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モデリング・シミュレーションの高度化
平成２４年度 発電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業 （モデリング・シミュレーションの高度化） 成果報告書 平成２４年３月 株式会社三菱総合研究所 目 1. 次 はじめに ...................................................................... 1 1.1 背景 ........................................................................ 1 1.2 目的 ........................................................................ 1 1.3 作業の進め方 ................................................................ 2 2. 開発対象の検討 ................................................................ 3 2.1 国内のソフトウェア等の利用の現状と開発動向の調査 ............................ 3 2.1.1 国内のソフトウェア等利用の現状の調査 .................................... 3 2.1.2 国内のソフトウェア等開発動向の調査 ..................................... 10 (1) 日本原子力研究開発機構における開発状況 ................................. 10 (2) 原子力安全基盤機構 ..................................................... 14 (3) エネルギー総合工学研究所 ............................................... 17 (4) 電力中央研究所 ......................................................... 17 (5) 資源エネルギー庁安全対策高度化基盤整備事業 ............................. 19 (6) 周辺ソフトウェア ....................................................... 19 (7) 国内のソフトウェア開発における課題 ..................................... 23 2.2 海外のソフトウェア等の利用の現状と開発動向の調査 ........................... 26 2.2.1 米国 ................................................................... 26 (1) 米国の新しい世代の原子力安全解析コード開発動向 ......................... 26 (2) 米国のシビアアクシデント関連解析コード ................................. 40 (3) 米国製シビアアクシデント解析コードの福島第一原子力発電所事故への適用.... 44 (4) 米国製解析コードの我が国での利用条件 ................................... 47 (5) 原子力関連ソフトウェアに関する米国の輸出規制政策 ....................... 48 (6) 米国での解析コード開発状況のまとめ ..................................... 54 2.2.2 欧州 ................................................................... 61 (1) 背景 ................................................................... 61 (2) 欧州で利用されているコンピュータコード ................................. 62 (3) 欧州での解析コード開発動向 ............................................. 72 2.2.3 韓国 ................................................................... 81 (1) 利用の現状 ............................................................. 81 (2) 開発動向 ............................................................... 82 2.2.4 中国 ................................................................... 90 (1) 利用の現状 ............................................................. 90 (2) 開発動向 ............................................................... 90 2.3 国内のソフトウェア等に関するニーズ調査 ..................................... 92 2.3.1 保有している原子力ソフトウェア（コード、データ）の利用状況 ............. 93 2.3.2 国産原子力ソフトウェア（コード、データ）への期待 ....................... 97 2.3.3 国産原子力ソフトウェアの保守・管理・サービス体制のあるべき姿 ........... 99 2.3.4 ニーズ調査のまとめ .................................................... 102 2.4 開発対象ソフトウェアに関する検討 .......................................... 103 2.4.1 国内外の動向の概要 .................................................... 103 i 2.4.2 3. モデリング・シミュレーション高度化技術開発対象について ................ 107 開発・活用に関する検討 ...................................................... 114 3.1 開発対象ソフトウェア等の選定体制に関する検討 .............................. 114 3.2 ソフトウェア等の開発体制の検討 ............................................ 115 3.2.1 開発体制の具体例 ...................................................... 115 (1) RELAP ................................................................. 115 (2) SCALE ................................................................. 116 (3) NEAMS ................................................................. 118 (4) ASTEC ................................................................. 119 3.2.2 開発体制の案 .......................................................... 120 (1) 開発体制のパターン分類 ................................................ 120 (2) 開発体制の比較 ........................................................ 120 3.3 ソフトウェア等の精度評価・検証に関するデータの現状調査と、評価・検証方法の検討123 3.3.1 ソフトウェア等の精度評価・検証に関するデータの現状調査 ................ 123 (1) OECD/NEA コード検証データ .............................................. 123 (2) シビアアクシデント関連試験データ ...................................... 125 (3) OECD/NEA の国際標準問題(ISP) ........................................... 128 (4) OECD/NEA Nuclear Science 関連ベンチマーク .............................. 131 3.3.2 精度評価・検証方法の検討 .............................................. 132 (1) V&V の定義 ............................................................. 132 (2) V&V に関する国内外の状況 ............................................... 134 (3) V&V の種類とその違い ................................................... 134 (4) 日本原子力学会の活動 .................................................. 135 (5) 日本計算工学会の活動 .................................................. 136 (6) ASME V&V .............................................................. 136 (7) 原子力分野の実験 ...................................................... 136 3.3.3 今後のコード開発に係る精度評価・検証についての課題 .................... 137 3.4 V&V を支援するシステムの検討 ............................................... 139 3.4.1 V&V 支援システム構築の目的 ............................................. 139 3.4.2 V&V 支援システムの対象範囲 ............................................. 139 3.4.3 V&V 支援システムに対する基本ニーズ ..................................... 141 3.4.4 概念設計にあたり明確化すべき事項 ...................................... 141 (1) 利用者と役割分担 ...................................................... 141 (2) 利用・運用方法 ........................................................ 142 (3) 登録データ ............................................................ 142 (4) V&V 支援システム上でのデータ体系化 ..................................... 142 3.4.5 具体案の検討 .......................................................... 143 (1) 利用者と役割分担 ...................................................... 143 (2) 利用・運用方法 ........................................................ 144 (3) 登録データ ............................................................ 145 (4) V&V 支援システム上でのデータ体系化 ..................................... 146 3.4.6 今後の課題 ............................................................ 148 ii 3.5 ソフトウェア等の維持・活用に関する検討 .................................... 149 3.5.1 維持・活用体制に関する検討の視点 ...................................... 149 3.5.2 維持・活用体制の提案 .................................................. 149 3.6 コード試作による検討結果の検証 ............................................ 151 3.6.1 コード試作の目的 ...................................................... 151 3.6.2 サプレッションチャンバー温度成層化現象評価コードの開発 ................ 151 (1) ソフトウェア開発の目的 ................................................ 151 (2) 開発するソフトウェアの概要 ............................................ 151 (3) ソフトウェア開発体制 .................................................. 152 (4) 開発の手順 ............................................................ 152 (5) データ取得実験の概要 .................................................. 153 (6) 開発体制に関する検討 .................................................. 154 3.6.3 使用済み燃料プールの冷却・給水機能評価コードの開発 .................... 156 (1) ソフトウェア開発の目的 ................................................ 156 (2) 開発するソフトウェアの概要と開発の手順 ................................ 156 (3) ソフトウェア開発体制 .................................................. 157 (4) 開発体制に関する検討 .................................................. 158 3.6.4 試作を通じたソフトウェア開発体制に関する検討 .......................... 159 4. 結論と今後の課題 ............................................................ 160 4.1 検討結果のまとめ .......................................................... 160 4.1.1 開発対象 .............................................................. 160 (1) 国内外の利用状況、開発状況の調査 ...................................... 160 (2) ニーズ調査結果 ........................................................ 160 (3) 開発マップの作成 ...................................................... 160 4.1.2 開発・活用に関する検討 ................................................ 160 (1) 開発対象ソフトウェアの選定体制 ........................................ 160 (2) ソフトウェア等の開発体制 .............................................. 161 (3) 精度評価・検証に関するデータ調査と評価・検証方法 ...................... 161 (4) 維持・活用 ............................................................ 161 (5) コード試作による検討結果の検証 ........................................ 161 4.2 今後の課題 ................................................................ 162 (1) 開発対象ソフトウェア等の機能要件の検討と概念設計 ...................... 162 (2) 開発・維持・活用体制の構築 ............................................ 162 (3) 知識基盤に関する検討 .................................................. 162 iii 1. はじめに 1.1 背景 2012 年 9 月に策定された「革新的エネルギー・環境戦略」では、2030 年代には原子力発 電所をゼロとすることが可能なようにすべての政策資源を投入することとしている一方で、 安全が確認された原子力発電所については重要な電源として活用する方針が示されている。 原子力の安全確保は至上命題であることから、東京電力株式会社福島第一原子力発電所事 故の経験や、事故から得られた教訓を踏まえ、既設原子力発電所について、シビアアクシ デント対策を中心に安全対策の高度化を適切に進めていくことが必要である。 安全対策の高度化に当たっては、電気事業者や原子力プラントメーカー、研究機関等に おいて研究開発が進められているところではあるが、安全の高度化にむけて基礎基盤とな る部分については、国が主導して研究開発を進め、技術基盤を整備することが必要である。 昨年 3 月に当時の当時の原子力安全・保安院が発表した「東京電力株式会社福島第一原 子力発電所事故の技術的知見について」において、対策項目としてはモデリング・シミュ レーション技術について直接の言及はされていない。しかし、シビアアクシデントの発生 時をはじめとする様々なフェーズで起きている事象を高い精度でシミュレーションする技 術は安全対策高度化に当たっての重要な基盤の１つである。 そのため、米国やフランスでは、解析コードやデータベースを含むソフトウェアの開発 と検証に長期的に取り組んできており、標準化されたものとして、メーカーや事業者と規 制組織が共に利用しているほか、外国にも提供されてきた。我が国でこれまで主に米国で 開発されたソフトウェアを利用してきたが、最近では一部の重要なソフトウェアをブラッ クボックス化する動きが出てきており、今後の利用に関して何らかの制約が生じ、安全対 策高度化に支障が出ることが強く懸念されることから、中国や韓国ではこれに対抗するべ く、国を挙げて独自のソフトウェア開発プロジェクトが進められている。こうした状況を 踏まえ、モデリング・シミュレーション技術について、我が国でも独自のソフトウェアを 開発し活用していくことについて検討する必要がある。 1.2 目的 本事業では、原子力施設プラントのモデリング・シミュレーション技術の開発や高度化 に向けて、我が国の原子力施設の安全を支える重要な技術基盤として、我が国独自のモデ リング・シミュレーション技術を開発し、その成果を反映した解析コードやソフトウェア 開発、それを継続に活用していくための維持・活用体制について検討を行う。具体的には、 開発対象とする解析コードやデータライブラリを含むソフトウェア等に関する情報の整理、 開発・メンテナンス体制を含む開発方法・体制の検討を行う。 1 1.3 作業の進め方 本事業を進めるにあたって、事業の成果の妥当性を評価することと幅広い専門家からの 助言を頂くことを目的として、モデリング・シミュレーション開発委員会を開催しながら 作業を進めた。モデリング・シミュレーション開発委員会は 3 回開催された。詳細につい ては、付録 1 に示す。なお、モデリング・シミュレーション開発委員会の資料は、WEB サ イトを構築した上で、参加メンバーが配布資料を常時閲覧可能とした。WEB サイト構築に 関する説明資料を付録 2 に示す。 2 2. 開発対象の検討 2.1 国内のソフトウェア等の利用の現状と開発動向の調査 2.1.1 国内のソフトウェア等利用の現状の調査 1) ソフトウェア公開の状況 わが国の原子力ソフトウェアの主な開発機関である日本原子力研究開発機構（JAEA）で 開発・整備され公開されているソフトウェア及びデータベースの情報は PRODAS (PROgram and DAtabase retrieval System)で検索可能である。PRODAS に登録されているソフトウェ ア等の数は 428 件であり、無償での利用が可能である。一方、米国オークリッジ国立研究 所放射線安全情報センター(RSICC)では、米国で開発・整備されたソフトウェア等を中心に 1507 件のソフトウェア等を公開しているが、その利用は有償である。また、32 件は米国内 の配付のみ、8 件が米国政府機関とその契約機関のみの配付、3 件（MCNP、RELAP、他 1 件） は米国エネルギー省（USDOE）の輸出許可が必要という制限がかかっている。