並列処理によるプルトニウム溶液超臨界時の放出エネルギーのシミュレーション

使用并行处理模拟超临界钚溶液中释放的能量

• 批准号: 10780317
• 负责人: 小原 徹
• 金额: $ 1.47万
• 依托单位: Tokyo Institute of Technology
• 依托单位国家: 日本
• 项目类别: Grant-in-Aid for Encouragement of Young Scientists (A)
• 财政年份: 1998
• 资助国家: 日本
• 起止时间: 1998 至 1999
• 项目状态: 已结题
• 来源: https://kaken.nii.ac.jp/en/grant/KAKENHI-PROJECT-10780317/
• 关键词: 臨界安全; 溶液燃料; 超臨界; 過度解析; シミュレーション; TRACY; 臨界事故; 各燃料再処理

プルトニウム溶液体系の超臨界時の過渡状態を正確にシュミュレートする場合には以下の3つの物理現象を正確にかつ高速に扱う必要がある。すなわち、1. 中性子連鎖反応による核分裂連鎖反応の空間分布(核反応モデル)2. 核分裂の発熱による溶液の膨張、対流、蒸発の発生(熱流動モデル)3. 核分裂による放射化分解ガスのマイクロバブルの発生及び消滅(放射化ガスモデル)である。本研究では、3台の計算機で上記の物理現象を別々に並行してシュミレーションを行いながら互いにフィードバックをかけることで、全体の事象のシミュレーションを正確かつ高速に行う方法の確立を目指している。本年度は、3台の計算機による並列処理システムの検討及び核反応モデルのシミュレーションのための物理モデルのコード化(計算プログラム化)を行った。並列処理システムの検討では、本シミュレーションを行うのに適した計算機の検討及び数値解析能力のテストを行った。また、核反応モデルのコード化では、2次元の空間依存過渡解析コードを独自に開発した。本コードは、中性子束の空間分布計算に中性子拡散理論を用い、動特性計算には改良準静的近似解法を用いている。なお、シミュレーションに必要な各種パラメーターの計算には既存のコードであるSRAC95及びJENDL-3.2核データライブラリーを用いている。更に、日本原子力研究所の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)と情報の交換をおこない、NUCEFの過渡臨界実験装置(TRACY)行われている溶液燃料の過渡臨界実験の結果と今回開発したコードによる解析結果の比較検討を行った。以上の本年度の研究の結果、並列処理による本シミュレーションの方法の確立について一定の見通しを得ることができた。

The transition state of supercritical solution system is correct in case of the following three physical phenomena are correct in case of high speedすなわち、1. The spatial distribution of mitotic linkage reactions (mitotic linkage reactions)2. Expansion, convection and evaporation of solutions during fission heat generation (heat flow)3. Nuclear fission, radioactive decomposition, generation and destruction (radioactive decomposition) This study aims to establish a method for identifying physical phenomena in parallel on three computers and for accurately identifying high-speed operation on all computers. During the year, three computers were installed in parallel with the development of computer systems and the development of computer systems. The parallel processing of the system is based on the computer's ability to analyze and analyze data. The analysis of spatial dependence in the second dimension is developed independently. In this paper, the application of neutral dispersion theory in the calculation of spatial distribution of neutral beamlets and the improved quasi-static approximation method in the calculation of dynamic characteristics are discussed. SRAC95 and JENDL-3.2 are required for all kinds of design. In addition, NUCEF and information exchange at Japan Atomic Energy Research Institute (NAFRI), NUCEF's transient criticality control facility (TRACY) were conducted to compare the analytical results of transient criticality control for solution fuels. The results of this year's research, parallel processing, and the establishment of the method of the system, together with the results of the study, have been obtained.