故(LBLOCA)の計算が挙げられる。また、わが国の新規制基準に係るPWRの炉心損傷防止対策の有効性評価事象には、低温側配管LBLOCA時の非常用炉心冷却系(ECCS)の再循環機能喪失事象が含まれる。本検討において、PWRの安全設計上想定すべき設計基準事故の一つであるLBLOCAを解析するための入力データを整備した。本報告書では、PWRLBLOCA解析の入力データの主な特徴を示す。PWRの原子炉容器、加圧器(PZR)、高温側配管、蒸気発生器(SG)、SG二次系、クロスオーバーレグ、低温側配管、ECCSなどをモデル化し、参照4ループPWRを2ループで模擬した。その際、PZRは3ループ分を模擬するループAに接続し、破断口は1ループ分を模擬するループBに設置した。PWRのコンポーネントのノード分割は、LSTFのコンポーネントのノード分割を参照した。また、PWRLBLOCA解析の主な入力データに対して、解釈を加えるとともに、設定根拠などの付加情報を提供した。さらに、整備した入力データを用いて、ECCS再循環機能喪失事象を対象とした過渡解析を実施した。RELAP5/MOD3.3コードによる既往研究の計算と比較することにより、過渡解析は概ね妥当であることを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードを用いて感度解析を実施し、破断口の流出係数や代替再循環注水流量が燃料棒被覆管表面温度に及ぼす影響を明らかにした。本報告書では、設定した条件の範囲内での感度解析結果について示し、ECCS再循環機能喪失事象に対する既往研究の計算内容の一部を補完する。

Investigation on multi-dimensional short-term behaviour through benchmark analysis of a large-volume sodium combustion experiment

曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.403 - 414, 2025/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2441427

ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウム漏えい事故を管理するためにナトリウムの燃焼挙動を理解することが極めて重要である。本研究では、多次元熱流動解析コードAQUA-SFを用いて、サンディア国立研究所(SNL)のT3実験のベンチマーク解析を実施した。この実験は、容器容積100m、ナトリウム流量1kg/sの密閉空間で実施され、ナトリウム注入直後の局所的な温度上昇がもたらす多次元的な影響を明らかにした。本研究では、AQUA-SFの機能を拡張することを目的として、このような多次元的な温度変動、特に容器底部における高温領域の形成のシミュレーションに焦点を当てた。提案したモデルには、ナトリウム液滴着火の一時停止と床面上のナトリウム飛沫の噴霧燃焼が含まれる。さらに、底部高温域の再現性を高めるためには、床部近傍に熱源を追加することが不可欠であることを示した。そこで、噴霧円錐角の感度解析と床面上の液滴の長時間燃焼を含むケーススタディを実施した。この包括的なアプローチにより、ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム燃焼のダイナミクスと安全対策に関する貴重な知見を得ることができた。

CFD analysis of thermal radiation effects on large containment CIGMA vessel with Weighted Sum of Gray Gases (WSGG) model

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.53 - 59, 2025/03

https://doi.org/10.15669/pnst.7.53

This paper presents the experimental study and computational fluid dynamics (CFD) analysis on the effect of thermal radiation in the humid atmosphere inside the containment vessel. The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical analysis was carried out using the open-source CFD code OpenFOAM. The initial gas condition inside the CIGMA containment consists of three gases, helium, air, and water vapor, at room temperature 30 C and a pressure of 1 atm. Initial helium stratification was located 6 m above the bottom vessel, and its molar fraction was 55 %. The initial water vapor molar fraction was set to 0.1% in order to minimize the thermal radiation absorption by the water molecule. Pure helium was injected through a nozzle from the top, leading to increased vessel pressure and a corresponding rise in gas temperature. The numerical validation at low water vapor, i.e., 0.1% HO, was performed by comparing the transient profile of pressure, gas molar fraction, and temperature with the experimental data. A Weighted Sum of Gray Gases (WSGG) model was implemented in the OpenFOAM solver. The numerical results showed a reasonable agreement compared to the experimental data. In addition, the numerical simulation with various water vapor mass fractions, i.e., 0.0%, 0.1%, 0.3%, 0.5%, and 60%, was performed to analyze the effect of humidity on the radiative heat transfer. The predicted temperature was overestimated when the numerical model neglected thermal radiation. Therefore, it indicated that thermal radiation should be considered when modeling the containment thermohydraulic.

Evaluation report for sludge measurement by nondestructive assay (Plutonium Scrap Multiplicity Counter)(Joint research)

谷川 聖史; 瀬谷 和仁*; 浅川 直也*; 林 宏幸*; 堀籠 和志; 向 泰宣; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; Henzlova, D.*; Swinhoe, M. T.*; et al.

JAEA-Technology 2024-014, 63 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-014.pdf:3.02MB

プルトニウム転換技術開発施設の廃液処理工程で発生したスラッジ中のPu量を評価する上で、スラッジは生成上、多くの不純物(Na, Fe, Ni等)を含み不均質であるため、従来の破壊分析ではサンプリングによる代表性が乏しく、Pu量測定に係る測定不確かさが大きかった(約24%)。この測定不確かさを低減させるために、日本原子力研究開発機構と米国ロスアラモス国立研究所は共同で中性子を利用した非破壊測定装置のPlutonium Scrap Multiplicity Counter (PSMC)を用いた測定技術の開発を進めた。MOX粉末を用いた模擬スラッジやモンテカルロ法により検証等を行いPSMC検出器パラメーター(predelay, doubles gatefraction等)を最適化し、高分解能ガンマ線分光分析を組み合わせて測定した結果、含有不純物の影響はないことが確認でき、従来法と比べ新たに設定した非破壊測定方法における測定不確かさは約6.5%まで低減できた。さらに、PSMC測定値の妥当性を評価するため、IAEA立ち合いの下、ガンマ線を測定しPu量を評価するIn Situ Object Counting System (ISOCS)を用いた比較測定した結果、ISOCSとPSMCの測定値は両方の測定不確かさの範囲内で一致したため、PSMCによる測定値の妥当性が確認された。これらの結果より、本非破壊測定技術はスラッジのように不純物を多く含み、サンプリングの代表性が乏しいアイテムに有効であり、スラッジの計量管理に適用することが認められた。