経済協力開発 機構（OECD）／原子力機関（NEA）データバンクには、世界の様々な機関が開発したソフト ウェア等が 2238 件登録されており、無償での利用が可能である。しかし、RSICC に登録さ れているソフトウェア等が相当数含まれており、その配付の際は RSICC と同じ手続きが必 要である。 一般財団法人高度情報科学技術研究機構（RIST）は、PRODAS、RSICC 及び NEA データバ ンクで公開されている原子力関連ソフトウェアの我が国における配付機関である。なお、 PRODAS 及び NEA データバンクの公開ソフトウェアの配付を希望する機関は RIST の原子力 データセンターへの登録が必要である。 2) 使用されているソフトウェア RIST から配付されたソフトウェア等は 310 種類、2473 件になる。その結果を整理したも のが表 2.1-1 であるが、放射線安全に係るソフトウェア等の種類、配付数が圧倒的に多く、 次が炉心・臨界安全に分類されるソフトウェア等である。また、海外ソフトウェア等の配 付件数が全体の約 70％となっている。 3 表 2.1-1 PRODAS、RSICC、NEA データバンクからの配付ソフトウェア等の分類、配付数 大分類 中分類 小分類 種類 PRODAS RSICC NEA 配付数 配付数 配付数 配付数 計 主なコード 炉心解析、炉心動特性計算、 炉心・臨界安全 SCALE 炉心燃焼計算、核データ及び 34 処理コード、臨界安全性／再 237 14 24 275 SRAC2006 ChainJ40 臨界など 放射線輸送計算、炉心解析、 炉心・臨界安全 炉心燃焼計算、核データ及び 放射線安全 処理コード、臨界安全性／再 ORIGEN2.2 10 69 388 64 521 NJOY ORLIBJ40 臨界など 解析コ 放射線安全 ード、 55 142 539 121 802 MCNP, PHITS 放射線輸送計算、臨界安全性 1 55 0 0 55 MVP/GMVP-II 核データ及び処理コード 46 94 82 91 267 FSXLIB 放射能移行計算 18 48 34 8 90 QAD-CGGP2 39 45 63 45 153 4 14 3 2 19 9 13 3 14 30 22 9 17 37 63 被ばく、線源計算、スペクト 解析シ ル解析など ステム 燃料安全 構造安全 熱流動 シビアアクシ デント 外的事象 燃料 サイクル 周辺技術 放射線輸送計算 通常運転時、事故時 動的応答、確率論的破壊解析 など 各種事故および異常な過渡変 化、LOCA 事象など EASY-2010 SAND-II-SNL FEMAXI DYNA3D PASCAL3 TRAC, RELAP RASCAL 3.0.5 炉心損傷挙動、格納容器破損 7 挙動、ソースターム挙動、環 8 10 6 24 SAPHIRE 7.27 境影響など THALES-2 地震 2 1 2 3 安全評価、再処理工程など 16 17 4 28 49 データベース 24 1 34 26 61 23 6 11 44 61 310 759 1202 512 2473 統計処理、プリ・インターフ ェース・ポスト機能、処理コ ード、シミュレータなど 計 E3D TOUGH2 MIXSET-X SINBAD KENO3D 5.1 SABRINA 次に、断面積ライブラリーを除外した配付数 10 件以上のソフトウェアを図 2.1-1 に示す。 図中において、PRODAS に登録されているソフトウェアの頭には◎をつけている。また、メ ーカー、ソフトウェアハウス等と大学、研究機関等への配付が分かるように両者の色を変 えている。配付数が圧倒的に多いのは、中性子･光子輸送モンテカルロコード MCNP、臨界・ 遮蔽・熱安全解析コード SCALE である。一方、中性子･光子輸送モンテカルロコードではこ の数年わが国で開発された PHITS の利用が伸びてきており、RIST からの配付数に JAEA か ら直接配付された件数を加えるとその利用件数は 800 件強となり MCNP を超えている。 4 ソフトウェア名 MCNP5, 6/MCNPX SCALE4, 5, 6.1 ◎ PHITS2 ORIGEN2.2 ◎ MVP/GMVP-II DOORS 3.2a ◎ ORIGEN2.2-UPJ ◎ SRAC2006 NJOY-99 ◎ G33GP, G33GP2 PARTISN 5.97 ANISN-ORNL, PC ◎ QAD-CGGP2 ◎ ChainJ40 (DCHAIN) BOT3P 5.3 QAD-CGGP-A TRANSX2.15 EASY-2010 SAND-II-SNL SOURCEＳ-4C UMG 3.3 ◎ FEMAXI-6, 7 TRAC-PF1 ◎ SLAROM-UF-2010 NRCDOSE 2.3.12 ◎ SWAT3.1 ◎ JFS-3-J4.0 DOT-3.5, 4.2 DANTSYS 3.0 TOUGH2 SAMMY-8 LHS (PC, SUN) ◎ MARBLE RELAP4, 5/MOD1 国内ソフトウェア ： メーカ、ソフトウェアハウス ： 大学、研究機関 国外ソフトウェア ： メーカ、ソフトウェアハウス ： 大学、研究機関 0 50 100 150 200 250 300 350 配付数 図 2.1-1 わが国における公開ソフトウェアの配布状況 3) ソフトウェア等利用の詳細と課題 国内で使用されている主要な原子力ソフトウェア等が各機関でどのように利用されて いるかについては、RIST からの報告書1にまとまった調査結果が示されている。その内容 を以下に転記する。 調査は 2011 年 6 月から数ヶ月行われたもので、わが国の原子力関係機関のうち、 「RSICC ユーザ会」に加盟して米国の原子力ソフトウェアを利用している 51 機関、原子力データセ 1 財団法人 高度情報科学技術研究機構、「原子力利用を支えるソフトウェアの状況と開発 に関する調査」報告書、新技術振興渡辺記念会 科学技術調査研究助成 5 ンターに登録して NEA データバンクの原子力ソフトウェアを利用している 138 機関を対象 としている。アンケート調査の依頼に対し、有効回答数は 64 機関であり、その内訳は表 2.1-2 に示すとおりである。また、各機関で主に使用されているソフトウェア名とその用 途をまとめたものを表 2.1-3 に示す。 表 2.1-2 64 機関の業種別分類 業種 件数 電力会社（発電） 3 原子炉メーカー・エンジニアリング・建設 燃料サイク ル関係 15 5 放射線利用・計測・遮蔽解析関連 7 民間シンクタンク・ソフトウェアハウス 14 財団法人 4 独立行政法人 12 大学 表 2.1-3 主要な計算コードと用途 計算コード MCNP ANISN/DORT/DOT/TORT SCALE ORIGEN QAD/G33 MVP/GMVP PHITS NJOY EGS FEMAXI DANTSYS SRAC TRANSX CASMO/SIMULATE RELAP その他 総計 用途分類 ① 16 6 29 5 14 3 2 ② 24 28 3 2 26 2 11 ③ 用途 ⑤ ⑥ ④ ⑦ 5 1 4 6 2 5 4 2 3 51 80 30 143 183 33 27 28 22 22 ① 核（炉心）設計・安全解析 ② 遮蔽設計・安全解析 10 14 11 11 ⑧線源評価 総計 47 36 35 3 27 27 3 20 4 18 1 7 1 11 3 1 9 2 7 2 6 6 2 6 5 1 4 26 4 85 346 54 16 106 610 ⑥燃料設計 ④ 構造設計・安全解析 ⑨核データ作成 6 ⑩ 4 ⑦シビアアクシデント解析 ③ 熱流動解析・安全解析 ⑤ 耐震設計 ⑩その他 ⑧ ⑨ 2 1 2 2 1 16 1 1 1 さらに、使用目的と開発主体との関係を整理したのが表 2.1-4 で、図 2.1-2 はそれを棒 グラフで示している。これらの結果は、わが国の原子力産業が、国外で開発されたソフト ウェアを広範な分野で使用していることを示している。すなわち、核（炉心）設計、遮蔽 設計、熱流動解析、シビアアクシデント解析など、原子力プラントの主要な安全解析、さ らには線源評価や核データの作成などの原子力コードの基盤となる領域でも国外、とりわ け米国の原子力ソフトウェアに大きく依存している実態を示している。 表 2.1-4 原子力ソフトウェアの使用目的と開発主体 開発主体 使用目的 B 国内他機 A 自主開発 関 ① 核（炉心）設計・安全解析 16 37 ② 遮蔽設計・安全解析 5 33 ③ 熱流動解析・安全解析 1 2 ④ 構造設計・安全解析 11 11 ⑤ 耐震設計 15 5 ⑥ 燃料設計 2 5 ⑦ シビアアクシデント解析 2 ⑧ 線源評価 3 12 ⑨ 核データ作成 2 ⑩ その他 25 25 総計 78 134 ー 計 算 コ C 国外 D 日本・海外 共同開発 90 140 30 6 2 7 9 37 14 54 389 143 183 33 28 22 14 11 54 16 106 610 5 2 2 9 200 D 日本・海外共同開発 180 C 国外 160 B 国内他機関 140 A 自主開発 総計 120 ド 数 100 80 60 40 20 ⑧ ⑨ ⑩ シビアアクシデント解析 線源評価 核データ作成 その他 耐震設計 ⑦ ⑤ 構造設計・安全解析 燃料設計 ④ 熱流動解析・安全解析 ⑥ ③ 遮蔽設計・安全解析 核（炉心）設計・安全解 析 ② ① 図 2.1-2 原子力使用ソフトウェアの使用目的と開発主体 7 これらの国外ソフトウェアの中には、表 2.1-5 に示すように 2000 年以前に導入された計 算コードも相当数含まれている。古い計算コードが使われているのは、わが国では原子力 プラントの安全評価等においては、最新の知見に基づく計算コードよりも使用実績のある 計算コードが重んじられてきたことが背景にある。しかし、こうした実績主義は国内だけ で通用する考え方であり、最新の知見に基づく安全評価、そのための原子力ソフトウェア を求める国際社会では受け入れられるものでない。今後、国際的に原子力プラントの輸出 などの事業展開を図る上では、外国と同等、あるいはそれ以上の信頼性を有する国際競争 力のある最新のソフトウェアを有しているかどうかが、国際輸出の成否を左右する大きな 鍵になるものと推測される。 表 2.1-5 海外コードの導入時期 導入時期 コード数 1980 以前 20 1981-1990 9 1991-2000 42 2001-2011 262 不明 56 計 389 本調査では、わが国で使われている 65％のコードは国外で開発されたものという結果に なっている。その主な理由は表 2.1-6 のとおりである。許認可コードとしての実績、他に 同じ機能の国産コードがない、信頼性がある、デファクトスタンダードである、使い易い といった理由で、国外のソフトウェアが広く使われていることを表 2.1-6 の結果は示して いる。 表 2.1-6 国外ソフトウェアを利用する主な理由 その一方、国外のソフトウェアの利用に関しては、約半数の利用者が表 2.1-7 に示す様々 8 な問題や不便を感じていることも示され、専門家の支援や、旧バージョンの改良、あるい は旧バージョンへの乗り換えといった苦肉とも云える対応で問題の解決を図っているとの 回答もある。そうした状況の中で、国産コードや自社開発コードへの移行による解決を図 っているという回答もあり、国外ソフトウェアの使用に問題点が生じたときに、止むを得 ずに国内ソフトウェア開発を行うという、原子力先進国としては極めて受身の姿勢がある ことも明らかにされた。 表 2.1-7 国外ソフトウェアの使用上の問題 2009 年に米国のソフトウェアの一部が配付停止になったことの影響については、回答の 半数にのぼる 27 の企業が業務上の支障を挙げ、このほか業務効率の低下やコスト増加とい った企業の経営に直結する影響を挙げている。さらに、計算精度や信頼性の低下といった ソフトウェアの性能に関わる影響も指摘されており、わが国にとって、米国のソフトウェ アの制限が極めて深刻な影響を与える実態が明確にされた。 さらに、ソフトウェアの配付や利用上の規制強化（ソースの配付制限、日本国籍非保有 者への配付禁止）に対して、どのように対処すべきか、という設問に対しては、表 2.1-8 に示すように同等の国産コードを開発すべきという回答とあわせて、国外コードを安定し て取得できる体制や取組みを保持すべきなど国外ソフトウェアへの依存状況を早急に解決 することの難しさを懸念する回答もほぼ同数見られる。この２つの回答は、国産ソフトウ ェアの開発に取り組む必要性を認識しつつも、そのためには相当の開発期間が必要になる ので、国外のソフトウェアを安定的に利用できる国の施策が必要であるという利用者の率 直で現実的な声である。 9 表 2.1-8 国外コードの配布制限に対する対処について 対策 同等の国産コードを開発 コード取得体制の保持 特に対処の要なし 有償化・ユーザー制限等を条件とした緩和要求 国際間の連携で対処 回答数 18 15 9 9 8 4) まとめ わが国の原子力産業は、外国で開発されたソフトウェア等にかなり依存しており、とり わけ放射線安全、炉心・臨界安全、熱流動解析など、原子力プラントの主要な安全解析も 含めて米国のソフトウェアが広く使われている。しかし、最近の米国による MCNP や RELAP5 といった主要なソフトウェアの公開制限の動きに対する懸念や独自の原子力プラントの国 際展開の想定、加えて福島第一原子力事故への対応を考慮した場合、わが国が独自の原子 力ソフトウェアを開発しそれを保守･維持していくことが重要と考えられる。 （参考文献） 1) 財団法人 高度情報科学技術研究機構、「原子力利用を支えるソフトウェアの状況と開 発に関する調査」報告書、新技術振興渡辺記念会 科学技術調査研究助成 2.1.2 国内のソフトウェア等開発動向の調査 (1) 日本原子力研究開発機構における開発状況 独立行政法人日本原子力研究開発機構で開発・整備されたコンピュータプログラム及び データベース（以下「ソフトウェア」）の情報を検索するシステム PRODAS に登録されたソ フトウェアのうち、公開されて軽水炉の安全性評価に関してよく用いられているものは、 次のとおりである。 PHITS 核反応・粒子輸送モンテカルロ法コード MVP/GMVP 放射線輸送計算と臨界安全性コード SRAC 熱中性子炉体系標準コード FEMAXI 燃料ふるまい解析コード DCHAIN 燃焼計算（線源計算） ACE-3D 三次元二流体モデル解析コード JENDL－4.0 汎用評価済核データライブラリ また、公開されていないが JAEA で開発されているソフトウェアの主なものを以下に示す。 MOSRA 原子炉解析のためのモジュラーコードシステム： TPFIT 詳細二相流シミュレーションコード 10 STORM 詳細乱流シミュレーションコード RANNS 燃料挙動解析コード 表 2.1-9 に、上記のソフトウェアの開発状況を整理する。この中で、PHITS は説明会の 開催などの積極的なユーザサポートを行っており、高度情報科学技術研究機構（RIST）か ら配布された約 120 本に、説明会で直接配布されたものを加えると、約 800 本が利用され ている。MVP/GMVP は原子力安全基盤機構（JNES）で行われるクロスチェック臨界安全解析 にも用いられている。 なお、PRODAS に登録されたすべてのソフトウェアの状況については、付録 3 に示す。 シビアアクシデントに関しては、シビアアクシデントを考慮した熱水力安全研究計画を推 進しており、以下の研究に取り組んでいる。 ①格納容器挙動実験 ②炉心及び冷却ループ内熱流動実験 ③大型非定常実験装置（LSTF）を用いた実験 ④数値解析技術の高度化 モデリング・シミュレーションに関連した取り組みである④は、国産コード開発と V&V（検 証と妥当性確認）、局所、詳細流動解析手法の整備として以下を実施している。 ・システム解析最適評価（BE）コードのモデル開発や検証 ・水－蒸気 3 次元二相流動を高精度・高分解能で表現する CFD など詳細解析手法を独自 に開発し、詳細実験データに基づいて検証 ・事故現象の詳細な検討（アクシデント・マネジメント策の検証や安全設備などの性能 確証に適用） 11 表 2.1-9 JAEA における主なコードの開発動向 コード名 ACE-3D PHITS MVP/GMVP SRAC SWAT MORSA 機能 三次元二流体モ デル解析コード 現状 原子力機構原子力基礎工 学部門熱流動研究ループ により、モデルの妥当性 や適用範囲の拡大の検討 が行われている。 原子力機構原子力基礎工 学部門原子力標準ソフト 中性子、陽子（粒 ウェア開発グループが維 子）、重イオン 持管理の取りまとめを行 輸送モンテカル っている。職員 5 名、研 ロコード 究員 2 名の体制。 放射線輸送計算 と臨界安全性解 析のための汎用 中性子･光子輸 送モンテカルロ コード 原子炉及び臨界 集合体の解析や 新型炉概念設計 を目的とする統 合核計算コード システム 原子力機構原子力基礎工 学部門炉物理研究グルー プが対応している。1994 年に MVP/GMVP が公開さ れ、2004 年にバージョン アップされた MVP/GMVP-II が公開され た。現在の開発体制は 3 名である。 原子力基礎工学部門炉物 理研究グループで対応。 1986 年に SRAC システム の第 2 版利用手引き （JAERI-1302)が出版さ れた後、多くの機能拡張 や不具合の修正、ライブ ラリーデータの追加と修 正を行い、統合核計算コ ードシステムとして完 成。 12 今後の開発計画 より正確に二相流現象を表現 できるモデル式を適用する検 討、集合体の形状効果および 集合体内の燃料棒本数が冷却 能力に及ぼす影響（スケール 効果）を検討するとともに、 大型炉心の熱工学的成立性を 解析的に確認する予定。また、 超臨界流体解析に拡張も可 能。 JAEA, KEK, RIST で共同研究 を締結している。その他に要 素開発で、九州大学、理研、 JAXA、スウエーデン Chalers 大学、フランス CEA、と共同 研究を結んでいる。JAEA の MVP との統合が計画されてい る。 バージョン 2 以降に追加され た機能を検証し、次期バージ ョンとして公開予定（公開年 度は未定） SRAC としての開発は 2006 年 12 月の SRAC-2006 で終了し、 その機能は MOSRA に継承して いく。 SRAC に ORIGEN2 を組み込み、 燃焼計算で取り扱える核種を 増やしたのが SWAT であり、現 在では中性子輸送のソルバー として SRAC だけでなく、MVP や MCNP5 を選べる SWAT4 が、 開発されている。 表 2.1-9 JAEA における主なコードの開発動向（続き） コード名 DCHAIN JENDL FEMAXI/ RANNS 機能 現状 最初の DCHAIN は 1977 年 に ORIGEN2 より高精度な 燃焼計算コードとして開 発された。その後、崩壊 核種生成崩壊計 熱の感度解析機能を備え 算 た DCHAIN2（1980）が開 （0 次元燃焼計 発された。現在では加速 算） 器駆動炉などに適用する ために核破砕反応を加え た DCAHIN-SP として開発 が続けられている。 原子力基礎工学部門核デ ータ評価研究グループで 対応。1977 年に JENDL-1 核データ （中 を公開した後、 性子をはじめと 2,3,3.1,3.2,3.3 と 改良 した粒子の反応 を重ね、2010 年に 断面積データ。 JENDL-4.0 を公開 。『汎 処理コードを介 用ファイル』 のみでな して、粒子輸送 く、必要なデータのみを 計算に用いる。） 整備した 『JENDL 特殊目 的ファイル』 の作成も行 っている。 現在、FEMAXI-7 が開発さ れている。FEMAXI-6 は 軽水炉燃料の通 JNES の安全審査クロスチ 常運転時及び過 ェックの参照コードとし 渡条件下の燃料 ての活用されている。 ふるまい解析 TPFIT 詳細二相流シミ ュレーションコ ード STORM 詳細乱流シミュ レーションコー ド 原子力機構原子力基礎工 学部門熱流動研究グルー プが対応。 原子力機構原子力基礎工 学部門熱流動研究グルー プにより、機能の拡張の 検討が行われている。 13 今後の開発計画 最終版は DCHAIN-SP2001 とし て整備され、主に核破砕中性 子源解析における信頼性や妥 当性評価が行われている。 継続的なデータ整備を実施。 高燃焼度燃料挙動解析コード FEMAXI をベースに、事故時燃 料挙動解析コード RANNS の開 発に着手。反応度事故時燃料 挙動モデルを整備し、NSRR に おける高燃焼度燃料実験の解 析を通じて検証。 改良界面追跡法のチェック、 及び計算時間短縮化 圧縮性流体、特に物性値変化 の激しい超臨界圧流体の乱流 場を解析できる圧縮性流体解 析機能の組み込み。 (2) 原子力安全基盤機構 我が国の規制機関によるソフトウェア開発を含む安全研究は、主に技術支援機関（TSO) である独立行政法人原子力安全基盤機構（JNES）により行われている。 JNES はその安全研究を、規制当局が実施する科学的合理的な安全規制を支援するため、 以下の目的を持つ研究として定義している。 ・安全規制制度の企画立案及び規制基準等の整備 ・安全規制を実施する際の技術的な手法・手段の整備 ・安全規制を実施する際の判断に必要な技術的知見の取得 ・規制活動を的確に実施する上で必要な技術基盤の整備 JNES は、安全規制上の課題を分析し、課題解決のために必要となる安全研究ニーズを抽 出し、安全研究ニーズに応えるために必要な研究実施内容・スケジュールを決定し、 「安全 研究計画」として策定している。ここでは、平成 24 年度（平成 24 年 7 月）に策定された JNES の安全研究計画から、ソフトウェア開発動向をまとめた。 表 2.1-10 に示すように、JNES で行われている規制課題解決型研究のテーマの多くの中で コード開発が取り上げられている。 表 2.1-10 JNES の研究開発分野とテーマ（規制課題解決型研究） 14 特に、発電炉設計審査分野と原子力防災分野で行われている次の研究は軽水炉の安全基 盤高度化に直結するものである。 1) 発電炉設計審査分野：国産システムコードの開発 （目的） ・ストレステスト（2 次評価）、新たに導入される原子力プラント設計概念に対する安全 評価に対処する。 ・多重故障を始めとする BDBA（Beyond Design Basis Accident）の安全評価を実現し、 福島事故及びその対策評価にかかわる新知見を迅速かつ科学的・合理的に取り込む。 ・世界的な潮流にもなりつつある規制基盤の強化及びバックフィットに対しても，その 実現を支援する機能を実装する。 ・コードの開発を通じて、トピカルレポートの技術審査及び安全規制の実効性の向上に 直接に寄与できる高度な技術能力を有する人材を多数育成する。 （開発計画） フェーズ１（平成 24 年度～平成 25 年度） 原型版（1 次元版）を作成し、代表的システムコードと同等の機能を実装することを 目標とする。 ・従来システムコードの調査、及び新システムコードへの要求仕様の作成 ・1 次元要素モデル及びソルバプログラムの作成、並びに検証 ・検証問題の作成 ・1 次元要素モデルの統合、並びに新システムコード 1 次元版の作成及び検証 ・プリポストプロセッサ原型版の作成及び検証 ・TRACE コード上で高度化機能及び安全評価手法の検討、並びに高度化機能及び高性能 ソルバの開発及び検証 ・人材育成、技術継承 フェーズ２（平成 26 年度～平成 28 年度） 3 次元化を実施するとともに、系統的な妥当性評価を実施し、コードを実用化するこ とを目標とする。 ・3 次元要素モデル及びソルバプログラムの作成、並びに検証 ・3 次元要素モデルの統合、並びに新システムコード 3 次元版の作成及び検証 ・プリポストプロセッサの機能拡張及び検証 ・システムコード全体プログラムの妥当性評価及び実用化 ・個別効果試験等の妥当性評価用試験の実施 15 ・TRACE コード上で高度化機能及び安全評価手法の検討、並びに高度化機能及び高性能 ソルバの開発及び検証 ・人材育成、技術継承 2) 原子力防災分野：国産シビアアクシデント解析コードの開発 （目的） ・現在、総合ＳＡ解析コードとして米国で開発されたコード（MELCOR）を使用している が、将来使用制限もありうること、及び福島事故の分析に基づくより詳細な解析が必 要となる場合が想定される。 ・長期的視点に立ち国産の総合ＳＡ解析コード及び機構論的ＳＡ解析コードの開発を進 める必要がある。 ・福島事故の分析に基づき抽出された技術的課題を解決するため、実験的知見の取得が 必要である。 （開発計画） 炉心損傷・溶融進展機構論モデル（機構論的 SA 解析コード） 福島第一原子力発電所の冷温停止に向けた臨界監視のための対策に対処するため、炉 心損傷進展に伴うデブリ挙動に着目し、その冷却状況、未臨界状態を把握する必要があ る。 ・核・熱カップリングを考慮した SA 解析コードを整備する。 ・FBR 炉心損傷評価コード（ASTERIA)の開発実績を有効活用し、コード開発だけでなく、 検証実験（炉内 試験、炉外基礎試験）、個別事象見当も含めて、解析モデルを開発 する。 ・核動特性についてはデブリの非均質性を取り扱うために最新のモンテカルロ計算コ ード MVP を適用し、熱水力特性については多成分多相流多速度場流体、化学反応、共 晶反応を評価し、燃料挙動については定常状態、初期炉心損傷過程、燃料溶融過程を 評価できるシステムを構築する。 ・フェーズ１（平成 24 年度～平成 26 年度）：ベースモデルの開発 ・フェーズ２（平成 27 年度～平成 28 年度）：モデルの高度化、評価機能の拡充 国産総合 SA 解析コードの開発 福島事故の教訓を反映し、最新の知見を適時に導入して柔軟性のある安全評価を可能 とすること、及び SA 解析最適評価コードとしての説明性を高める。 ・平成 24 年度：コード開発の基盤構築：福島第一原子力発電所事故分析、PIRT による 物理現象同定及びこれを基盤とした妥当性確認実験データベースの拡 充、総合 SA 解析コードの課題摘出、及び、総合 SA 解析コードの性能 16 要件、開発工程の検討 ・平成 25 年度：コード構造、構成式等の定式化 ・平成 26 年度～平成 27 年度：コーディング及び検証 ・平成 28 年度：妥当性確認 (3) エネルギー総合工学研究所 財団法人原子力発電技術機構で開発されたシビアアクシデントコード SAMPSON が財団法 人エネルギー総合工学研究所に移管され、その改良が継続して行われている。 SAMPSON は、軽水炉発電プラントの定常運転から原子炉内事象を経て格納容器事象に至 る一連のシビアアクシデント事象を、11 個の独立モジュールを組み合わせて解析するシビ アアクシデント解析コードである。現在は、福島第一原子力発電所の炉心状況把握のため の手法改良が進められている。 (4) 電力中央研究所 電力中央研究所が開発したソフトウェアを公開情報に基づき調査した。電力中央研究所 の各研究所で開発したソフトウェアの件数，そのうち原子力に関係するソフトウェアの件 数及び適用分野で整理した結果を表 2.1-11 に示す。これより，電力中央研究所が開発した 電力に係わるソフトウェアは 174 件，原子力に関するソフトウェアは 16 件だった。 表 2.1-11 電力中央研究所が開発したソフトウェアの件数 研究所名称 件数 うち原子力 適用分野 原子力技術研究所 11 件 11 件 バックエンド，放射線等 地球工学研究所 66 件 5件 地震，構造，流体等 システム技術研究所 56 件 0件 電力システム，通信等 電力技術研究所 7件 0件 ケーブル等 エネルギー技術研究所 34 件 0件 ガスタービン，バイオマス等 次に電力中央研究所が開発した原子力に関係するソフトウェアについて，ソフトウェア の名称及び概要を整理した結果を表 2.1-12 に示す。原子力に関するソフトウェアについて は，放射性廃棄物の安全評価に関するソフトウェアが充実している 17 表 2.1-12 電力中央研究所が開発した原子力に関係するソフトウェアの名称及び概要 名称 概要 確率分布計算システム クリアランス評価用のモンテカルロ計算コード 化学平衡－物質輸送カップ セメント系材料が使用される廃棄体領域や充填材領域での、 リング計算コード（CCT） セメント鉱物と地下水との相互作用を解析するコード 亀裂媒体中化学平衡－物質 CCT を基に開発された、セメント・コンクリート内の亀裂中 輸送カップリング計算コー の物質移行を考慮したセメント材料の変質挙動解析コード ド（CCT-F） 改良型化学平衡－物質移行 セメント系材料に特徴的な化学反応モデルと、移流拡散方程 連成解析コード（CCT-P） 式をカップリングして解くことにより、変質挙動解析コード 緩衝材中核種移行解析コー 緩衝材や埋戻し材など多孔質中での核種移行について、移 ド（GESPER） 流・分散・拡散に地球化学平衡反応を組み合わせた解析コー ド ガラス固化体溶解挙動解析 高レベルガラス固化体中での温度分布による核種の拡散、ガ コード（STRAG4） ラスの溶解速度、ガラス表面での鉱物沈殿反応、表面層の生 成と層中での物質移動を総合的に解析するコード オーバーパック容器腐食挙 炭素鋼オーバーパック容器の腐食寿命評価コード 動解析コード（CRANP） バリア性能不確実性解析コ 高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体・セメント固化体)から ード（IMUPAS） の地層処分時の核種移行挙動評価計算コード 人工バリアシステム安全評 高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体・セメント固化体)から 価解析コード（RAPRAN） の核種移行挙動評価計算コード 放射性廃棄物処分における 本ソフトウェアは、放射性廃棄物地層処分の地下施設におけ 地下空洞長期安定性解析プ る長期力学的安定性の評価コード。 ログラム 再処理工程シミュレーショ 再処理工程全体，溶媒劣化物及び廃棄物発生量の評価コード ンコード CERES コード FBR プラント動特性解析コード FLEXBURN コード 2 次元中性子輸送計算及び燃焼計算コード MATIS-SC 3 次元蒸気流計算コード MATIS-SP2 1 次元流動計算コード SMART-FEM 有限要素法非定常乱流解析コード MISTRAL VMS-LES 解析コード 18 (5) 資源エネルギー庁安全対策高度化基盤整備事業 資源エネルギー庁安全対策高度化事業においては安全対策高度化技術基盤整備の一環と してモデリング・シミュレーションに関連した取り組みも含まれており、燃料露出過程に おける熱流動現象の解析手法の高度化、燃料破損・溶融過程解析手法の高度化、水素安全 対策高度化、サプレッションチャンバー温度成層化現象評価手法の開発、使用済み燃料プ ールの冷却・給水機能評価解析コード開発の基礎検討等が実施されている。 (6) 周辺ソフトウェア 調査対象については、原子力関連以外で活用可能なソフトウェアやプレ・ポスト処理等 の周辺ソフトウェア等を対象とする。調査は、ソフトウェアの内容だけでなく、保守やメ ンテナンスの状況、人材育成のあり方、プロジェクトの遂行体制、V&V の方法等に着目し て調査を行った。 1)国の支援を受けて開発された主なソフトウェア 商用化も見据えた、国の支援を受けてソフトウェアを開発したプロジェクトを調査した。 各プロジェクトの開発関連の特徴を表 2.1-13、保守関連の特徴を表 2.1-14 に示す。 戦略的基盤ソフトウェアのプロジェクトは、他のプロジェクトと比べて大規模で、研究 員 100 名以上の体制で複数のソフトウェアを開発し、その後、継続プロジェクト（革新的 シミュレーションソフトウェア、イノベーションソフトウェア）と 11 年続いており、プロ ジェクトに投入された金額は約 100 億円である。 19 表 2.1-13 科学技術計算用ソフトウェア開発プロジェクトの特徴（開発関連） プロジェクト 名 ソフトウェア の概要 OCTA ソフトマテリ アルに対する 統合的なシミ ュレータ 開発主体 リーダ プロジェクト 期間・費用 （継続プロジ ェクトあり） 開発体制 解析ソフトウ ェア以外の特 徴的なソフト ウェアシステ ム等 V&V に関連する 情報 名大 土井正男（名大 （ そ の 後 東 大）） ① 5 年（1998 ～2002）・16 億 （ NEDO 事 業） ② 5 年（2002 ～2006） ・JST の CREST さき がけプログ ラム 大学と 11 企業 （JSOL が事務 局） ・共通の GUI 不明 戦略的基盤ソ フトウェア バイオ、物質・ ナノ、環境、防 災、情報の分野 の実用的ソフ トウェア ADVENTURE 1 億自由度級の 大規模メッシ ュを用いて、固 体 の 変 形 や 熱・流体の流れ 等の解析から 可視化、設計最 適化までを行 える汎用並列 計算力学シス テム 東大 東大生産技術 研究所、アドバ ンスソフト 加 藤 千 幸 （ 東 吉村忍（東大） 大）（最初は小 林敏雄（東大）） ① 3 年（2002～ ・5 年（1997～ 2002 ）・ 5.3 2004） ・40 億 億（日本学術 ② 3 年（2005～ 振興会未来 2007） ・30 億 開拓推進事 ③ 5 年（2008～ 業） 2012） ・23 億 ※ い ず れ も 文 ・その後、複数 のプロジェ 科省予算 クトあり 大 学 、 研 究 機 大学と 2 企業 関、数企業 ・統合プラット フォーム ・HPC ミドルウ ェア ・統合インター フェース とくになし ・プロトタイプ 作成時点に おいて、産業 界の実例題 を対象とし た試計算を 多分野にわ たって実施 不明 20 αプロジェク ト スーパーコン ピューター（ベ クトル計算機） とワークステ ーションを活 用した汎用 3 次 元流体解析シ ス テ ム （ α -flow） V-CAD システム 従来の CAD と異 なり、ものの内 部の構造や欠 陥などの情報 まで扱うこと を意図した、も のづくり支援 の統合ソフト ウェアシステ ム 富士総合研究 所 理研 秋山守（東大） 牧野内昭武（理 研） ・4 年（1989～ 1992）・13 億 （民間企業 46 社が資金 を負担） ①5 年（2001～ 2005） ②5 年（2006～ 2010） 大学と 15 企業 （総括機関は 富士総研） ・共通のマンマ シン・インタ ーフェイス ・エキスパー ト・システム ・データ管理シ ステム 不明 理研 とくになし ・論文 表 2.1-14 科学技術計算用ソフトウェア開発プロジェクトの特徴（保守関連） プロジェクト 名 保守・サポート OCTA ・国のプロジェ クト終了後 はボランテ ィアで活動 コミュニティ ・ユーザ会 ・掲示板 事業化 JSOL、アドバン スソフトで商 用化 人材育成 ・フリーソフト ウェアの利 用 戦略的基盤ソ フトウェア ・開発継続中 ・スーパーコン ピューティ ング技術産 業応用協議 会先端ソフ トウェア産 業応用部会 （参加企業 195 社） アドバンスソ フトなどで商 用化ソフト販 売 ・開発を通じて 以下の成果 あり ・博士 10 人以 上、大規模ソ フトウェア 開発プロジ ェクトマネ ージャー5 人 以上 ・協力研究員は 研究員 170 名 で、継続プロ ジェクトは 120 名 ADVENTURE ・ユーザ登録す れば、メーリ ングリスト で開発者の サポートを 受けること が可能 ・掲示板 アライドエン ジニアリング で商用化 ・ライセンスフ リー／オー プンソース ・Windows 用の モジュール は、日本機械 学会が認定 する計算力 学技術者認 定試験の講 習会の教材 として利用 αプロジェク ト ・販売 V-CAD システム ・ユーザ登録 後、 不明 ・V-CAD システ ム研究会（法 人会員 30 社、 年会費 7 万） 構成員会社は 販売権を所有 し、一部の企業 で販売 ・開発を通じた 流体解析技 術者の育成 一部のソフト ウェアをトラ イアルパーク で商用化 ・フリーソフト ウェアの利 用 2) ポスト処理ソフトウェア プレ・ポスト処理ソフトウェアは多数あるが、何らかのソルバを前提にしているソフト ウェアがほとんどである。そこで、今後開発予定の原子力ソフトウェアに柔軟に対応可能 な特定のソルバを想定していないポスト処理のみに特化したソフトウェアを調査した。調 査結果を表 2.1-15 に示す。 21 表 2.1-15 ポスト処理に特化したソフトウェア 名称 AVS tecplot IDL 概要 GUI を用いて可視化す GUI を 用 い て 可 視 化 す データをダイナミック る。適用分野は、CAE、 る。マクロ機能あり。流 に視覚的に表示変換す 体解析での適用が多い。 るプログラミング言語 医療、交通、気象、経 である。 営等多岐にわたる。 開発元 サイバネットシステム HULINKS Exelis VIS 3) その他 最小限のメンテナンスで、ソフトウェアが自律的に更新（データベースの場合はデータ が更新）されている事例を調査した。 自律的に更新されているソフトウェア（データベース）の例を表 2.1-16 に示す。流体の 物性のデータベース REFPROP は、学会発行のハンドブック等より情報が新しいため、 ・全ての関係者はこちらを利用する →自分のデータ、論文を参照してもらうことが名誉となる →他の関係者がデータを参照することにより、検証にもなる →データに関する最新状況（空白域も含む）を把握することができる といった正のフィードバックが回っていると考えられる。 原子力ソフトウェアの場合、例えば V&V の情報をデータベース化し、今回調査した自律 的に更新される仕組みを導入することで、データを自律的に更新できる可能性がある。 表 2.1-16 自律的に更新されているソフトウェアの例 名称 GenBank REFPROP 概要 ゲノムシーケンスに関する米国の 流体の物性に関するデータベース。デー データベース。日本、欧州にも類 タベースは DLL 形式で提供されており、 似のデータベースが存在する。 API を通じて利用することができる。 自律的に 更新される 仕組み ゲノムシーケンス解析を行い、論 ・流体物性に関して実験を行い、論文で 文を発表する場合には、こちらに 登録することが必須である。 報告する場合にはここにも報告する。 ・学会発行のハンドブック等より情報が 新しいため、全ての関係者はこちらを 利用する。 22 4) まとめ 原子力ソフトウェア以外の国の支援を受けて開発された主なソフトウェア、ポスト処理 に特化したソフトウェア、ソフトウェアが自律的に更新される事例を調査した。 国の支援を受けて開発された主なソフトウェアは、いずれも事業化をしており、ユーザ 会、掲示板等を用いてソフトウェアの改良・普及に努めている。また、戦略的基盤ソフト ウェアのプロジェクトは、他のプロジェクトと比べて大規模で、研究員 100 名以上の体制 で複数のソフトウェアを開発しており、開発や普及の仕方など、参考になる点は多いと推 察される。また，これまで、国産のソフトウェアが学術面での高さは認識されていながら、 一般に流通するものに育っていかない主な原因として、実証ソフトウェアとしての完成度 不足の指摘があるが、ソフトウェアの継続的なバージョンアップの体制が明確でない等の 印象からくる信頼度不足を指摘するユーザの声も多いため、戦略的基盤ソフトウェアの開 発主体である東京大学生産技術研究所は、産業界側で組織されたスーパーコンピューティ ング技術産業応用協議会と連携してユーザが安心してソフトウェアを使用できる仕組みを 検討中である。 (7) 国内のソフトウェア開発における課題 上記の調査結果から、国内におけるソフトウェア開発における課題として、次が挙げら れる。 1) 開発されたソフトウェアのうち、利用されているものの割合が少ない 研究機関で開発されたソフトウェアの数に対して、利用されているものが圧倒的に少な いことが挙げられる。付録 3 に示した通り、JAEA のデータベース PRODAS には多くの JAEA で開発された計算コードが登録されているが、実際に利用されているのは(1)で挙げた数え るだけのコードである。この原因として、次の三点が考えられる。 ・開発者と利用者のインセンティブの差、 ・ソフトウェア開発の全体戦略の欠如、 ・適切な維持・活用体制の欠如、 上記の問題を解決するための、ソフトウェアの開発・維持・活用体制を次章で検討する。 2) 規制側で開発されたソフトウェアを利用側で用いることができない。 (3)節に述べたとおり、規制側（JNES）で多くの安全解析コードの開発が行われているが、 これはごく少数の例外を除き、JNES 内でクローズして用いられている。後述するように、 米国では NRC が開発させたコードを精度評価を行った上で認証・公開して、利用者側にも 用いさせることにより、安全審査毎のコードの検証を不要として、規制側・利用側双方の 安全審査に要する手順を合理化するとともに、解析精度の担保を行っている。わが国でも 規制側で開発したコードを利用者側と共有して合理的に安全高度化を図ることが必要であ 23 る。そのためには利用側と規制側の共通の技術基盤の構築が必要となる。 （参考文献） 1) 独立行政法人原子力安全基盤機構（JNES)「JNES２０１２シンポジウム－JNES の持つ機 能をこれから規制にどう活かすか－ 講演資料集」、2012 2) 独立行政法人原子力安全基盤機構「安全研究計画（平成 24 年度版）」平成 24 年 7 月制 定 3) 電力中央研究所：“原子力技術研究所 放射線安全研究センター ソフトウェア” http://criepi.denken.or.jp/jp/ldrc/information/about/softwareS.html. 4) 電力中央研究所：“原子炉技術研究所 原子炉システム安全領域” http://criepi.denken.or.jp/jp/nuclear/sector/s3.html. 5) 電力中央研究所：“地球工学研究所 ソフトウェア” http://criepi.denken.or.jp/jp/civil/soft/soft.html. 6) 電力中央研究所：“システム技術研究所 ソフトウェア” http://criepi.denken.or.jp/jp/system/ip/software.html. 7) 電力中央研究所：“電力技術研究所 ソフトウェア” http://criepi.denken.or.jp/jp/electric/facilitySoft/index.html#soft. 8) 電力中央研究所：“エネルギー技術研究所 ソフトウェア” http://criepi.denken.or.jp/jp/energy/ip/software.html. 9) “OCTA” 、 http://octa.jp/index_jp.html. 10) 機械システム振興協会： “MEMS 設計・解析支援シミュレーションシステムに関する調査 研究報告書” 、 システム技術開発調査研究、14-R-21（2003） 11) “材料物性解析ソフトウェア J-OCTA” 、 http://www.j-octa.com/jp/. 12) “ソフトマテリアル解析シミュレータ Advance/OCTA” 、 http://www.advancesoft.jp/product/advance_octa/. 13) 新エネルギー・産業技術総合開発機構 技術評価委員会、“「高機能材料設計プラット フォームの開発」事後評価報告書” （2003） 14) 小池秀耀：“Made in Japan の計算科学技術ソフトウェアの開発” 、 アドバンスシミ ュレーション 2012.4 Vol.11(2012) 15) 文部科学省 IT プログラム 戦略的基盤ソフトウェアの開発” 、 http://www.ciss.iis.u-tokyo.ac.jp/fsis/. 16) “文部科学省次世代 IT 基盤構築のための研究開発 革新的シミュレーションソフトウ ェアの研究開発” 、http://www.ciss.iis.u-tokyo.ac.jp/rss21/index.html. 17) “文部科学省次世代 IT 基盤構築のための研究開発 イノベーション基盤シミュレーシ ョンソフトウェアの研究開発” 、http://www.ciss.iis.u-tokyo.ac.jp/riss/. 18) “革新的シミュレーション研究センターについて” 、 24 http://www.ciss.iis.u-tokyo.ac.jp/about/index.html. 19) “設計用大規模計算力学システム開発プロジェクト” 、 http://adventure.sys.t.u-tokyo.ac.jp/jp/. 20) “平成１３年度日本学術振興会未来開拓学術研究推進事業研究成果報告書概要” 、 http://www.jsps.go.jp/j-rftf/saishu/h13/r24_j.html. 21) “VCAD システム研究プログラム” 、http://vcad-hpsv.riken.jp/jp/. 22) “特定非営利活動法人 VCAD システム研究会” 、http://www.vcadcc.jp/. 23) 汎用可視化ソフトウェア AVS” 、http://www.cybernet.co.jp/avs/. 24) “tecplot” 、http://www.hulinks.co.jp/software/tecplot/index.html. 25) “IDL” 、http://www.exelisvis.com/language/ja-JP/製品とサービス/IDL.aspx. 26) “GenBank” 、http://www.ncbi.nlm.nih.gov/genbank/. 