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杉野 和輝; 滝野 一夫
JAEA-Data/Code 2019-011, 110 Pages, 2020/01
JAEA-Data-Code-2019-011.pdf:3.37MB
実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用三角メッシュ離散座標法(SN法)輸送計算コードMINISTRIコード(Ver.7.0)を整備した。具体的には、これまで整備したMINISTRIコード(Ver.1.1)の非収束性の問題を詳細に分析し、適切な改良を行うことにより、大型炉心体系への適用における収束性を飛躍的に向上させることができた。改良後のMINISTRIを種々の高速炉炉心を対象にして検証を行った結果、同じ断面積を用いた多群モンテカルロ法計算結果に対して、実効増倍率で0.1%以内、出力分布で0.7%以内の一致が見られ、十分な精度を有することを確認した。また、計算時間に関しては、初期拡散計算機能の導入と並列処理化により、従来と比較して約10分の1への計算時間の短縮を図ることができた。更に、セル非等方ストリーミング効果取り扱い機能の導入、摂動計算ツールの整備、六角格子内三角メッシュ毎断面積指定機能の追加、六角メッシュ計算コードMINIHEX統合を行い、汎用性を高めた。
小迫 和明*; 山野 直樹*; 深堀 智生; 柴田 恵一; 長谷川 明
JAERI-Data/Code 2003-011, 38 Pages, 2003/07
JAERI-Data-Code-2003-011.pdf:1.29MB
JENDL-3の第3改訂版(JENDL-3.3)は2002年5月に公開された。このライブラリーは種々の分野で利用される。今般、MCNPやANISN等の輸送計算コード用にJENDL-3.3に基づく2つのライブラリーFSXLIB-J33とMATXSLIB-J33を整備した。これらのライブラリーは、申し込みにより利用可能である。
奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03
被引用回数：1 パーセンタイル：15.05(Nuclear Science & Technology)燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。
西田 雄彦; 佐々 敏信; 高田 弘; 滝塚 貴和
Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.668 - 674, 1996/00
オメガ計画に従って加速器消滅処理システムの概念検討を進めているが、その性能予測用計算コードシステムACCLの開発及び高度化を行った。数GeV~20MeV領域のハドロン核反応・輸送過程を扱うカスケードコード(NMTC/JAERI)では、核内での核子の反射屈折効果の採用、核子-核子散乱断面積の更新、核子-原子核散乱断面積の採用全断面積の評価済データによる差し替え及び核分裂パラメータの調整等を行い加速器消滅処理システムの重要因子である核破砕中性子源の強度及び分布の予測精度を向上させた。20MeV以下では、これまでの中性子輸送コードTWOTRAN2(Sn)及びMORSE(モンテカルロ)を、高度化されたTWODANT及びMCNP4Aでさしかえ、消滅炉心の計算時間の大巾な短縮を達成した。また従来の核データライブラリENDF-B4ではなく、最新のJENDL3.2に対応する73群定数ファイルを作成し計算精度を向上させた。
野々宮 厳*; 石黒 美佐子; 筒井 恒夫
JAERI-M 90-108, 77 Pages, 1990/07
本報告は、Sn法による2次元放射線輸送コードDOT3.5のベクトル化について述べる。対象としたコードは、ORNLで開発されたオリジナル版だけでなく日本原子力研究所内で実際に用いられているDOT3.5の改良版であるDOT3.5コードFNS版、DOT3.5コード炉設計版、RADHEAT-V4システムESPRITモジュールについてもベクトル化を行なった。さらにDOT3.5コードFNS版とDOT3.5のDDX版であるDOT-DDコードに対して入出力処理の高速化を実施した。ベクトル化版のオリジナル版に対する性能向上は、DOT3.5コードで1.7~1.9倍、DOT3.5FNS版で2.2~2.3倍、DOT3.5炉設計版で1.7倍、RADHEAT-V4システムで3.1~4.4倍である。また、入出力処理高速化版のオリジナル版に対する経過時間は、DOT3.5FNS版及びDOT-DDコードで50%~65%に減少した。
森 貴正; 中川 正幸; 佐々木 誠*
JAERI 1314, 151 Pages, 1988/11