27) “REFPROP” 、 http://www.nist.gov/srd/nist23.cfm. 25 2.2 海外のソフトウェア等の利用の現状と開発動向の調査 海外のソフトウェア等の利用の現状と開発動向の調査を実施した。具体的な調査に際し ては、一部、海外の外注会社を利用した調査を実施した。参考までに、米国に対する海外 調査会社の英文資料を付録 4 に、米国以外に対する海外調査会社の英文資料を付録 5 に示 す。 2.2.1 米国 日本の軽水炉の安全設計解析及びシビアアクシデント解析は、多くを米国で開発された 解析コードに依っている。ここでは、米国の新しい世代の原子力安全解析コード開発動向 をまとめるとともに、シビアアクシデント解析関連コードを中心に米国のコード利用の経 緯と現状、輸出規制などの我が国が米国製の解析コードを利用するための条件の状況につ いて調査した結果を示す。 (1) 米国の新しい世代の原子力安全解析コード開発動向 2010 年に、米国エネルギー省(Department of Energy : DOE)の原子力局（Office of Nuclear Energy : NE）は、原子力分野の研究開発を推進するためのロードマップを策定し ている。表 2.2-1 に研究開発の目的と研究開発分野を、表 2.2-2 に研究開発の課題を示す。 DOE の原子力研究開発では、４つの研究開発の目的が設定され、11 分野の研究に取り組ん でおり、モデリング・シミュレーション（M&S）は研究開発の１つのテーマとして設定され ている。DOE の研究開発のアプローチは、ソルーション駆動の目標志向型で、科学に基づ いた手法を採用し、理論、実験、及び M&S の組み合わせによってエンジニアリング・スケ ールの実証を行うこととしている（図 2.2-1）。M&S は、実証に必要なプロトタイプや大型 の実験の数の削減や設計や運転パラメータの不確実さの把握に活用することとしている。 以上のように、DOE は、M&S を研究開発テーマとして設定しているだけではなく、分野横 断のクロスカッティング・ツールとして位置づけている。M&S は、基礎実験と関連する理 論に基づいた科学的アプローチに依るものである。計算科学の進展によって、異なる時間 と長さのスケールの現象をエンジニアリングコードに組み込むことができ、複数の相互に 関連する現象に対して科学的アプローチが適用可能となる。 研究課題では、既存炉の運転寿命延長・性能向上を目的とした先進 M&S が取り上げられ ている。先進 M&S は、高経年化原子炉の安全性能を把握することを目的とし、3 次元で高 分解能のシステムで、第一原理物理に基づくモデリングを統合するものである。並列計算 機での実行が想定されている。 DOE ／ NE の 先 進 モ デ リ ン グ ・ シ ミ ュ レ ー シ ョ ン 局 （ The Advanced Modeling and Simulation Office : AMSO)が、原子力分野の設計ツールの改革を推進している。DOE は、 国立研究所、大学、原子力産業界と契約を結び、数年内に成果を出し、10 年以内に開発を 完了することとしている。ユーザのニーズに適合し、複雑な問題に対応できる先進的な原 26 子力のモデリング・シミュレーション・ツールを開発する。AMSO は、以下の 2 つのプログ ラムを担当している。両者ともに、高性能コンピュータ上での先進モデリング・シミュレ ーションの開発と利用を推進する。 ・原子力先進モデリング・シミュレーション（Nuclear Energy Advanced Modeling and Simulation: NEAMS） ・原子力モデリング・シミュレーションのエネルギー・イノベーション・ハブ（The NE Modeling and Simulation Energy Innovation Hub : 原子力 MS 拠点） 図 2.2-2 に研究開発スケジュールと両者の役割を示す。先進モデリング・シミュレーシ ョンの基礎的な機能の大部分は、他の DOE のプログラムの成果を活用することとしている。 科学局(Office of Science : SC)の先進科学計算研究（Advanced Scientific Computing Research : ASCR）、原子力安全保障庁（National Nuclear Security Administration : NNSA） の先進シミュレーション・コンピューティング・プログラム（Advanced Simulation and Computing : ASC）は、極めて複雑なシステムについての、三次元・高分解能での、科学に 基づいた物理挙動のシミュレーションを通して科学的理解を形成する価値を実証している。 低コストで原子力システムの次世代の安全性、信頼性、効率性を保証するためには、同程 度の性能レベルが必要である。 以下、DOE が取り組んでいる原子力分野のモデリング・シミュレーションとして、NEAMS と原子力 MS 拠点について示すとともに、これらを支える基礎機能を開発している ASCR プ ログラム、ASC プログラムについて示す。 表 2.2-1 ミッション DOE の原子力研究開発分野 研究開発の目的 研究開発分野 ① 構造材料 ② 核燃料 ③ 原子炉システム ④ 計装と制御 ①既存炉の維持 ⑤ 出力変換システム 先進的原子力技 ②新型炉の実現性向上 術の開発 ③持続性のある燃料サイクル ④核不拡散リスクの低減 ⑥ 熱伝達システム ⑦ ドライ型冷却システム ⑧ 分離プロセス ⑨ 廃棄物形態 ⑩ リスク評価手法 ⑪ モデリング・シミュレーション 27 表 2.2-2 DOE の研究開発課題 研究の目的 研究課題 既存炉関係 直面している課題の解決 既存炉の信頼性向上、 ・原子炉内部、圧力容器、コンクリート、埋設配管・電線等の経年劣化 安全性確保、寿命延長 ・燃料信頼性の問題 に寄与する技術と他の ・旧式の制御計測技術 解決法の開発に取り組 ・1980 年代の知見をベースにした設計及び解析ツール等 む。 運転寿命延長・性能向上 ・安全性と性能を向上させる先進燃料 ・先進的な計装・情報・制御システムの開発・実証 ・リスク・インフォームド安全裕度特性（RISMC） ・効率性の向上 ・先進モデリング・シミュレーション 新型炉関係 ・先進軽水炉設計の確立 エネルギセキュリテ ・SMR 設計の開発 ィ、気象変動の問題に ・先進原子炉技術の開発 対処できるような新型 ・発電用及び非発電分野への原子力の適用 炉の実現を目指した開 発に取り組む。 燃料サイクル関係 ・燃料サイクル戦略の評価 持続可能な核燃料サイ ・資源開発技術 クルの開発に取り組 ・使用済燃料処分関連 む。 ・原子炉内での超ウラン物質の削減 ・分離・隔離 ・長期的に予測可能で抵抗性の高い廃棄体の開発 ・燃料サイクル戦略に適した燃料の開発 ・核変換技術 核不拡散関係 ・核拡散リスク評価 核拡散とテロリズムの ・保障措置・物理セキュリティ技術・システム リスクの理解・最小化 を目指した開発に取り 組む。 28 出典：USDOE, "Nuclear Energy Research and Development ROADMAP", 2010 図 2.2-1 DOE の研究開発アプローチ 出典：A. R. Larzelere, "Nuclear Energy Advanced Modeling and Simulation (NEAMS)", http://science.energy.gov/~/media/ascr/ascac/pdf/meetings/nov09/larzelere.pdf 図 2.2-2 DOE によるモデリング・シミュレーションの開発スケジュール 29 1) NEAMS 現在利用可能な原子力のモデリング・シミュレーションのツールは、経験ベースで、オ リジナルの実験に非常に近い条件に対して妥当で、多くの場合、数十年前のコードが段階 的に改善されたものである。NEAMS プログラムの使命は、はるかに高い詳細度（fidelity） と明確に定義され、検証された予測機能で、原子力システムをシミュレートするために、 近代的な立場で原子力エネルギーシステムのコンピュータモデリングを構築することであ り、原子力技術を理解するための新しい方法を提供する。 モデル化対象システムは、通常時と異常時の原子炉、燃料加工工場、使用燃料の加工工 場、廃棄物処分システムで、以下のような原子力技術を開発する原子力研究開発プログラ ムを支援する。 ・廃棄物処分場 ・保障措置分離システム ・先進原子炉概念 ・革新的な燃料設計 これは、燃料や材料の連続特性が、原子とメソのスケールで実験的に検証された材料の 第一原理によるモデリングが通知されているエンジニアリングレベルのコードのセットを 作成するために、現在利用可能な高度なソフトウェア環境と最新の高性能コンピュータを 用いることによって達成されます。開発されるシミュレーションツールのセットは、材料 や燃料のモデル、空間メッシュに対するコードの相互運用性を促進し、問題設定や結果表 示に対して共通の "ルック·アンド·フィール"を達成する。開発されるツール・セットは、 コンピューティングパワーとシステムの挙動を支配する物理学の種類と組み合わせの観点 からスケーラビリティを実現することを目指しています。 開発プログラムは以下に分類される。 ①統合型性能・安全評価コード（Integrated Performance and Safety Codes : IPSC) 原子力システム（燃料、原子炉、同位体分離、廃棄物）の性能と安全性を予測する。3 次元、物理モデル、高い詳細度、統合化されたシステムである。開発では、検証、妥 当性評価、不確実さの定量化が行われる。原子炉 IPSC は、高速炉を対象としている が、他の炉型（ガス炉、軽水炉）にも拡張される予定である。 ②クロスカッティング手法とツール（Crosscutting Methods and Tools） すべての IPSC をサポートするクロスカッティング（共通基盤）の要件を提供する。共 通基盤としては、実験データ、先進計算技術、コード開発のための共通フレームワー クが含まれる。 30 出典：A. R. Larzelere, "Nuclear Energy Advanced Modeling and Simulation (NEAMS)", http://science.energy.gov/~/media/ascr/ascac/pdf/meetings/nov09/larzelere.pdf 図 2.2-3 NEAS の開発対象 2) モデリング・シミュレーションのエネルギー・イノベーション・ハブ 技術ベンダーとユーティリティが、既存のモデリング・シミュレーションを既存の原子 炉（第 3 世代炉）に適用することにより、原子力に短期的なインパクトを与えることを意 図している。 Modeling and Simulation Hub（モデリングおよびシミュレーション拠点）プロジェクト によって、計算流体力学（CFD） のような先端 M&S 技術が、並列計算機などの新たなマル チフィジクスシミュレーション環境の中で、プラント高経年化や出力向上に関連する予測 の可能性を拡げている。このようなマルチフィジクスシミュレーション技術をさらに拡張 し、通常時や異常時のプラント性能評価に利用することが期待されている。 2010 年にモデリング・シミュレーションのエネルギー・イノベーション・ハブの運用チ ームとして、軽水炉先進シミュレーション・コンソーシアム（the Consortium for Advanced Simulation of Light Water Reactor : CASL）が選定された。このチームは、DOE の研究 31 機関（オークリッジ、アイダホ、ロスアラモス、サンディア）、大学（MIT、ノースカロラ イナ、ミシガン）、産業界（ウエスチングハウス、テネシー川流域開発公社（TVA）、電力中 央研究所（EPRI））で構成されている。CASL チームは、先進モデリング・シミュレーショ ンを使い、TVA が運用しているウエスチングハウス製のセコイヤとワッツバーをシミュレ ートする「バーチャルリアクタ」を開発する。超高性能コンピュータの登場により、先進 モデリング・シミュレーションは、迅速かつ詳細な原子力プラントの運転に関する知見の 提供が可能である。ハブの目的は以下の通りである。 ・世界最高速クラスのコンピュータを使い、出力増強、寿命延長、高燃焼度を達成する ための工学設計解析を可能とする。 ・詳細度（Fidelity）を高めた手法（拡散理論やサブチャンネル手法ではなく中性子輸 送、CFD）により工学解析に対して高度に統合された複数の物理現象を連成する（マ ルチフィジックス）モデリング・シミュレーション環境を開発する。 ・CASL 活動を通じて先進モデリング・シミュレーションを使い原子炉技術者を教育する とともに、パートナ大学のカリキュラムを通じて次世代のエンジニアを育成する。 ・経験ベースの設計と解析のツールを予測分析機能に置き換え、科学的理解の向上を実 証する。 ・予測シミュレーションのためのバーチャルリアクタツールの開発優先度と支援アプリ ケーションについての基盤として不確実さ定量化（uncertainty quantification : UQ） を組み込む。 ・原子力規制委員会から許認可支援への CASL バーチャルリアクタツールの利用ガイダン スを得る バーチャルリアクタの開発方針は、以下の通りである。 ・科学的手法 ・最新の数値解析手法 ・最新の計算科学とエンジニアリング方式 ・UQ と妥当性 システム解析と安全解析のための既存ツールと最新の燃料挙動、中性子工学、熱水力、構 造モデルの組み合わせで構成され、現時点で最高速クラスのコンピュータと DOE が開発中 の最先端のプラットフォームを想定して設計される。 原子力発電プラントの３つのパフォーマンスを扱う機能を開発する。 ・単位エネルギー当たりの資本コストと運転コスト。既存炉の出力増強と寿命延長、次 世代炉の定格出力の増加と長寿命化により、削減できる。 ・核廃棄物体積。高燃焼度化によって削減できる。 ・安全性。機器破損挙動に対する高詳細度の予測分析機能によって向上できる。 バーチャルリアクタ開発のため、CASL は以下の技術領域を設定している。 32 ・先進モデリング・アプリケーション（Advanced Modeling Application : AMA） AMM は、バーチャルリアクタと現実の原子炉、チャレンジ問題、実スケールの実証、 に関連するアプリケーションとの間のプライマリインタフェースである。AMA は、機 能要件セットの開発、必要なモデル化の優先付け、機能評価によってバーチャルリア クタに対する必要な方向付けを行う。 ・バーチャルリアクタの統合（Virtual Reactor Integration : VRI） VRI は、ソフトウエアフレームワーク内の他の領域で開発さえたモデル、手法、デー タを統合するためのバーチャルリアクタツールを開発する。VRI は、AMA との協働によ り、AMA によって開発された機能要件によってガイドされる解析実施のためのツール を配布する。 ・モデルと数値解析手法（Models and Numerical Methods : MNM） MNM は、既存の改良を行うとともに原子力解析と関連する大規模並列システムを使っ たソルバ環境の統合に対する新たな基本的モデリング機能を開発する。MNM のプライ マリミッションは、バーチャルリアクタの厳密な物理モデル及び数値アルゴリズム要 件に適合する放射線輸送と熱水力コンポーネント提供である。 ・材料挙動と最適化（Material Performance and Optimization : MPO） MPO は、燃料及び構造材の破損に関する予測を向上するため、燃料、被覆管、及び構 造材の挙動モデルを向上する。MPO が実施する科学的検討により経験則への依存を減 らし材料と燃料の拡張した領域の利用を可能とする。 ・妥当性評価と不確実さの定量化（Validation and Uncertainty Quantification : VUQ） バーチャルリアクタモデルと統合システムの不確実さの定量化と妥当性評価は、M&S を原子炉に手寄与する上で必須である。運転上、安全上のマージンの評価の向上は、 原子炉の出力増強や寿命延長に直接寄与する。VUQ の下で提案される手法は、原子力 解析の最新化に大きく寄与するとともに、統合試験から小規模分離効果試験の統合へ の変換を支援する。 2011 年度の計画は以下の通り。 ・バーチャルリアクタシミュレーションコード（VERA）を適用して、出力増強と高燃焼 度化の可能性を把握するため、燃料被覆管へのクラッド付着と燃料集合体内のメカニ カルフィッティングをモデル化する。解析は、中性子輸送と熱水力のカップリングに 基づいている。 ・VERA の CASL パートナ及び原子力コミュニティへの提供。燃料パフォーマンス解析の サポートにおけるコード・カップリングのインフラと初期物理機能（輸送、熱水力、 メカニクス、燃料挙動、冷却材化学）に焦点を置く。 ・VERA 開発をサポートするユーザ要件と機能要件の開発による VERA 要件の完了と文書 化。 ・VERA 内の CASL UQ 機能の第一リリース。非線形効果と 4 次オーダの不確実さを定量 33 化する数値アルゴリズムからなる CASL のデータ同化フレームワーク。 2012 年度の計画は以下の通り。 ・VERA を以下の問題に適用する。核沸騰離脱、放射線ソースターム計算、被覆冠表面へ のクラッド付着の予測、燃料棒フレッティング ・バーチャルリアクタを実炉と比較する。実炉モデルの開発が完了し、実炉からの運転 データを使った VERA 解析結果が得られる。 ・VERA の第 2 バージョンを、CASL パートナ及び原子力コミュニティへの提供。VERA の 機能は、初期物理機能、輸送、熱水力、メカニクス、燃料挙動、冷却材化学）の詳細 度を高めたものであるが、燃料と構造材の挙動と応答（燃料／被覆管のマイクロ構造、 腐食化学,、物質付着と成長、脆性破壊）に対する新たな科学ベースのモデルが追加さ れ予測性能が向上している。 ・VERA に先進流体モデル化機能を追加。計算流体力学、非圧縮性、サブクール沸騰流を 伴う単相流 2) モデリング・シミュレーションのエネルギー・イノベーション・ハブ 技術ベンダーとユーティリティが、既存のモデリング・シミュレーションを既存の原子 炉（第 3 世代炉）に適用することにより、原子力に短期的なインパクトを与えることを意 図している。 Modeling and Simulation Hub（モデリングおよびシミュレーション拠点）プロジェクト によって、計算流体力学（CFD） のような先端 M&S 技術が、並列計算機などの新たなマル チフィジクスシミュレーション環境の中で、プラント高経年化や出力向上に関連する予測 の可能性を拡げている。このようなマルチフィジクスシミュレーション技術をさらに拡張 し、通常時や異常時のプラント性能評価に利用することが期待されている。 2010 年にモデリング・シミュレーションのエネルギー・イノベーション・ハブの運用チ ームとして、軽水炉先進シミュレーション・コンソーシアム（the Consortium for Advanced Simulation of Light Water Reactor : CASL）が選定された。このチームは、DOE の研究 機関（オークリッジ、アイダホ、ロスアラモス、サンディア）、大学（MIT、ノースカロラ イナ、ミシガン）、産業界（ウエスチングハウス、テネシー川流域開発公社（TVA）、電力中 央研究所（EPRI））で構成されている。CASL チームは、先進モデリング・シミュレーショ ンを使い、TVA が運用しているウエスチングハウス製のセコイヤとワッツバーをシミュレ ートする「バーチャルリアクタ」を開発する。超高性能コンピュータの登場により、先進 モデリング・シミュレーションは、迅速かつ詳細な原子力プラントの運転に関する知見の 提供が可能である。ハブの目的は以下の通りである。 ・世界最高速クラスのコンピュータを使い、出力増強、寿命延長、高燃焼度を達成する ための工学設計解析を可能とする。 34 ・詳細度（Fidelity）を高めた手法（拡散理論やサブチャンネル手法ではなく中性子輸 送、CFD）により工学解析に対して高度に統合された複数の物理現象を連成する（マ ルチフィジックス）モデリング・シミュレーション環境を開発する。 ・CASL 活動を通じて先進モデリング・シミュレーションを使い原子炉技術者を教育する とともに、パートナ大学のカリキュラムを通じて次世代のエンジニアを育成する。 ・経験ベースの設計と解析のツールを予測分析機能に置き換え、科学的理解の向上を実 証する。 ・予測シミュレーションのためのバーチャルリアクタツールの開発優先度と支援アプリ ケーションについての基盤として不確実さ定量化（uncertainty quantification : UQ） を組み込む。 ・原子力規制委員会から許認可支援への CASL バーチャルリアクタツールの利用ガイダン スを得る バーチャルリアクタの開発方針は、以下の通りである。 ・科学的手法 ・最新の数値解析手法 ・最新の計算科学とエンジニアリング方式 ・UQ と妥当性 システム解析と安全解析のための既存ツールと最新の燃料挙動、中性子工学、熱水力、構 造モデルの組み合わせで構成され、現時点で最高速クラスのコンピュータと DOE が開発中 の最先端のプラットフォームを想定して設計される。 原子力発電プラントの３つのパフォーマンスを扱う機能を開発する。 ・単位エネルギー当たりの資本コストと運転コスト。既存炉の出力増強と寿命延長、次 世代炉の定格出力の増加と長寿命化により、削減できる。 ・核廃棄物体積。高燃焼度化によって削減できる。 ・安全性。機器破損挙動に対する高詳細度の予測分析機能によって向上できる。 バーチャルリアクタ開発のため、CASL は以下の技術領域を設定している。 ・先進モデリング・アプリケーション（Advanced Modeling Application : AMA） AMM は、バーチャルリアクタと現実の原子炉、チャレンジ問題、実スケールの実証、 に関連するアプリケーションとの間のプライマリインタフェースである。AMA は、機 能要件セットの開発、必要なモデル化の優先付け、機能評価によってバーチャルリア クタに対する必要な方向付けを行う。 ・バーチャルリアクタの統合（Virtual Reactor Integration : VRI） VRI は、ソフトウエアフレームワーク内の他の領域で開発さえたモデル、手法、デー タを統合するためのバーチャルリアクタツールを開発する。VRI は、AMA との協働によ り、AMA によって開発された機能要件によってガイドされる解析実施のためのツール 35 を配布する。 ・モデルと数値解析手法（Models and Numerical Methods : MNM） MNM は、既存の改良を行うとともに原子力解析と関連する大規模並列システムを使っ たソルバ環境の統合に対する新たな基本的モデリング機能を開発する。MNM のプライ マリミッションは、バーチャルリアクタの厳密な物理モデル及び数値アルゴリズム要 件に適合する放射線輸送と熱水力コンポーネント提供である。 ・材料挙動と最適化（Material Performance and Optimization : MPO） MPO は、燃料及び構造材の破損に関する予測を向上するため、燃料、被覆管、及び構 造材の挙動モデルを向上する。MPO が実施する科学的検討により経験則への依存を減 らし材料と燃料の拡張した領域の利用を可能とする。 ・妥当性評価と不確実さの定量化（Validation and Uncertainty Quantification : VUQ） バーチャルリアクタモデルと統合システムの不確実さの定量化と妥当性評価は、M&S を原子炉に手寄与する上で必須である。運転上、安全上のマージンの評価の向上は、 原子炉の出力増強や寿命延長に直接寄与する。VUQ の下で提案される手法は、原子力 解析の最新化に大きく寄与するとともに、統合試験から小規模分離効果試験の統合へ の変換を支援する。 2011 年度の計画は以下の通り。 ・バーチャルリアクタシミュレーションコード（VERA）を適用して、出力増強と高燃焼 度化の可能性を把握するため、燃料被覆管へのクラッド付着と燃料集合体内のメカニ カルフィッティングをモデル化する。解析は、中性子輸送と熱水力のカップリングに 基づいている。 ・VERA の CASL パートナ及び原子力コミュニティへの提供。燃料パフォーマンス解析の サポートにおけるコード・カップリングのインフラと初期物理機能（輸送、熱水力、 メカニクス、燃料挙動、冷却材化学）に焦点を置く。 ・VERA 開発をサポートするユーザ要件と機能要件の開発による VERA 要件の完了と文書 化。 ・VERA 内の CASL UQ 機能の第一リリース。非線形効果と 4 次オーダの不確実さを定量 化する数値アルゴリズムからなる CASL のデータ同化フレームワーク。 2012 年度の計画は以下の通り。 ・VERA を以下の問題に適用する。核沸騰離脱、放射線ソースターム計算、被覆冠表面へ のクラッド付着の予測、燃料棒フレッティング ・バーチャルリアクタを実炉と比較する。実炉モデルの開発が完了し、実炉からの運転 データを使った VERA 解析結果が得られる。 ・VERA の第 2 バージョンを、CASL パートナ及び原子力コミュニティへの提供。VERA の 機能は、初期物理機能、輸送、熱水力、メカニクス、燃料挙動、冷却材化学）の詳細 度を高めたものであるが、燃料と構造材の挙動と応答（燃料／被覆管のマイクロ構造、 36 腐食化学,、物質付着と成長、脆性破壊）に対する新たな科学ベースのモデルが追加さ れ予測性能が向上している。 ・VERA に先進流体モデル化機能を追加。計算流体力学、非圧縮性、サブクール沸騰流を 伴う単相流 出典）D. G. Cacuci, "Experimentally Validated “Best Estimate + Uncertainty”Modeling of Complex Systems: the Cornerstone of Predictive Science", http://www.ncsu.edu/crsc/wfdam/Talks/Cacuci.pdf 図 2.2-4 CASL の体制 37 出典）D. G. Cacuci, "Experimentally Validated “Best Estimate + Uncertainty”Modeling of Complex Systems: the Cornerstone of Predictive Science", http://www.ncsu.edu/crsc/wfdam/Talks/Cacuci.pdf 図 2.2-5 CASL の技術領域 出典）D. G. Cacuci, "Experimentally Validated “Best Estimate + Uncertainty”Modeling of Complex Systems: the Cornerstone of Predictive Science", http://www.ncsu.edu/crsc/wfdam/Talks/Cacuci.pdf 図 2.2-6 CASL 技術領域の関係 38 3) ASCR プログラム 科学局( Office of Science : SC)が推進する先進科学計算研究（Advanced Scientific Computing Research : ASCR） ASCR プログラムは、応用数学、計算科学、次世代ネットワーク、SciDAC 等の研究をサポ ートしている。計算科学では、エクサスケール計算プラットフォームの構築に必要な技術 開発事項を検討するプログラムを進めている。エネルギー・環境分野のエクサスケール・ モデリング・シミュレーションの検討が進められており、原子力分野では以下が検討され ている。 燃料性能計算コードの改良 燃料棒の以下に示す熱力学的、力学的、物理的、化学的な挙動をモデル化する。 ・化学物質の発生と遷移の計算 ・化学物質の配分の空間分布の計算 ・核反応生成物のクラッドへの付着の計算 ・揮発性物質のプレナムへの蓄積の計算 熱水力計算コードの改良 期待されている改良内容は以下の通りで、安全評価と設計評価に適用される。 ・原子炉安全と設計の両方に対応した統合解析 ・中性子、燃料などの炉心のモデルとのスムーズな結合 ・単相、２相流体の過渡応答の計算 ・入力とコードによる不確実性の定量化 ・中性子や構造体の分析コードとの結合 ・多成分系の多次元の熱水力解析（CFD 技術の活用） ・冷却材の化学特性 核計算コードの改良 期待されている改良内容は以下の通りで、原子力発電所だけではなく燃料サイクルの 広い分野に適用される。 ・核のデータファイルの処理。 ・物質の温度と核共鳴の計算。 ・定常や時間依存の中性子や光子の輻射の計算。 ・燃料の減少による同位体の変化の完全追跡。 ・アクチニドの変質 ・核生成物の発生と崩壊 物質構造のモデルの改良 期待されている改良内容は以下の通りで、極限環境での物質の挙動を調べるために物 質構造のモデルの改良が必要とされている。 39 ・高輻射、高温での計算。 ・物質上での化学反応の計算。 ・低ひずみ速度（通常運転）、高ひずみ速度（アクシデントシナリオ）での 3 次元また は多次元応力の計算。 4) ASC プログラム 1996 年の包括的核実験禁止条約（CTBT）署名を受けて DOE が設定した「備蓄核兵器保全 管理プログラム（SSMP） 」の一環として、備蓄核兵器の安全性・信頼性・性能の確保を目的 に、核実験ではなく最先端のコンピュータによるモデリングとシミュレーション実験によ って核兵器のパフォーマンスを分析するための研究開発を行う。 これまでに「ASCI レッド」 （インテル社製、3.2TF）、 「ASCI ブルー・マウンテン」 （SGIクレイ社製、3.1TF）、 「ASCI ブルー・パシフィック」 （IBM 社製、3.9TF）、 「ASCI ホワイト」 （IBM 社製、12.3TF）、 「ASCI パープル」 （IBM 社製、111TF）、 「BlueGene/L」 （IBM 社製、367TF） 等の実績がある。2012 年にはセコイヤ（IBM 社製、20PF）が稼働した。 最近は、大規模コンピュータ・サイエンスから予測のための科学（science of prediction） へと焦点を移しており、科学技術における予測可能性及び大型シミュレーションのための 検証（Verification & Validation）戦略について検討されていることが必須としている。 (2) 米国のシビアアクシデント関連解析コード 1) 米国でのシビアアクシデントの研究の経緯 設計の範囲を超える事故も含めた安全性解析は、1970 年代前半に、米国原子力規制委員 会（NRC）のいわゆる WASH-1400「原子炉の安全性研究：米国の商用原子力発電プラントの 事故リスクの評価」でなされた。この研究では、事象確率を得ると共に、放射性物質が環 境へ放出されるような事故シナリオを予測するために、包括的で詳細なフォルトツリーお よびイベントツリーが用いられた。これは原子力発電プラント（NPP）による公衆へのリス クに関する最初の確率論的評価（PSA および PRA）で、以下のように定義され、評価対象と して代表的な PWR および BWR が選択された。 ・レベル 1：原子炉の炉心を損傷させる事故の頻度を推定する。 ・レベル 2：レベル 1 の炉心損傷シナリオに基づき、NPP から放射性物質が放出される事 故の頻度と放出量を推定する。 ・レベル 3：レベル 2 の放射性物質放出シナリオに基づき、公衆の損傷および環境の損 害の観点から影響を推定する。 この解析アプローチは今日まで継続して用いられており、NPP の設計、運転の長所と弱点 について知見を与えている。 TMI-2 事故は、物理的損傷は非常に小さかったが、米国の原子力産業全体への警鐘とな った。1 つの炉心溶融事故だけで、LWR により大きな公共的危険がもたらされる可能性があ るということが判明した。また、この事故は、解析されていた設計基準事故（DBA）とは異 40 なり、WASH-1400 で仮定された事故に類似していることもわかった。設計基準を超える事 故（BDBA）シナリオによる影響の推定は妥当であることが後に認識され、WASH-1400 に携 わった米国の研究者は、工学的な判断能力について自信を高めることとなった。 TMI-2 事故の直後に、シビアアクシデント（SA）の進行および影響に関して知見を得よ うという決定がなされた。1980 年に始まった LWR の安全性研究は、重点が BDBA に移り、 LWR SA 安全性研究として知られている。実験および工学的解析・研究開発プログラムが、 米国 NRC、および米国エネルギー公益事業の代表的な技術研究組織である電力研究所 （EPRI）の両方によって開始された。この研究開発活動は、様々な SA シナリオが示す結果 を理解、判断し、NRC の安全性設計の基礎に準拠することを目的としたコンピュータコー ド開発を含んでいた。 DBA は、原子力施設がそれに耐えるように設計、建造されなければならないというもの であった（公衆の健康と安全を確保するのに必要なシステム、構造物、部品が失われるこ となく）。DBA を引き起こす可能性があると考えられる事象には、臨界、地震、火災、爆発、 洪水、竜巻などがある。一方、BDBA は、それに耐えることが原子力施設の設計で求められ てはいない、確率の低い事象である。しかし、US NRC は、BDBA のシーケンスの解析により、 ある設計の機能が十分に理解されることを要求している。 2) シビアアクシデント解析コード SA 解析のために米国で開発されたコードは、下記のカテゴリーにグループ分けできる。 (a) 統合コード (b) 詳細コード (c) 個別（専用）コード (d) リスク評価コード 実際には、多くのコードは上記カテゴリーの組み合わせとなっているが、上に挙げた各カ テゴリーについて紹介しておく。 (a) 統合コード 原子力発電プラントは、複数のサブシステムから構成されるシステムである。SA に対す るプラントの応答は複雑であり、プラントが応答する様々な物理－化学複合過程を通じて、 プラントの多くの構成要素が関与している。SA 現象のモデル化は、熱水力、高温化学、高 温材料の相互作用、デブリおよびエアロゾルの輸送、ガス輸送、断片化などに対する多分 野複合的なアプローチを含んでいる。SA に関係した現象または過程を逐一モデル化するこ とは、2 つの理由で不可能である。第一は、過程の或るものが現在まだよく理解されてお らず、正確な数学的モデルやパラメータが利用できないということである。第二の理由は、 数値計算の限界である。したがって、モデル化の作業に優先順位づけをする決断が必要と なる。 41 統合（integral）コードの開発は、NPP の全体としての応答を研究しようという決定に 因っている。すなわち、炉の冷却系の応答、格納容器、環境へのソースタームである。統 合コードは、「工学レベル」または「統合された（integrated）」コードと呼ばれることも ある。 統合コードは、 「コントロール・ボリューム（区画(compartment)とも呼ばれる）」法を用 いている。NPP の構成要素は、そこで複数のコントロール・ボリューム（CV）へ分けられ ている。（エネルギー、質量、運動量等の）つり合いの式を CV について作ることができ、 これにより時間と空間に関する一連の一次微分方程式ができる。CV 間の相互作用は、隣り 合う CV 間の流れを通じてモデル化される。しかし、不十分なノードを用いて格納容器構造 物をシミュレートする場合には、数値分散が問題となる。複雑な現象の場合には、現象論 的な、パラメトリックな、あるいは経験的なモデルがしばしば使われる。ある事象に対す る NPP の応答の統合的効果を調べるために、できる限り多くの現象を、いずれも適当な高 速の計算速度において含めることを、こうした扱いは可能とする。これにより様々なシナ リオの十分な数のシミュレーションを行うことができ、PAS レベル 2 に対応するために一 般に用いられる不確かさ解析も行える。 統合コードは、様々な実験、とりわけ TMI-2 後に開始された、統合的効果（複数の現象） に関する大規模実験を通じて厳密に検証されてきた。コード同士のベンチマーク試験は、 それらのコードが用いているモデルに関わる不確かさを減少させることに役立つ。最も評 価されている米国で開発された統合コードは、MELCOR と MAAP である。これらのコードで は、最も重要な容器内および容器外の現象が模擬されている。さらに、非常用炉心冷却系 （ECCS）、ファンクーラ、格納容器スプレイなどの工学的安全施設（ESF）も含まれている。 特に、いずれのコードも、水素の分布、および静的触媒型水素再結合器(PAR：Passive Autocatalytic Recombiner)を用いた場合の移動効果をモデル化している。 (b) 詳細コード 統合コードは、特定の過程や現象を詳しくモデル化することはしない。特定の現象を理 解、予測し、SA の過程に関するより詳しい知見を得ると共に、緩和手段を設計、最適化す る必要性から、これを補足する詳細コードが開発されてきた。詳細コードは、 「メカニステ ィック」、 「プロセス」、あるいは「最適評価」コードとも呼ばれる。最適評価は、モデル化 の不確かさが、コードの検証に用いられる実験データの不確かさと同程度であるという事 実を述べている。 これらのコードは一般に、蒸気、水、非凝縮ガスの質量、エネルギー、運動量の輸送を 支配する連成多領域偏微分方程式を解く数値的手法を採用している。数値スキームは通常、 有限体積法または積分有限差分法である。様々な時間ステップ法、主に半陰解法または完 全陰解法が、様々なコードで採用されている。陰解法は、計算時間はかかるが、数値安定 性に優れている。計算時間が長いため、これらのコードは、SA 等の事象に対する NPP の応 答の一部のみをモデル化している。コードの例として、熱水力応答に関する TRACE および 42 RELAP5-3D、BWR の SA 時の熱水力学的応答に関する APRIL、燃料－冷却材相互作用に関する IFCI、格納容器内の現象に関する CONTAIN、格納容器内の熱水力およびガス輸送に関する GOTHIC がある。 詳細コードの多くは、大破断または小破断 LOCA を研究する目的で、熱水力現象を模擬す るよう開発された。熱水力現象は、NPP システムにおいて複雑なサブシステムであること に注意する必要がある。通常、界面熱伝達、界面抵抗、沸騰熱伝達と流れ、熱伝導、気液 対向流、輻射熱伝達などのプロセスがコードに含まれている。燃料バンドル、タービン、 バルブ、ポンプなど、様々な NPP 構成要素もモデル化されている。いくつかの詳細コード は水素輸送をモデル化している（たとえば GOTHIC、TRACE、APRIL、RELAP5-3D）。 詳細コードは通常、サブシステム間の相互作用の性格ゆえ、NPP の複数のサブシステム をモデル化していることに注意する必要がある。たとえば、RELAP5-3D は炉心動特性サブ モデルを備えている。TRACE は、格納容器の模擬に関しては CONTAIN と、また、炉心動特 性に関してはパーデュー先進原子炉炉心シミュレータ（PARCS）と組み合わせて開発された。 詳細コードは、ベンチマーク試験や、相関式の抽出を提供することで、統合コードのサ ポートに用いることができる。特定の事象に重点を置いて SA を研究するために、詳細コー ドを統合コードと組み合わせることもできる。また、詳細コードは多かれ少なかれ、水蒸 気爆発、水素爆轟などの複雑な現象に関するパラメトリックモデルや相関式を含んでいる。 コードの例としては、CONTAIN、GOTHIC、TRACE、RELAP5-3D、APRIL がある。あるサブシス テムに対し、統合コードをより詳細なものにすることができる（たとえば MELCOR の CONTAIN）。この視点からすれば、2 種類のコードの間に明確な仕切りはない。 (c) 個別（専用）コード 個別コードは、単一の現象を模擬し、特定のリスクパラメータを得ることを目的として いる。新しい NPP の設計において SA を考慮に入れ、リスクに関わる現象の不確かさを減少 することを規制当局が求めたことから、これらのコードが重要となった。目的に依存して、 これらのコードには、シンプルで高速なものから、非常に複雑なものまである。開発中の 米国のコード xLPR は、既存の NPP のライセンスの更新の決定を支援するため、管路の破断 の時間依存確率を調べるもので、専用コードの 1 つと考えられる。 (d) リスク評価コード この種のコードは、個人線量を、環境における放射性核種の輸送の評価により、公衆お よび環境へのリスクを評価する。これらのコードは、統合コードと組み合わせることによ り、SA が起きた際の影響について知見を提供する。たとえば、MACCS2 は公衆および環境へ の影響を評価し、PSA レベル 3 の解析を行う。このコードは、統合コードが解析する特定 の SA に関連したリスクを評価するため、統合コードと組み合わせることができる。たとえ ば、SOARCA（State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses）プロジェクトは MACCS2 と MELCOR を組み合わせ、MELCOR 解析で予測したソースタームを用いて、MACCS2 で特定の NPP に関する環境影響を計算している。 43 SA は LOCA により直接引き起こされる場合もあるが、内部の共通原因故障（CCF）や外部 事象など、様々な根因によっても生じうる。確率論的評価法が、SA の起因事象の確率を求 めるために用いられる。SAPHIRE コードはこの目的のために開発されたもので、PRA レベル 1、2、3 を実施することができる。一般的なロジックツリー手法を採用しているので、実 質的にあらゆる起因事象を評価できる。大破断 LOCA に対するイベントツリーの例を図 2.2-7 に示す。この方法論は 1970 年代に開発されたものだが（WASH-1400）、今も確かなも のと考えられており、SA シナリオにおける不確かさを十分に扱える。 図 2.2-7 大破断 LOCA に対する簡略化された事象ツリーの例（Sehgal 2012） (3) 米国製シビアアクシデント解析コードの福島第一原子力発電所事故への適用 1)対象とする外部事象 福島第一原子力発電所の事故以降、日本の原子力産業では、下記のような外部事象を扱 える SA 解析コードへの関心が増している。 設計基準を超えた地震 地滑り（プラント近くでの斜面や崖の崩壊など） 津波 火山の噴火 洪水 ダムの崩壊 44 竜巻 突風 雷 雪 原子力発電プラントに冷却循環を提供している地表水の凍結 生物学的事象（有毒ガスなど） 森林火災 原子力プラント内の火災 飛行機の墜落事故 爆発 海岸に建設されている炉に関して、船の衝突 電磁波による障害 上記事象の全てが、調査したコードで直接扱われているわけではない。PRA レベル 1、2、 3 を対象としたリスク評価コード SAPHIRE は、火災、洪水、地震などの基本的な事象を組 み込んでいる。TRACE、RELAP5、APRIL、SAPHIRE は異なったコードであるが、ハリケーン、 突風、雪、爆発、竜巻などの外部事象に起因して起きうる LOOP（所内の交流電源喪失）お よび SBO（LOOP や非常用原電喪失を含む発電所内全交流電源喪失）を調べる機能をいずれ も持っている。地震は、いくつかのコード（MELCOR や xLPR など）が直接的に扱っている 事象である。なお、SBO 事故を解析するコードを用いる場合は、SA の際の非常用炉心冷却 （ECC）喪失の原因としての SBO と、SBO 起因の SA とを区別する必要がある。一例として、 APRIL は、SBO 事故によってもたらされる LOCA に対する BWR プラントの応答をモデル化し ている。 SOARCA プロジェクトは、MELCOR および MACCS2（放射線影響解析コード）を用い、外部 事象に起因する様々な過渡状態に対するプラントの応答、およびそれらから生じる放射線 リスクを研究した。こうした外部事象としては、内部における水のあふれや火災、地震活 動、極めて激しい風、竜巻、ハリケーンに関係した事象、および特定のサイトにあてはま りうる同様の事象などがある。 前に述べたように、LWR の炉心溶融は、外部事象に起因した LOCA によって生じうる。ほ とんどの SA コードは、LOCA の過渡状態（炉心溶融につながる場合も、つながらない場合 もある）を模擬するよう設計されている。この観点から、上に挙げた外部事象のほとんど 全ては、調査したコードで間接的に扱うことができる。たとえば、NPP へ冷却水を供給す る地表水が凍結してしまうことが、LOCA をもたらす場合がある。 火山や津波などある種の外部事象は、原子炉サイトの選定過程において、SA をもたらす 確率がきわめて低いものと考えられていた。しかし、福島以降、米国でこの点に関する一 般的な見方は変化した。同様に、SBO 事故に関して米国は優れた安全記録を有しているも のの、福島以降、公衆の懸念は増大している。 45 他の外部事象として、9-11 テロ攻撃以後、NPP への航空機の墜落事故の影響に関する研 究が行われている。US NRC は、NPP の制御室機器への電磁波障害の影響に関する指針を発 行した。SBO、その他の外部事象に関する同様の指針も公表された。 2) 福島第一原子力発電所事故解析への適用 開発コードは、SA シーケンスへの理解を高めるための研究プログラムの一環として適用 された。こうした研究は、プラントの緊急時対応、リスク伝達、訓練、設計、新しい炉へ のライセンス供与、既存炉のライセンスの更新のための情報・知識基盤を提供している。 