正確な核融合炉ニュートロニクス解析を行うために、多群二重微分型断面積を使用するいくつかの輸送計算コードを開発した。多群二重微分型断面積は散乱後のエネルギーと散乱角の相関関係を正確に表現することができるので非等方性の強い散乱を有する物質中の輸送現象も正しく取り扱うことができる。開発したコードおよびコードシステムは、(1)PROF-DD:ENDF/B-IV及び-V形式の核データファイルを処理して多群二重微分型断面積ライブラリーを作成するコードシステム、(2)ANISN-DD:一次元Snコード、(3)DOT-DD:二次元Snコード、(4)MORSE-DD:三次元モンテカルロコード並びに計算結果を処理するためのいくつかの補助プログラムである。本報告には、これらのコードに使用されている計算アルゴリズム及び各コードの使用法が記載されている。
森 貴正; 佐々木 誠*; 中川 正幸
JAERI-M 87-123, 55 Pages, 1987/08
一次元SnコードANISNの改良版を作成した。本コードは特に、核融合炉のニュートロニクス計算でみられるような強い非等方散乱断面積を持つ物質中での中性子輸送計算において有用である。本コードでは強い非等方散乱を精度良く取り扱うために、従来のルジャンドル展開に代って、多群二重微分型断面積(DDX)を用いている。その結果、散乱後のエネルギーと散乱角の相関が多群近似の範囲で正確に考慮されている。本コードはオリジナル版の持つ機能の他に、DDXライブラリーを用いた輸送計算(固定源問題及び固有値問題)、adjoint計算、及びDDXの縮約の機能を持っている。
比例計数管のエネルギー応答特性の評価浅野 芳裕
保健物理, 22, p.445 - 451, 1987/00
放射線防護上中性子測定を行う場合、その対象とするエネルギー範囲は熱領域から10数MeVにおよぶ。この広いエネルギー範囲を測定するものとしてポリエチレンなどの減速材と中性子検出器を組み合わせた減速材付検出器がよく用いられている。これらの検出器のエネルギー応答特性の多くは中性子輸送計算やモンテカルロ計算によって得られたものであり、高い信頼性を得るためには加速器を用いた単色中性子線などによる実験値と計算値との比較がなされる必要がある。そこで今回、球形のBFカウンタを内蔵した減速材の厚さが1cmから14cmまでの8種類の球形減速材付検出器を製作し、そのエネルギー応答特性を実験および計算を行うことにより評価し良好な結果が得られたので報告する。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 宮坂 靖彦; 鈴木 正年; 福本 享*; 成田 秀雄*
JAERI-M 86-028, 107 Pages, 1986/03
JRR-3改造炉に設置予定の中性子導管の物理設計及び遮蔽設計のために行われた解析につてまとめた。すなわち、冷中性子導管及び熱中性子導管の出口でのエネルギ-分布及び空間分布を求めた。また導管を囲む遮蔽コンクリ-トの遮蔽効果も評価した。解析計算では、液体水素散乱カ-ネルはYoung-Koppelモデルを、冷中性子源スペクトル及び導管遮蔽にはANISNコ-ドを、導管中の中性子輸送にはMORSEコ-ドを用いた。
土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*
JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01
SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。
石黒 美佐子; 筒井 恒夫
JAERI-M 82-199, 40 Pages, 1982/12
中性子輸送計算は、原子炉の遮蔽問題や臨界問題を取扱い、原研ては、計算量の多い分野の1つである。そこで、近い将来におけるスーパーコンピュータの利用を想定し、中性子輸送コードのベクトル計算への適応性について調査した。差分近似法を用いたDOT3.5、TWOTRAN、ANISNと直接積分法を用いたPALLAS-2DCY、BERMUDA-2DNを取上げる。ベクトル計算効果は、解法、形状、取扱われる問題に大きく依存することが解った。ここでは、各コードに対し、ベクトル化の問題点、再構成、F230-75 APUによる計算速度の実測、反復解法の数値実験などが記述される。
関 泰; 飯田 浩正; R.T.Santoro*; 川崎 弘光*; 山内 通則*
Nucl.Technol./Fusion, 2, p.272 - 285, 1982/00
原研が1979年にIAEA国際協力トカマク炉のワークショップに提案したINTOR-Jのダイバータ間隙と中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングの影響を評価した。その結果中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングはドリフト管のサポート部がしゃへいとして有効であるので、許容できるものであった。しかしながらダイバータ間隙からの中性子ストリーミングは炉停止後に人間が炉に近接するには高すぎる誘導放射能を生成することが示された。この種の放射線ストリーミング計算にモンテカルロとモンテカルロ、および2次元Snとモンテカルロを結合させた計算手法が有用であることを示した。
関 泰; 飯田 浩正; R.T.Santoro*; 川崎 弘光*; 山内 通則*
Transactions of the American Nuclear Society, 38, p.555 - 557, 1981/00