統合コード MELCOR および MAAP は、欠落情報を埋め、理解を高め、コード－データ間お よびコード間の比較により検証と実証を行うという目的の下、TMI-2 事故を模擬するため に用いられた。 米国の DOE および NRC は、福島の事故を模擬するために MELCOR と TRACE を用いるプログ ラムを開始した（Gauntt ら、2012）。このプログラムは下記の 3 つの目的を持っていた。 1) 情報ポータル（入口）システムを開発することにより、事故に関するデータを収集、 検証、文書化する。 2) コンピュータモデルと事故データを用いて事故の進行を再構築する。 3) MELCOR コードと福島モデルを実証し、潜在的な将来のデータニーズについて提案 する。 TEPCO（東京電力）は、同様の目的で MAAP を用いた。MELCOR と MAAP の結果が比較され、 また、両コードの結果が事故の際に福島の原子炉で記録された圧力データと比較された。 このプロジェクトは、シビアアクシデントコード MELCOR と MAAP が事故の特徴を明確にし、 2 号炉の格納容器の圧力応答等の問題を明らかにした。 最適評価 SA コードの大半は、多くの原子炉構成要素や工学的安全施設などの炉システム における熱水力学的過程を模擬するために開発された。前述の再冠水の問題に関しては、 最適評価コードがおそらく最適の選択であろう。これらは研究機関や業界で設計や安全性 解析にも適用されている。TRACE は、新しい炉の設計の認証や、現在運転されている炉の 出力引き上げの規制的審査を支援するために用いられているコードの一例である。 「原子力 ルネッサンス」と共に、最適評価コードをモジュールとして組み込んだ新しいシミュレー ションプログラムが登場した。その一例は、バーチャルリアクタのシミュレーションの枠 組みにおける炉のシステムモジュールとしての RELAP5-3D である。 リスク評価コードは、リスク情報に基づく規制および事故管理に関する規制適合（たと えば RADTRAD）、および緊急時のための訓練（RASCAL）の目的で大半が使われている。xLPR （極めて確率の低い配管破断）コードを開発するための新しいプログラムは、規制担当者 による「破断前の漏洩（Leak-Before-Break）」の決定（これは、運転中の多くの炉のライ センス更新に影響を与えるであろう）を支援することを目的としている。PRA コードであ る SAPHIRE は、火災、洪水、地震、LOOP および SBO 事故、LOOP 復帰、人的信頼性、その他 46 の外部事象起因 SBO 事故など、NPP に関係した多くのリスク評価に用いられている。 最近のプロジェクト SOARCA は、最新技術による原子炉影響解析を行う 2 つの調査コード を用いている。これは、リスク情報に基づき、規制のための利害関係者が関与した SA コン ピュータコードあり、その目的はシビアアクシデントの知見を得ることである。SOARCA プ ロジェクトのこれまでの結果は、ピーチボトムおよびサリー原子力発電所サイトでのシビ アアクシデントの考えうる影響の新しい参考情報を提供した。これは、緊急事態への最新 の準備状態およびプラント機能に基づいたもので、利害関係者や公衆へのリスク伝達の助 けとなるであろう。 APRIL コードは、福島事故のシナリオにいくつか似たところのある、発電所内全交流電 源喪失（サイト外の交流電力や、ディーゼル不動作によるサイト内の緊急電力の喪失を含 む）に起因する SA への BWR の応答を研究するため、1990 年代に開発された。 (4) 米国製解析コードの我が国での利用条件 コードを入手できるか否かは、コード開発の資金源に依存している。下記の組織のコー ドの入手条件について整理する。 米国 NRC, DOE の RSICC（放射線安全情報計算センター） 国立研究所 大学 EPRI 私企業 コードの輸出の最も高いレベルでは、輸出規制政策で決定されている。この政策は、情 報のカテゴリー、脅威、および特別な承認を得る必要がある国のリストを定めている。10 CFR 810 の規定は、日本を、原子力安全性に関わるコードを入手する際に DOE の特別な承 認を必要としない国と位置付ける予定である（これについてはタイムテーブルがまだ設定 されていない）。現在の政策は、米国政府からのライセンス無しに、日米間で原子力安全に 関わるコードを輸出入することを許可している。政策の改定が、もし発効した場合、これ らのコードを得るのに特別なライセンスが求められる制限リストに、日本は載らないであ ろう。これは、政策の改定が日本の現在の状態に影響を与えないことを意味している。 公有財産（public domain）のコードは、輸出規制の対象となる。一般に、輸出規制ステー タスは「公有財産」ステータスとなる。政府がスポンサーとなって開発されたコードは、 別途規定されていない限り、「公有財産」である。「公有財産」コードの場合、いくつかの NRC のコードを除き、一般にソースコードが配布される。コード入手の申し込みをする者 は、国内の者も国外の者も、主に知的所有権保護のため、ある種の手続きを取らねばなら ない。外国人の場合は、米国への納税者でないため、米国人より高い使用料が必要となる 場合がある。私有財産のコードの場合、ソースコードは配布されない。 47 日本政府の機関や民間の組織も、下記の 1 つまたは複数があてはまれば、ソースコードが 入手できる場合がある。 コードの適用および保守プログラム（CAMP: Code Applications and Maintenance Program）への参加者である。 シビアアクシデント共同研究プログラム（CSARP: Cooperative Severe Accident Research Program）のメンバー国である。 EPRI のメンバーである場合（EPRI が所有するコードの場合）。 これらの 1 つを満たしていれば、日本のユーザもソースコードを受け取ることができる。 (5) 原子力関連ソフトウェアに関する米国の輸出規制政策 1) 米国政府の輸出規制政策 米国の輸出規制政策は、15CFR 738.1-4 により規定されている。15 は、 「タイトル（編） 15：商業貿易および外国貿易」を表す。738.1-4 節の下、本報告書で調査した原子力コン ピュータコードは「輸出規制分類番号（ECCN）ECCN 0D021 または ECCN 0D201」で表され ている。この違いは、どの脅威がより重要であるかを示している。ECCN では、番号 0D021 または 0D201 は、米国に対する脅威の 6 つの大きなカテゴリーを表している。 “0”：国家安全保障／原子力のサプライヤーグループ（NSG）の技術 “2”：核の拡散 現在、日本は若干の制約を受けている。その中で、制約として最も重要な点は、日本が核 拡散グループ 1 として制約されていることである。15CFR 742.3(a) (1) は、ライセンスの 例外条項である。この特別な条項は、日本がグループ A 国、A: 4（NSG のメンバー国であ ることを意味する）であると述べている。NSG のメンバー国は、米国政府からのライセン ス無しに米国との間で原子力の安全性コードを取引することが許されている。NSG に関す る情報は www.nuclearsuppliersgroup.com で得ることができる。これは INFCIRC/254/Rev. 8/Part2 と呼ばれている。 15 CFR 738.1-4 の範囲として考えられているものは、10 CFR 810 に述べられている。少 数の例外はあるが、核兵器および原子炉の製造に関係したあらゆる技術が、15 CFR 738.1-4 の範囲に含まれている。NRC のコードは全て、DOE の規制を免除されている。10 CFR 810 は、これらのコードを入手するのに特別なライセンスを必要とする制限リストに日本が載 っていないことを述べている。これは、機密に関わる／制約のある情報が含まれていない 限り、日本の公的機関や企業は特別なライセンスを必要としないことを意味している。10 CFR 810 の更新案があるが、発効予定は決まっていない。 2) 10 CFR 810 の更新案 48 この更新は法律の範囲を拡げるものになる予定である。「特別な核関連物（special nuclear material）」の製造の助けになりうる技術のほとんどは、DOE の規制の対象となる 予定である。特別な核関連物とは、下記のように定義されるものである。 原子炉（発電炉） プルトニウム、ウラン 233、ウラン 235（重量で 0.711%を超えるレベルまで濃縮さ れたもの） 照射済物質の貯蔵と移動 高レベル放射性廃棄物の処理 従って、これらのカテゴリーのいずれかを支えるために使用される技術は、DOE 規制に該 当する。ただし、いくつか例外がある。ある技術が NRC で規制されているなら、それは DOE 規制を免除される。「公的情報（public information）」または「基礎的な科学研究」と見 なされれば、それはこの規制の対象外となる。 公的情報は下記のように定義される。 公的組織のメンバー、あるいは科学、工学、教育訓練に関わる人々や特定の商業 的活動に携わっていて当該事項に関心を持っている人々の団体に対して、定期刊 行物、書籍、その他の印刷媒体あるいは電子媒体の形で配布され、利用できる情 報 公立図書館、公立の読書室、公立の文書室、公的なアーカイブ、公的なデータバ ンク、または大学の課程で利用できる情報 公開の会合ですでに発表された情報 それを広めるのに制約がなく、国際的に利用できるものとなっている情報 米国特許庁へ既に出願され、35 U.S.C. 184 に照らして外国へも出願できるよう な、あるいは「情報の自由」法（Freedom of Information Act）、5 U.S.C. 552 の下で既に参照できるような出願書に含まれている情報 公的情報であって、外国でそれを受け取ろうとする者へ送られる前に、あるいは それと同時に、米国で一般に入手可能でなければならないことになっている情報。 それ自体は公的情報でない何らかの技術的な付加情報、より高められた記述、解 説、解釈、または原子力エネルギー法の 147 および 148 節に該当するような情報 は含んでいないこと。 基礎的な科学研究は、現象や、観測可能な事実の基本原理に関する新しい知識を得るた めに主になされ、特定の実用的目的を主に目指してはいない実験的または論理的研究を意 味する。 次なる変更事項は、現在の制限国リストが、特別なライセンスを必要としない国のリス 49 ト に 置 き 換 え ら れ る と い う も の で あ る 。 こ れ ら の 国 々 は 、 一 般 認 可 （ General Authorization）リスト国と呼ばれる。日本は一般ライセンス国である。日本の公的機関お よび企業は、機密事項が含まれていない限り、DOE に申請を行う必要がない。 最後の主な変更事項は、「みなし輸出（Deemed Exports）」の節である。企業は、一般許 可リストにない外国籍を持つ従業員に情報や技術を与えたい場合には、DOE からライセン スを取得しなければならない。これは、当該の外国政府からの承認は改めて必要とされな い変更である。代わりに、その外国籍の者は、10 CFR 810 を順守することに書面で同意し なければならず、DOE の同意なしにその技術を開示してはならない。また、その者は、核 爆発装置や、何らかの軍事目的の推進のためにその技術を使ってはならない。これは、日 本の企業がコンピュータコードを受け取っても、ある従業員が一般許可リストに載ってい ない国の国籍を持っている場合には、その従業員にコードを使わせてはならないことを意 味する。その従業員が技術を使うためには、DOE から特別な許可を受け、非開示契約書に 署名する必要がある。 3) 個々のコードの規定 ライセンス供与およびソースコードの入手に関し、調査したコードは下記のカテゴリー に分けられる。 私有財産コード： 民間の（すなわち納税者からのお金で運営されているのでない） 会社または組織により開発されたコード。所有者は、ソースコードや文書を公表す る義務を負っていない。ソースコードは、当該取引の特定の契約条件に依存して（こ れは通常、資金の提供レベルに関わっている）、その開発のスポンサーとなった組 織等なら利用できる可能性がある。 公有財産コード： 納税者を通じて、政府より資金提供を受けて開発されたコード。 米国の納税者であればソースコードが利用できるが、輸出規制の制約は受ける。ラ イセンス料はコードに依存する。ユーザが米国市民であれ、外国籍であれ、ある手 続きは必要になる場合がある。 BSD ライセンス： 「新しいバークレーソフトウェア配布（BSD）ライセンス」、あ るいは 3 条項（3-clause）ライセンスと呼ばれるものには、2 つ重要な点がある。 第一は、著作権表示がなされ、ライセンスに関する保証放棄の記述も維持されるか ぎり、あらゆる目的で制限なく再配布できるということである。第二は、書面によ る同意なしに作成者／開発者の名前を用いることへの制限である。（バークレーソ フトウェア配布は、UNIX のような OS を配布するために用いられたライセンスに由 来している。 ） 50 (a) xLPR xLPR は、2 つの独立したコード（Goldsim、SIAM-PFM）から成っている。Goldsim は既に 日本（産業技術総合研究所、原子力発電環境整備機構（NUMO）、原子力安全基盤機構、日本 原子力研究開発機構など）で広く使われているもので、ソースコードは提供されない。 もう 1 つのコードは SIAM-PFM で、このコードは完全オープンソースプログラムである。 これは、コードが無料で入手できることを意味しており、ソースコードも実行可能ファイ ルも入手できる。オープンソース・データは、www.opensource.org に述べられている特別 なライセンスに該当する。SIAM-PFM は、「新しい BSD ライセンス」、3 条項ライセンスに該 当する。 最後のリリースバージョンは、フレームワークまたはレガシーとしての GoldSim、また はモジュールのために新開発されたコードとなる予定である。これらのモジュールは、 「公 有財産」コードである。 (b) DOE がスポンサーとなったコード CASL CASL のメインプログラムは VERA である。このメインプログラムは、DOE を通じてのみ入手 できる。VERA のサポートのために作られたサポート補助プログラムが存在する。 CASL は基盤（インフラストラクチャ）とシミュレーションコードから成っている。基盤ソ フトウェアには、データ転送キット（DTK）、マルチフィジックス環境（LIME）、および TriBITs （Tribal Build, Integrate, and Test System：統合試験システム）が含まれている。こ れら 3 つのソフトウエアパッケージはいずれも新しい BSD ライセンス（あるいは類似のラ イセンス）になっている。このシミュレーションコードは「公有財産」であり、RSICC が 管理している。 MCNP/SCALE/AMP これらのコードは RSICC が管理している。コードのシングルユーザー・ライセンス入手に は、RSICC ウェブサイトでの申し込みが必要である。 NEAMS NEAMS は DOE が発展させ、CASL と協力関係にある。現在入手できるシミュレーションコー ドは、CASL が管理している。NEAMS は、コードの開発や、大きな改良を行うことに重点を 置いているのに対し、CASL は現在入手できるコードを統合することに重点を置いている。 SCDAP/RELAP5-3D 51 これらのコードは、アイダホ国立研究所（INL）により開発され、所有されている。これら は NRC 規制の下にある。このことは、非開示契約書に署名し、コードの受領前にそれを NRC へ送り返す必要があるであろうことを意味している。CAMP メンバー国として、日本の組織 はその CAMP 代表者に相談するのがよい。さらに詳しい情報は INL から得られる。 (c) NRC のコード 一般に NRC は、国内の組織（電力会社、ベンダー、学術機関、企業） 、および「コードの 適用および保守プログラム」 （CAMP）や「シビアアクシデント共同研究プログラム」 （CSARP） に参加している国にある国際組織に対しては、炉の安全性コードやツールを配布すること を 許 可 し て い る 。 こ う し た 多 く の 情 報 に つ い て は NRC の ウ ェ ブ サ イ ト http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/obtainingcodes.html を 参 照 さ れ たい。 TRACE/RELAP5/SNAP/CONTAIN これらのコードは全て CAMP に該当している。これらを入手するには、日本政府の機関は、 日本の CAMP 代表者を通す必要がある。非政府組織の場合は、日本の CAMP 代表者を通すこ とに加え、非開示契約書に記入、署名し、NRC に送り返す必要がある。非開示契約書への リンクは、www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/code-request-and-nda.pdf にあ る。 NRC は通常、ソースコードは提供せず、実行可能ファイルのみである。日本の CAMP メン バーは、電力中央研究所（CRIEPI）、原子力安全基盤機構（JNES）、および原子燃料工業（NFI） に所属している。 MELCOR/MACCS2 MACCS2 は、コード取得に関する情報を自ら示していないが、おそらく MELCOR と同じで あると思われる。これらのコードは CSARP で規制されている。日本は CSARP のメンバーで ある。これは、政府および非政府組織いずれの場合も、コードを入手するには日本の CSARP 代表者を経る必要があるということを意味している。非政府組織はさらに、非開示契約書 に 記 入 、 署 名 し 、 NRC に そ れ を 送 り 返 す 必 要 が あ る 。 非 開 示 契 約 書 の フ ォ ー ム は www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/code-request-and-nda.pdf にある。 MELCOR/MACCS2 は実行可能ファイルのみで提供される。 RADTRAD RADTRAD はサンディア国立研究所が開発し、NRC が所有している。このコードは RSICC（放 射線安全情報計算センター）により規制されている。ソースコード有り、無しのパッケー ジが存在している。「公有財産」のソースコードは入手できるが、輸出規制の対象となる。 52 コードの申し込みは、www.rsicc.ornl.gov を参照されたい。 VICTORIA および IFCI これらのコードは NRC が開発 、所有している。NRC を通して入手できる。手続きを開始 するには、おそらく非開示契約が必要である。NRC は通常、ソースコードを提供しない。 SAPHIRE SAPHIRE 7 は Radiation RSICC が管理している。海外の申込者には輸出規制政策が適用 される。パッケージは、事前コンパイルされた実行可能コードのみを含んでいる。海外か らの申し込みの処理には、一般に 2～3 カ月の期間を要する。 SAPHIRE 8 は米国政府機関または他の承認された機関のみが入手できる。SAPHIRE 8 を入 手するには、申込者は NRC に連絡し、非開示契約のフォームに署名する必要がある。 FRAPCON-3/FRAPTRAN これら 2 つのコードはパシフィック・ノースウエスト国立研究所（PNNL）が管理してい る。いずれも NRC が所有している。企業や組織は非開示契約書に署名し、NRC に送り返す 必要がある。その後、PNNL は申込者に連絡を取り、支払いについて話し合い、コードへの アクセスを許可するであろう。この過程は http://frapcon.labworks.org/request.html で説明されている。 RASCAL RASCAL コンピュータコードは、NRC が開発し、RSICC が管理している。このコードの場 合、ソースコードは入手できない。外国の申込者には輸出規制政策が適用される。 (d) EPRI のコード MAAP MAAP コードは電力研究所（EPRI）が開発、所有している。コードの入手については www.epri.com を参照されたい。ソースコードは、申し込みが認められれば入手できる。EPRI は既に複数の日本の機関、組織と契約を行っている。 GOTHIC GOTHIC は EPRI が所有している。このコードを得るには、日本の企業および機関は EPRI のウェブサイト www.epri.com を通じて申し込むか、EPRI の日本の Country Manager、まつ だみちお（上述）を通じて申し込むことができる。ソースコードは、EPRI との契約が成立 すれば入手できる。 53 (e) その他のコード APRIL APRIL コードは、ORNL/DOE がスポンサーとなり、RPI が開発した。これは、コードが DOE の規制の下にあることを意味している。日本は CAMP/CSARP メンバーであるので、日本の機 関は制限なくコードを受け取れるはずである。ソースコードは、RPI、DOE/ORNL など複数 の組織から入手可能である。 (6) 米国での解析コード開発状況のまとめ 1) コード開発の状況 米国のコードの多くは、TMI-2 とその後の SA 研究の開始以降に、開発されている。現状 は以下のように総括できる。 計算技術の進歩を利用して、ある種のコードは継続的に保守、更新、向上がなされ ている。 ある種のコードは、もはやサポート、開発がなされていない。それらの或るものは、 実証がなされ、未修正のバグがきわめて少ないため、 「レガシー（遺産）」とみなさ れている。この種のコードは 2 種類の状況に置かれている。 1) 元の開発者により新しいコードへ再構築され、機能や能力が増しているた め元の名前を持たなくなっている（たとえば RELAP5、CONTAIN、VICTORIA） 。 2) 元のソースコードを入手した他の組織（国内外の業界や大学を含む）によ り修正がなされ、向上している（調査したコードの多くのもの）。 コード開発の新しい傾向は、(1) xLPR、NEAMS、CASL のような、原子力業界と政府のよ り密接な共同作業、および (2) 先進的な計算技術の利用、によって特徴づけられる。この 傾向は技術的にいえば、複数の物理現象を対象とし、マルチスケールであるということで ある。安全性および事故の解析に関しては、傾向は、SA への格納容器の応答および水素に 関わる安全性について、モデル（とりわけ統合コードで使われている経験的モデル）を改 良するというものである。 現在の行政の政策は、設計や運転上の問題の解決において業界がコストを節約できるよ うな技術を導入し、先進的なシミュレーション技術を利用するというものである。原子力 業界、コンピュータ会社、大学、国立研究所間の協力によるプログラムおよびコンソーシ アムが確立されてきている。たとえば、CASL プログラム（軽水炉の先進的シミュレーショ ンのためのコンソーシアム）が DOE により 2010 年に開始された。このプログラムは、いく つかのレガシー・コード（RELAP5-3D）の統合を含むバーチャルリアクタの開発を目的とし ている。CASL は SA 解析を目的としてはいないが、そのバーチャルリアクタ技術はそうし た解析をより包括的に行える可能性を持っている。次のフェーズ（更新が予定通り行けば 2015 年開始であるが、米国のエネルギー長官 Chu の辞任により不確かとなっている）は、 MELCOR と MAAP の結合インターフェースを含む予定である。明らかに、CASL は統合コード 54 で使用されている相関式や集中定数モデルを提供、修正することができる。通常の運転時 の問題（沈殿物の形成など）を解決することを支援するということが CASL の主な目的のた め、SA に関係した課題は現在のところ第一の優先事項ではない。しかし、現在の CASL の 課題には、DBA LOCA や被覆管健全性のような設計基準の安全性の問題（たとえば、水素化 物の形成、応力腐食割れ、燃料－被覆管相互作用など）が含まれている。 また、現在行われているプログラム NEAMS（対象とするプロジェクト、および大学や国立 研究所から構成される研究グループに資金を提供）は、現在の計算技術を発展させたり、 大きく改良しようとしたりするものである。まだ開始後 2 年しか経っていたいため、NEAMS の最終的な方向や成果は明確でないが、DBA（現在資金が提供されているプロジェクトはす でにこの課題を含んでいる）および BDBA（現在の目標には入っていないが、後に研究され ることになっている）に起因する SA の解析は、確かに NEAMS の範囲全体の一部となってい る。 2 つの協力プログラム、CASL と NEAMS は原子炉の工学的シミュレーション（SA 解析を含 む）の現在および今後の研究上の問題を解決するために、非常に異なったアプローチを採 っている。CASL は主に既存のコード上に構築され、それらをバーチャルリアクタへ統合す ることに重点を置いている。NEAMS は基礎的な科学技術的視点に立って、炉の故障メカニ ズムの詳細を調べようとしている。 2) 調査結果のまとめ 表 2.2-3 には、スポンサー、開発者（通常は技術サポートも行う）、ソースコードの入手可 能性などを示している。また、最新のバージョン、発表日、開発状況（下記のように表現） も示している。 開発中 － 現在開発中の新しいコードの場合 アクティブ － コードが入手して利用でき、継続的な保守、更新、向上がなされ、 サポートもあることを意味する。 非アクティブ － 開発は停止しているが、コードはまだ入手して利用でき、ソース コードも配布される。技術サポートは無いか、限定的。 ソースファイルが「オープンソース」となっている場合には、ほとんどのコードはもはや 開発を行っていない。 「オープンソース」の欄には、代わりに、ソースコードが入手できる か否かを示している。全てのコードは輸出規制の対象となっている。 「公有財産」は、10CFR810 が発効した後、特別な承認なしに米国の市民または日 本がソースコードを入手できることを意味する。 「ソースコードなし」は、コードが公有財産であったとしても、ソースコードが入 手できないことを意味する。NRC の或る種のコードがこれに該当する。 「私有財産」は、コード開発のスポンサーが産業界、その他の民間セクターであっ たために、ソースコードが入手できないことを意味する。しかし、いくつかの日本 55 の電力会社は EPRI のメンバーであるため、EPRI がスポンサーとなったコードはそ の限りでない場合がある。 「入手可能性」の欄では、コードをいかに入手できるかを簡単に述べている（下記から入 手できる可能性がある） 。 NRC CAMP（コードの適用および保守プログラム） DOE RSICC（放射線安全情報計算センター） NRC CSARP（シビアアクシデント共同研究プログラム） EPRI（EPRI の所有権を代理する開発者から直接コードを得られる場合もある） （参考文献） 1) USDOE, "Nuclear Energy Research and Development ROADMAP", 2010 2) A. R. Larzelere, "Nuclear Energy Advanced Modeling and Simulation (NEAMS)", http://science.energy.gov/~/media/ascr/ascac/pdf/meetings/nov09/larzelere.pdf 3) Dan Gabriel Cacuci, "Experimentally Validated “Best Estimate + Uncertainty”Modeling of Complex Systems: the Cornerstone of Predictive Science", http://www.ncsu.edu/crsc/wfdam/Talks/Cacuci.pdf 4) H. D. Simon, T. Zacharia, R. Stevens, et al. 2007. Modeling and Simulation at the Exascale for Energy and the Environment (E3 Report). http://www.sc.doe.gov/ascr/ProgramDocuments/Docs/TownHall.pdf 5) NRC, Reactor Safety Study, WASH-1400/NUREG-75/014, Nuclear Regulatory Commission, Office of Nuclear Regulatory Research, Washington, DC, Oct 1975. http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr75-014/ 6) NRC, Federal Registry 10 CFR 50, Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC. August 1985. 7) Office of Nonproliferation and International Security. “Proposed Revision to 10CFR810.” PowerPoint 2011. January 20, 2013. http://supply.lanl.gov/property/ecco/info2012/presentations/2012EUCIEventGoor evich.pdf 8) Sehgal, Bal Ral., editor, Nuclear Safety in Light Water Reactors: Severe Accident Phenomenology, Academic Press, 2012 9) Van Dorsselaere, Jean-Pierre, Thierry Albiol and Jean-Claude Micaelli, Chapter 8, Research on Severe Accidents in Nuclear Power Plants , in Nuclear Power – Operation, Safety and Environment, www.intechopen.com, September 2011. 56 edited by Pavel Tsvetkov, InTech, 表 2.2-3 調査したコードの全般的な情報 名称 AMP APRIL タイプ 個別 最良推定 炉 主な機能 LWR UO2 および 正常な、および正常から外れた原子力プラントの運転条 MOX 件の下での燃料の熱－機械（力学）的挙動 BWRs と統合的 検証と実証 用途 限定的 研究開発 SBO によりもたらされる SA の際の容器内/容器外の熱水 広範なものもあ 研究開発 力学的挙動、水素の輸送、FP の輸送 るが、全体的に は中程度 の組み合 わせ CASL コンソー PWRs および 炉の定常状態運転または過渡状態、DBA LOCAs、RIAs、FCI レガシー・モジ シアム BWRs、改良型 を模擬するバーチャルリアクタ ュールは広範に の設計、運転 実証 LWRs CONTAIN 研究開発、学術、原子力産業で 最良推定 PWRs および 容器外の熱水力学的 SA 現象、水素の挙動、環境への FP と統合的 BWRs、改良型 放出 の組み合 LWRs 広範 原子力産業および研究機関。新 しい SA コードへ組み込み。 わせ FRAPTRAN GOTHIC IFCI 個別 PWRs および RIAs、 LOCAs、その他の大きな過渡状態の下での燃料の BWRs 応答。小さな過渡的 RIAs を扱う FRAPCON。 LWRs, SNF プー 格納容器における SA に対する熱水力学的応答、容器外現 ル、および HWRs 象 最良推定 PWRs および SA における燃料－冷却材相互作用による容器内現象を模 と個別 BWRs 擬 最良推定 広範 産業および規制担当者（SA の際 の燃料の健全性を調べるため） 広範 産業（設計およびライセンス供 与のため） 57 中程度 産業および規制担当者 MAAP MACCS2 統合的 BWRs および LOCAs、非 LOCAs、容器外および容器内 SA 現象へのプラ PWRs ントの応答を模擬（PRA レベル 2） リスク評 PWRs および MELCOR source-term を用いて、プラント近くの環境にお 価 BWRs、改良型 ける放射線影響を解析（PRA レベル 3） 広範 動の影響、および緩和のため） 中程度 MELCOR 個別 統合的 存炉のライセンス更新 PWRs および 臨界安全性、および臨界の結果生じる核分裂源からの線 BWRs 量 PWRs および SAs、BDBAs、DBAs へのプラントの応答を模擬。容器内お BWRs、改良型 よび容器外現象、FP の放出、SNF プール 広範 研究開発, 学術 広範 産業および規制担当者、研究開 発でのプラント SA 解析、緩和 効果の影響、外部事象の影響 LWRs NEAMS 産業、規制担当者、研究開発、 新型炉へのライセンス供与、既 LWRs MCNP 産業（SA 解析、オペレータの行 統合され LWRs、高速、ガ 正常な運転および／または過渡事象の際の原子炉および たプログ ス冷却 燃料系の挙動の研究 進行中 研究開発、 学術。DB 問題、経 年劣化、材料の劣化問題の解決 という産業ニーズに寄与。新し ラム い NPPs の設計、建設、運転に寄 与。 RADTRAD RASCAL 中程度 規制への適合、リスク情報に基 リスク評 PWRs および LOCAs、非 LOCAs を含む様々な DBAs の際の NPPs における 価 BWRs 線量減少現象を考察することにより、プラントおよびプ づく規制、事故マネジメントに ラント外の線量を実際的に推定 適用 緊急時のための訓練 リスク評 NPPs, SNF 貯 NPPs（BWRs および PWRs）格納容器の漏洩、バイパス等、 中程度 価 蔵、燃料サイク 放射線緊急時への対応における線量予測の評価 ル施設、および 放射性物質処理 施設 58 RELAP5 お 最良推定 よびその改 広範 大半は研究開発。CASL のような PWRs および LOCAs（冷却材管路の大または小破断）および RIA または BWRs 同種の過渡状態への炉システムの応答を模擬。容器内現 新しい統合されたコードでモジ 象。ソースターム～核分裂生成物の放出。 ュールとして使用。設計および 変コード 安全性解析。 SAPHIRE リスク評 NPPs またはあ 価 らゆる施設、産 SA の際の NPP の PRA レベル 1、2、3 を実施 重要な機能は検 NPP の LOOP 事象および LOOP 復 証済み 帰の評価、人的信頼性の解析、 安全性解析、PWR シール LOCA、 業 SBO 事故、外部事象 Scale / 個別 KENO NPPs またはあ 核分裂性システムについて、増倍率とフラックス分布を らゆる施設、産 計算 広範 臨界安全性、特に SA 後の再臨界 事象の解析 業 Scale / 個別 ORIGEN 広範 バーンアップ後の放射性物質の NPPs またはあ 核種の組成、放射能の計算。核分裂生成物、放射化生成 らゆる施設、産 物、重金属変換生成物からの崩壊熱の計算。生成された 炉心インベントリを知り、ソー 業 バーンアップ依存の断面積セットの計算。 スタームを明確化（その後、 MELCOR のような SA モデル化コ ードで用いるため） SCDAP/RELA 最良推定 P5 (および PWRs および 熱水力学的性能を計算し、シビアアクシデントの際の原 中程度; RELAP5 研究開発：シビアアクシデント BWRs 子炉冷却系、炉心、原子炉容器の損傷の進展をモデル化 は 広範 の際の炉心および冷却材システ ムの状態の解析およびシミュレ する。 その改変コ ーションの改良 ード) SNAP 統合およ PWRs および CONTAIN、COBRA、FRAPCON-3、MELCOR、PARCS、RADTRAD、 該当せず 多くの NRC 安全性コードに寄与 び処理 BWRs RELAP5、TRACE の統合、およびそれらの入力/出力処理 する柔軟で能率的なグラフィカ ル・ユーザー・インタフェース 59 を提供 SOARCA プロジェ PWR および BWR クト SA の応答および放射線影響、および様々な外部事象に起 MELCOR および 環境への放射性核種放出を伴う 因する SAs のリスク解析を研究する NPP プロジェクト MACCS2 と同じ NPP SA により生じる可能性のあ （MELCOR る影響について、より現実的な と MACCS2 情報を公衆および利害関係者に 適用の組 提供 合わせ） TRACE VICTORIA 最良推定 個別 広範 新しい炉設計の認証、現在稼働 BWRs および DB および BDB LOCAs（冷却材管路の大または小破断）の PWRs、 ESBWR、 容器内現象、およびそれらに対する炉システムの応答を している炉の出力引き上げの規 AP1000 模擬 制的審査の支援 PWRs および 格納容器建屋へ放出される前の、放射能放出の時間進展 BWRs および特性の計算 十分な情報なし 規制担当者、MELCOR のベンチマ ーク試験、新しいコードへの組 み込み xLPR 個別 PWRs および 現在、極めて確率が低いと考えられ、設計基準外とみな BWRs されている管路破断の確率対時間の関係を得る。 60 進行中 「破断前の漏洩」の規制的判断 の支援 2.2.2 欧州 欧州ではシビアアクシデントに対して欧州全体としての取り組みを進めてきており、実 験研究、モデリング研究を通じてシビアアクシデントに関わる欧州の知識基盤が形成され てきているといえる。以下では、欧州における原子力安全解析に関わる背景を示したのち、 シビアアクシデントコードを中心とした計算コードの利用状況、最近のコード開発動向に ついて示す。 (1) 1) 背景 初期の安全解析 商用原子力発電所の安全性に関する懸念は 1970 年代初頭に挙がった。反応度制御と核安 定性に取り組んだ後、関心は、原子炉容器や配管の破損によっておこる冷却材損失後の炉 心崩壊熱除去に移った。LOCA（冷却材損失事故）に対応するため、全ての原子力発電所に ECCS（非常用炉心冷却系）を装備すべき事が明確になった。原子炉容器破損の可能性が低 いと考えられていたため、規制は、原子炉冷却系の DEGB（両端ギロチン破断）においても ECCS の性能が炉心を冷却可能な状態に保つこと保証すると規定し、クラッド温度、クラッ ド酸化深さ、事故時に酸化するジルコニウムの総量を規定した。 LBLOCA を ECCS 性能の設計基準事故と定義することで、熱流動が安全性解析の重要な課 題となり、過去最大の原子力安全研究プログラムのきっかけとなった。LBLOCA をシミュレ ートするためコンピュータコードが開発され、安全基準に十分なマージンを与えるために、 モデリングや解析条件に保守的な仮定を適用した。 2) TMI-2 事故後の安全解析 1979 年 3 月の TMI-2 事故の検証により、リスクの観点からは小破断の方が DEGB より重 要との見解が示された。関心は SBLOCA に移り、比較的高い確率で起こる起因事象が研究さ れた。LBLOCA では限界流量率、再冠水フェーズにおける水蒸気バインディング、対向流制 限、及びドライアウト後の熱伝達に支配されたが、SBLOCA では単相および二相流における 自然循環、水平パイプ内の成層化、水位低下時における蒸気発生器内の熱伝達、窒素の影 響など様々な複雑な現象がある。これらは、コンピュータコードと検証実験に新たな課題 をもたらし、国際的コミュニティの間での負荷の共有が必要となった。同時に、規制当局 は全ての LOCA 状態における ECCS の性能といった、古い問題を解決するための技術基盤に 関する国際的コンセンサスを求めた。実験分野では、OECD-LOFT プロジェクトと国際 2D/3D プロジェクトは最も良く知られた熱流動の分野での協業の例である。解析分野では、コン ピュータコード開発と検証を共有するための二国間および多国間協業協定が創設された。 OECD/NEA はこの協業に関して、最も効果的なフォーラムとなった。 原子炉基数と運転経験の増加に伴い、仮想的な炉心溶融事故に関する考慮もあり、最適 予測、つまり可能な限り現実的な計算に対する強い要求が挙がってきた。炉心設計と原子 61 力発電慮運転モードの最適化は、最適評価（BE）を利用したマージンの定量化を要求する 大きな理由だった。多数の既設の原子力発電所において出力増強が実現し、他にも多数計 画されている中、幾つかの安全に関する懸念が挙がっており、その内の幾つかは燃料に関 わるもので、残存する安全マージンを評価する上で、熱流動コードが重要な役割を担うと されている。 コンピュータコードとその検証の基準は現実的な水準に達し、モデリングの精巧化が保守 的から現実的なモデリングへの移行を可能としている。規制の枠組みの中での BE アプロー チの適用は、計算の不確実性の定量化が必要とされている。この追加要求により、幾つか の不確実性の定量化手法の開発を後押ししている。これらの性能と実行可能性の評価は当 初から国際的協力の中で行われた。 3) 最近の動き 急速に進歩するコンピューティングパワーと原子力産業外での流体力学シミュレーショ ン手法の開発に伴い、CFD コードの様な新種のコードが現れた。これらのコードは計算分 野を細かな 3D 格子と、乱流モデルを含む計算手法により特徴づけられる。依然として極端 に計算時間を必要とする場合があるが、これらの新しい計算手法を原子力産業に適用する 取組が現れてきている。これらは、熱成層化と撹拌、複雑な形状におけるホウ酸の撹拌、 システムコードや旧来のコンポーネントコードよりも詳細な燃料要素内のサブチャンネル 流などの安全に関連する現象を取り扱う事を可能とした。検証の実施および熱流動システ ムコードからの適用が容易ではないため、CFD コードを安全性評価に利用することは未だ に課題である。国際的協力が CFD 計算を安全性評価により広く取り入れる為の重要な要因 となる。CFD コードを安全性評価に利用する取組の事例としては、フランス（Edf の Code-Saturne）、フィンランド（VTT の OpenFORM）等がある。 (2) 欧州で利用されているコンピュータコード TMI 事故により、シビアアクシデントシナリオのシミュレーションのためのコンピュー タコードの開発は、米国を筆頭に、次第に欧州や日本、そして最近では韓国でも加速して いる。シビアアクシデント分析コードは、その適用範囲によって統合コード、詳細コード、 専用コードの 3 種類を規定できる。 1) 統合コード 統合コードは工学コードとも呼ばれ、統合モデルを使用して、NPP の全体応答（すなわ ち、RCS の応答）、格納容器、そして最も重要な環境へのソースタームをシミュレートする。 これには、関連現象のシミュレーションのための現象論的モデルとパラメトリックモデル の組み合わせが含まれる。統合コードは、不確定性解析を伴うさまざまなシナリオの十分 な数のシミュレーションを実行できるようにするために高速に動作しなければいけない。 統合コードは、BE シミュレーションを実行するようには設計されていないが、ユーザは多 62 くの場合ユーザ定義パラメータを使用して重要なプロセスや現象をバウンディングできる。 一般に、統合コードは、シビアアクシデントシナリオのリスクの適切な見積りとアクシデ ント・マネジメント・プログラム（AMP）の開発や妥当性確認のための PSA L2 を支援する のに使用する。表 2.2-4 に現在欧州で使用されている主な統合コードを示す。MAAP、MELCOR、 ASTEC が使用されている。 2) 詳細コード 詳細コードは機構コードとも呼ばれ、最先端の BE 現象論的モデルを特徴とし、シビアア クシデント時の原子力発電所の挙動を正確にシミュレーションできる。微積分方程式の数 値解法が見つかっているが、統合コードでは相関関係を使う場合もある。基本的な要件は、 モデリングの不確定性がコードの妥当性を確認するのに使う実験データの不確定性と同程 度であり、空間スケーリング問題などの実験データが不十分なために理解できない現象の ためだけにユーザ定義パラメータが必要になることである。詳細コードの主な利点は、シ ビアアクシデントの経過をより詳しく理解でき、軽減対策の立案や最適化が図れることで ある。また、詳細コードは、統合コードのベンチマーキングや統合コードに移植するため の簡略モデルを抽出するのに役立つ。大量の計算時間がかかるため、詳細コードは、例え ば RCS や格納容器などの発電所の一部だけをシミュレートする。詳細コードの計算時間は、 適用範囲と空間や時間の離散化レベルに左右されるが、数日から数週間に及ぶ可能性があ る。表 2.2-5 に、現在欧州で使用されている主な詳細コードを示す。RCS の挙動と炉心劣 化に使う ATHLET-CD（ドイツ GRS）、SCDAP/RELAP5（米国 INL）、RELAP/SCDAPSIM（米国 ISS）、 ICARE/CATHARE（フランス IRSN）、および格納容器に使う CONTAIN（米国 SNL）と COCOSYS （ドイツ GRS）である。 3) 専用コード 専用コードは単一現象をシミュレートすることを目的としている。規制当局が新たな NPP の設計におけるシビアアクシデントの責任を負い、リスク関連現象の不確定性を減ら すことが要求されるという状況の下で、専用コードは極めて重要になっている。