原研が1979年にIAEA国際協力トカマク炉(IAEA)のワークショップに提案したINTOR-Jのダイバータ間隙と中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングの影響を評価した。2次元Sn輸送計算法と3次元モンテカルロ計算法を結合させて複雑形状におけるストリーミング解析を効果的に行なった。
笹本 宣雄; 竹内 清*
Nuclear Science and Engineering, 71(3), p.330 - 342, 1979/00
被引用回数：6直接積分法によるディスクリート・オーディネイト輸送コードPALLASに対して、線源分布の関数近似を線形関数から線形関数と指数関数の組合わせへと変えることにより数値計算精度の改善を行った。修正PALLASコードの計算結果を、従来のPALLASの計算結果およびS
コードANISNの計算結果と比較した結果、本計算手法は空間メッシュサイズや線源条件に関係なく他の計算手法よりも大幅に数値計算誤差を減らせることがわかった。
藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 大西 忠博*; 中原 康明
JAERI 1253, 29 Pages, 1978/02
有限要素法により、二次元(r、z)円柱体系における多群中性子輸送問題を解くプログラムが開発された。数値解法としては、高次のラグランジュ多項式に基づく有限要素法が空間変数に適用されており、物質境界で中性子束が不連続になることが許されている。実際規模の問題を含むいくつか例が与えられた、その結果がFEMRZの有効性を例訂するためにSm法と比較され、検討している。双二次近似の場合は、特別な考慮をしない、粗いメッシュのときどきでも十分精度が良く、数値的にも安定である。
朝岡 卓見; 浅野 則雄*; 中村 久*; 水田 宏*; 千々 和洋*; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 瑞慶 覧篤*; 筒井 恒夫; 藤村 統一郎; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.56 - 71, 1978/01
被引用回数：7原子炉核計算あるいは遮蔽計算用の中性子・ガンマ線輸送計算コードが正確に作動していることを確認するためのテスト問題として、3つのベンチマーク問題の入力データと計算結果をまとめた。最初の1次元の小さな球形原子炉に関する問題は、1次元Snコード、DTF-IV,ANISN,更にはMORSEモンテカルロコードのテストにも用いられるであろう。2番目の2次元(x、y)での吸収媒質中の中性子伝播を扱う問題は、2次元Snコード、TWOTRAN-GG,TWOTRAN-II,DOT-3,TRIPLETに対するきびしいテスト問題となっている。最後の2次元(r、z)での放射線ストリーミングの問題も有限差分Snコード、TWOTRAN-II,DOT-3のテストに使えるが、有限要素法SnコードのFEMRZのテストにも用いられるようになっている。これらの計算に使用されるパラメータの計算結果、計算時間への影響の一般的傾向もまとめられている。
藤村 統一郎; 筒井 恒夫; 堀上 邦彦; 中原 康明; 大西 忠博*
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(8), p.541 - 550, 1977/08
被引用回数：3先に、二次元(r,z)円柱体系における多群中性子輸送問題を有限要素法で解くアルゴリズムが開発され、簡単なモデルによる計算もなされた(日本原子力学会、昭和49年秋の分科会、同昭和50年年会での口頭発表)。 有限要素法は(r、z)面内の正規長方形小領域上の空間変数に応用されている。 本稿では、そのアルゴリズムのうち、双一次または双二次多項式を基底として用いた不連続法およびその計算結果について述べる。 原子炉の現実的な体系を中心としたいくつかの数値例が示されるが、双二次近似による解は精度も良く、粗いメッシュのときでも数値的に安定である。 また、汎用的なダイヤモンド差分法によるコードとの比較もなされ、また数値計算の結果を通じて不連続法の利点が示されている。
小山 謹二; 田代 晋吾; 南 多善*; 筒井 恒夫; 出田 隆士; 宮坂 駿一
JAERI-M 6954, 42 Pages, 1977/02
1次元輸送計算コ-ドANISNは、散乱の異方性を高次のルジャンドル展開頃まで扱う事ができ、遮蔽解析に広く使用されている。遮蔽計算への適応性を高め、使い易くするために、ANISNに 1)検出器のレスポンスから反応率の空間分布を計算する。2)中性子およびガンマ線のエネルギー・スペクトルの空間依存性を考慮し、任意の領域の平均断面積を作成する、そして3)エネルギー・スペクトル、反応率の空間分布の作図、などに代表される機能を追加した。この報告は、ANISN-JRのユーザー・マニュアルとして書かれたものであり、種々のオプションを使用するために必要な入力データと、その定義を纏めている。