専用コー ドは、その目的によっては簡単でその結果として高速に動作する場合もあれば、非常に複 雑にならざるをえず、大量の計算時間がかかるという欠点を伴う場合もある。専用コード を必要とする代表的な課題には、水蒸気爆発や溶融物分散（フランス IRSN での MC3-D など）、 および構造力学（フランス CEA による CAST3M や米国の ABAQUS など）が含まれる。この種 のコードには、市販ツールとしての GASFLOW（ドイツ KIT）、TONUS（フランス IRSN） 、CFX、 FLUENT、STAR-CD などの 3 次元（3-D）形状でのナビエ-ストークス熱流体力学方程式を解 くための CFD コードが含まれる。 63 表 2.2-6 に現在欧州で使用されている主な専用コードを示す。 4) 検証実験 表 2.2-7 にシビアアクシデント計算コードの検証に用いられる実験を示す。多様な種類 の実験が存在することを踏まえ、統合コードのための妥当性確認マトリックスが確立され ている。これらのマトリックスの目的は、少なくとも 1 つの試験、可能ならば規模の異な る一連の試験について、模擬材料やプロトタイプ材料を用いて 1 つ 1 つの重要な現象を関 連づけることである。マトリックスの基盤として、ISP 実験または、OECD／CSNI の枠組み で作られた炉心劣化や格納容器熱水力に関する妥当性確認マトリックスを使用することが できる。 シビアアクシデントは材料の特性に大きく左右されるため、こうしたマトリックスでは 材料の影響を考慮しなければならない。模擬材料を使った実験を選択してもよいが、特に 炉心溶融物の挙動に関しては、プロトタイプ材料を使った実験も選択すべきである。 妥当性確認プロセスではスケーリングも重要な要素の 1 つである。想定されるすべての 事故の状況をフルスケールで実験することは現実的には不可能だ。原子炉のプロトタイプ 材料を使い、規模を小さくして実験したとしても、多額の費用がかかる。また、例えば発 電所における熱水力や加熱方式といった点で、規模を小さくした実験では典型的な境界条 件が得られない。不適切なスケーリングで実験した場合、妥当性確認の努力が無駄になる 恐れがある。 5) プラントシミュレータ 現在、発電所の挙動を下記の条件下でモデリングする機能を備えたさまざまなシミュレ ータがある。 • あらゆる範囲の運転条件 • 運転時における一時的条件 • DBA 条件（複雑な反応度に起因した過渡、あらゆる範囲の LOCA および蒸気ラインの破 損を含む） • 広範な炉心損傷を伴わない DBA 外条件 シミュレータは、エンジニアリング用途とトレーニング用途に分類できる。エンジニア リング用シミュレータは、設計時に使用され、特に設計の検証時に活用される。発電所全 体の制御システムを検証するには有効な手段だとされ、発電所独自のシビアアクシデント マネジメントガイドライン（SAMG）の検証にも使用される。高度な熱流動モデリングと発 電所の詳細表現を簡潔に連結する発電所アナライザが急速に発達し、現在、エンジニアリ ング分野の研究で柔軟に利用されている。 シミュレータは、トレーニングプログラムの複数の段階で活用可能である。シミュレー タの種類は、適用範囲に応じて、基本原則シミュレータ、パーシャルスコープシミュレー 64 タ、フルスコープシミュレータに分類できる。 ・基本原則シミュレータには物理モデルが含まれるが、運転員向けのリアルなインター フェースはない。 ・パーシャルスコープシミュレータは、プロセスの一部のみを表現するシミュレータで、 システム運用段階でのトレーニングに使用できる。 ・フルスコープシミュレータは、制御室装備の完全なレプリカであり、現在、多くの国 や施設で行われているさまざまな人員訓練で、標準ツールとして使用されている。最 近の傾向では、シミュレータを使った事象や事故のシミュレーションに、より高度な ソフトウエアを組み込むようになっている。 機能面では、複数用途の機能を組み合わせた、いわゆる多機能シミュレータの開発が最 近は増えている。これらのシミュレータは、高性能コンピュータを組み込んだ高度なソフ トウエアパッケージを備えている。ユーザインターフェースが洗練された視覚的なデザイ ンになっており、人員トレーニングで活用しやすい。 事故シミュレーション、特に高度な熱流動モデリングに関しては、シミュレータのソフ トウエア機能の進歩が目覚ましい。トレーニング用シミュレータと発電所アナライザにお けるモデリング精度の差は、ほぼ解消されている。大半のシミュレータは、既存の高度な 熱流動システムコード（SIPA と SCAR で使用されている CATHARE、NPA の RELAP5、ATLAS の ATHLET、スペイン Tecnatom 社のシミュレータで使用されている TRAC など）を応用するか、 最新コードに匹敵する専用コードパッケージを持つ形で（APROS など）、開発されている。 なかには、フランスの SCAR での事例や、ベルギーの Doel でトレーニング用として採用さ れたシミュレータのように、ミッドループ運転時条件などの停止状態までカバーするシミ ュレータもある。 表 2.2-8 に欧州で導入されているシミュレータの事例を示す。シビアアクシデント条件 にも対応できるように、シミュレーション機能を拡張する試みが数多くなされている。こ のような開発は、それぞれのアプローチによって以下に分類される。 ①GUI 付きシビアアクシデントコード グラフィックなインターフェースを統合シビアアクシデントコードに組み込んだ、最 初の例である。以下のシミュレータがある。 •MELSIM（IAEA プログラムにより MELCOR に基づいて開発） •MAAP-GRAAPH •SCDAPSIM •NPA GUI を備えた MELCOR（クルスコ NPP 向け） これ以外に、シミュレータ開発の基盤として統合コードを利用するアプローチがある。 ただし、上記のシミュレータとの違いはかならずしも明白ではない。以下のシミュレー タがある。 • SUBA（ハンガリー製のパクシュ NPP 向けシビアアクシデントシミュレータ。シビア 65 アクシデント用 MELCOR と格納容器用 HERMET を組み合わせたもの） •TSG（MAAP に基づくスペイン製のガローニャ NPP 向けシミュレータ） ②解析シミュレータとシビアアクシデントコードの組合せ COCOSYS 格納容器コードや MELCOR シビアアクシデントコードを ATLAS に組み込むなど、 既存のシミュレータ環境にシビアアクシデントコードを導入する試みがなされている。 既存のシミュレーション環境専用のシビアアクシデントモデル リングハルス発電所の 2、3、4 号機では、1980 年代後半から 1990 年代前半に、MAAP 3B を使用してフルスコープシミュレータに MAAP モデルが組み込まれた。運転員向け SAM トレーニングのみを目的とするシミュレータの開発は、APROS シミュレーション環 境向けに始められている。シビアアクシデント解析機能は、発電所の SAM プログラム と密接に関連し、最初の段階で、主要事象と発電所挙動への影響が、簡単な条件でシ ミュレータによりシミュレーションされる。このようにしてシミュレータは、広範な SAM 活動により収集された、シビアアクシデント条件下における発電所の挙動情報に 基づいて、事前定義された事故の進展を算出するのである。 フルスコープトレーニングシミュレータへのシビアアクシデントコードの組み込み シビアアクシデントの処理機能も備えたフルスコープシミュレータの導入事例とし ては、スロベニアのクルスコ NPP に配置された、MAAP4 を使用する CAE SIMEX シミュ レータがある。 ③事故の進展とソースタームを予測するシミュレータ 事故の展開を追跡し、炉心の露出や格納容器内の圧力上昇などの主要事象やソースタ ームを予測する多数のシミュレーションツールがある。主に、こうしたシミュレータは、 危機管理チームが環境内において適切なタイミングで防護措置を開始するのを支援する ために活用されている。次の事例がある。 •ADAM（スイスのスイス連邦原子力施設安全本部（HSK）が使用） •MARS（スペインの原子力安全委員会（CSN）が使用） •CRISALIDE/TOUTEC（フランス電力会社（EDF）の国家危機管理チームが使用） シミュレータの機能には、オンラインデータ（起因事象や発電所の損害状態がわかる） を活用した追跡機能、および、事故の進展とソースタームを予想する予測機能がある。 そのような機能を持つシミュレータは、インタラクティブに動作し、SAM 対応を実装さ せて、その影響を事前に確認するという使い方が可能である。しかしながら、シビアア クシデントコードには多くの未確定要素があるため、本格的な導入事例は決して多くな い。次の事例がある。 •CAMS（スペインのコフレンテス発電所で導入を検討中） 66 表 2.2-4 欧州で利用されている統合コード 名称 ASTEC 開発機関 仏 IRSN-独 GRS 利用状況 ・20 か国、40 機関に配布されている。 ・適用先は、PWR、BWR、VVER、CANDU ・仏の PSA2 研究とソースターム評価研究に活用 MELCOR 米国サンディア ・GRS が ASTEC ベンチマークに活用 MAAP 米国 EPRI ・EPR 設計の支援に活用 表 2.2-5 欧州で利用されている詳細コード 領域 名称 ATHLET-CD 機関 解析内容など GRS 炉心損傷挙動 炉心損傷挙動と VECO IKE 炉心損傷挙動 原子炉容器内の ICARE/CATHARE IRSN 炉心損傷挙動 溶融炉心挙動 CORIUM-2D RSE コリウムプール挙動 DECOSIM KTH デブリ形成と冷却性 MC3D IRSN FCI と水蒸気爆発 JEMI, IDEMO IKE FCI と水蒸気爆発 TOLBIAC CEA コリウムプール挙動 COCOSYS GRS 格納容器内挙動 ピサ大学 格納容器内挙動 REKO-Direkt Jülich リコンバイナ挙動 SPARK IRSN リコンバイナ挙動 ECART RSE 核分裂生成物とエアロゾルの挙動 COCOSYS GRS 核分裂生成物とエアロゾルの挙動 INSPECT, IODAIR NNL 格納容器内ヨウ素化学 原子炉容器外の 溶融炉心挙動 格納容器内熱水 FUMO 力挙動 FP 挙動 67 表 2.2-6 欧州で利用されている専用コード 領域 名称 機関 解析内容など 炉心損傷挙動 と原子炉容器 MC3-D IRSN FCI と水蒸気爆発 の 溶 融 炉 心 挙 MC3-D IRSN FCI と水蒸気爆発 TONUS IRSN ガス分布、爆発を扱う CFD GASFLOW, COM3D KIT ガス分布、爆発を扱う CFD CFD 商用コード CFD 計算 CAST3M CEA 構造力学 MERCURE-SATURE EDF FP 大気拡散など C3X-paZ IRSN FP 大気拡散など ARGOS DEMA FP 大気拡散など RODOS NERIS FP 大気拡散など NAME UKMO FP 大気拡散など MOCAGE-ACCIDENT フランス気象庁 FP 大気拡散など 内の溶融炉心 挙動 原子炉容器外 動 格納容器内 熱水力挙動 CFX, Fluent STAR-CD , 環境影響評価 68 表 2.2-7 妥当性評価用試験（1/2） 領域 名称 機関 試験内容 QUENCH KIT 炉心損傷挙動 CODEX AEKI 炉心損傷挙動 DEFOR KTH デブリ形成と冷却性 炉心損傷挙 PRELUDE/PEARL IRSN デブリ冷却性 動と原子炉 DEBRIS IKE デブリ冷却性 容器内の溶 COOLOCE VTT デブリ冷却性 融炉心挙動 QUENCH-Debris KIT デブリ形成 LIVE KIT 原子炉容器内コリウム挙動 CNU CEA 原子炉容器外部冷却 JRC/ITU 試験 JRC 超ウラン元素研究所 コリウム熱化学 DISCO KIT DCH VULCANO CEA MCCI（燃料試験） HECLA, COMETA UJV MCCI（燃料試験） 原子炉容器 SICOPS AREVA GmbH MCCI（燃料試験） 外の溶融炉 CLARA CEA MCCI（模擬燃料試験） 心挙動 MOCKA KIT MCCI（模擬燃料試験） POMECO and DEFOR KTH デブリ形成と冷却性 KROTOS CEA デブリ形成 CCI ANL MCCI 69 表 2.2-7 妥当性評価用試験（2/2） 領域 名称 機関 試験内容 TOSQAN IRSN ガス分布 MISTRA CEA ガス分布 THAI 格納容器内 PANDA 熱水力挙動 CONAN FP 挙動 Becker Technologies GmbH ガス分布 PSI ガス分布 ピサ大学 格納容器スプレイ挙動 HYKA KIT 水素燃焼 ENACEFF IRSN-CNRS 水素燃焼 REKO Jülich PAR Russian exp. ERCOSAM project ガス分布 Phébus.FP IRSN ソースターム総合試験 VERDON CEA FP 放出 RUSET AEKI FP 放出 FIPRED INR FP 放出 CHIP IRSN EXSI VTT EPICUR IRSN 格納容器内のヨウ素の挙動 THAI Becker Techn. 格納容器内のヨウ素の挙動 Chalmers exp. Sweden ヨウ素とルテニウムの挙動 JRC/ITU 試験 PARIS 原子炉冷却系内のヨウ素とル テニウムの挙動 原子炉冷却系内のヨウ素とル テニウムの挙動 JRC 超ウラン元素研 究所 AREVA GmbH 70 コリウム特性の把握 表 2.2-8 欧州で利用されているプラントシュミレータ タイプ GUI 付 き シビアア クシデン トコード シミュレ ータをシ 名称 SUBA TSG APROS ビアアク シ デ ン ト CAE SIMEX に拡張 機関 解析内容など ハンガリー パクシュ発電所 スペイン ガローニャ発電所 MELCOR コードを活用 MAAP コードを活用 スウェーデン MAAP3B を導入。シビアアクシデント リングハルス発電所 マネジメントガイドラインの評価 スロベニア クルスコ発電所 MAAP4 を導入 ADAM スイス HSK 事故の進展とソースタームを予測 MARS スペイン CSN 事故の進展とソースタームを予測 事 故 進 展 CRISALIDE/TO UTEC 予測 CAMS フランス EDF 国家危機管理チーム 事故の進展とソースタームを予測 オンラインデータを活用した起因 スペインで 事象やプラント損傷状態の推定、事 導入検討中 故の進展とソースタームを予測 71 (3) 欧州での解析コード開発動向 (a)欧州におけるシビアアクシデント研究 欧州においては、欧州の科学技術政策を反映した欧州委員会の大型研究助成プログラム であるフレームワークプログラム（FwP）の一つとしてシビアアクシデント研究が実施され てきている。第 5 次 FwP において EURSAFE (EURopean network for the reduction of uncertainties in severe accident SAFEty issues)、第 6 次、第 7 次において SARNET(Severe Accident Research Network of Excellence) が実施されている。FwP として取り組まれて きた最近のシビアアクシデント研究の概要を以下に示す。 ・第 5 次 FwP EURSAFE （2001-2003) PIRT 分析によりシビアアクシデント課題を評価し、21 課題に絞り込まれた。 ・第 6 次 FwP SARNET （2004-2006、予算約 3 兆円) シビアアクシデント研究に携わる 51 機関が参加し、EURSAFE を再検討し、6 項目の最 優先の研究課題が特定された。 ・第 7 次 FwP 第 2 次 SARNET（2007-2013、予算約 7 兆円) 19 か国（欧州、カナダ、米国）、19 研究機関、8 大学、8 電気事業者、7 規制機関が参 加し、フランス放射線防護・原子力安全研究所（IRSN)が調整役を担っている。欧州以 外では、米国 NRC、韓国 KAERI、KINS が参加している。最近になって日本（JAEA）も 参加した。表 2.2-9 欧州のシビアアクシデント研究の現在の課題を示す。また、表 2.2-10 に、第 2 次 SARNET で取り組んでいるテーマを示す。SARNET における開発課題 の優先順位付けは、EURSAFE の成果に基づいている。EURSAFE PIRT は、ボトムアップ 手法を採用しており、以下の手順で、開発課題の絞り込みを行っている。 開発課題のリストアップ→安全上重要な課題の抽出→知見が不足している課題の抽出 表 2.2-11 に、EURSAFE PIRT における課題絞り込み結果を示す。SARNET では、さらに以下 の観点から開発課題の絞り込みや優先順位付けを行っている。 ・実験研究により知見を得る必要がある ・解析研究により既存のデータを統合する必要がある（最適評価） ・保守的評価手法を開発する必要がある ・新たな AM 策開発のための研究開発が必要である 図 2.2-8 に SARNET の体制を、図 2.2-9 に SARNET の活動領域を示す。フランス放射線防 護・原子力安全研究所（IRSN)を調整役とするマネジメントチームを中心として、以下の研 究体制が組織されている。 ・マネジメントチーム コーディネータの代表と、各研究テーマ（ワーキングパッケージ）のリーダで構成さ れ、予算管理、評価、研究優先付け等の研究マネジメントを行う。 ・ステアリング委員会 諮問委員会の意見を参考に、マネジメントチームからの提案の審査等の意思決定を行 72 うとともに、総会メンバーに情報提供、コンサルティングを行う。 ・諮問委員会 目根地面とチームからのプログラム提案に関してステアリング委員会に意見を提示す る。 ・総会 ・ワーキング・パッケージ 表 2.2-10 に示した各ワーキング・パッケージに取り組むチーム。 (b)ASTEC コードの開発 ASTEC ( Accident SOURCE Term Evaluation Code )は、フランス IRSN とドイツ GRS が、 1996 年から共同開発を進めているシビアアクシデント解析コードである （図 2.1-1 参照）。 開発はシビアアクシデントの欧州研究ネットワークである SARNET が牽引している。SARNET の活動で得られた全ての知識は、モデルの形で ASTEC に統合される。28 のネットワークパ ートナが、コードの評価を実施している。SARNET の目標は、欧州リファレンスコードとし て ASTEC を開発することにある。 ASTEC は、20 カ国、40 機関に配布されている（ロシア、アジアも含まれる）。適用先は、 PWR（仏 900-1300MWe、独 Konvoi 1300、Westinghouse 1000 など）、VVER-440, 1000 で、原 子炉の運転時、停止時に発生するシビアアクシデントの全ての段階を模擬でき、シビアア クシデントシナリオにおけるほぼすべての安全系（原子炉容器内注水、リコンバイナ、ス プレイ、ベント、サプレッションプールなど）を扱うことができる。 ASTEC の特徴は、核分裂生成物挙動のモデル化にあり、Phebus FP 試験を始め、世界で行 われてきた実験評価の成果が取り入れられている。最近は、仏 1300MWe PWR の PSA2 研究 （IRSN)と仏原子炉のソースターム評価研究に活用されており、初期条件や安全系作動条件 の組み合わせ仮定し、多数のシナリオ解析が実施されている。 仏熱水力コード CATHARE と IRSN のメカニスティックコード ICARE/CATHARE を用いたベン チマーク解析が実施されている。GRS は、MELCOR コードを用いて Konvoi 1300 プラントを 対象としたベンチマーク解析を実施している。 第 5 次 FwP として実施された EVITA プロジェクトからコードの評価が開始し、この時は 15 機関のコードの評価が行われた。この活動は、SARNET で強化され、現在は 28 機関が妥 当性評価（Validation Task）を実施している。ASTEC 最新バージョンと、他のコードと の比較ベンチマークを、PWR 900、Konvoi 1300、Westinghouse 1000、VVER 440, 1000 を 対象に実施している。1990 年代に ASTEC のコード開発に関わる妥当性評価が集中的に行わ れ、IRSN の ESCADRE、GRS の RALOC と FIPLOC 等、強固で信頼性の高いリファレンス基盤が 形成された。国際標準問題（ISP）を含め、160 以上の実験検証が実施されてきている。 揮発性の核分裂生成物であるヨウ素のソースターム評価は、原子炉冷却系、格納容器に おける物理化学反応を考慮する必要がある。ASTEC のヨウ素モジュール（IODE）は、45 種 の物理化学反応を扱い、気体状ヨウ素と、格納容器内の気相、液相、格納容器内表面との 73 相互作用をモデル化する。これら各反応は実験解析（Phebus 試験など）で妥当性が評価さ れている。無機ヨウ素の反応計算は、FPT1 実験における格納容器気相部での実験結果と良 い一致が得られている。 ASTEC コードの新シリーズ V2 は、IRSN/GRS により 2009 年にリリースされた。V2 の第一 バージョンは、EPR に適用され、コアキャッチャーのモデル化などが行われた。IRSN のメ カニスティック炉心損傷計算コード ICARE2 の最新モデルも取り入れられている。また、15 年以上に渡る ICARE2 の妥当性評価の取り組みがすべて取り入れられている。その他、原子 炉容器内の溶融デブリ保持に関わる原子炉容器外冷却、原子炉冷却系破損時の気体状ヨウ 素の状態に関する Phebus FP 実験の知見に基づく原子炉冷却系気相における化学動力学、 原子炉容器破損時の空気流入後に放出されるルテニウムの原子炉冷却系と格納容器内挙動 が考慮されている。 次の数年間において、進行中の実験プログラムから得られるモデルを統合していく予定 である。IRSN の ISTP、原子炉冷却系内のヨウ素化学に関する CHIP、格納容器内のヨウ素 化学に関する EPICUR、CEA の VERDON（MOX 燃料、高燃焼燃料の炉心損傷と FP 放出） 、コア コンクリート反応時のコリウムプール内の熱流束分布（CEA の VULCANO、ANL の OECD-CCI)、 デブリプール再冠水（IRSN の PEARL 実験）、BWR、CANDU 型炉への適用、など。BWR、CANDU 型炉に対しては、炉心損傷以外の大部分のモデルが適用可能である。 ASTEC は、重要な安全課題に関するモデルの開発を通じて、SARNET ネットワークで生ま れた知識のレポジトリの役割を果たしている。 並行して、コードと dynamic PSA2 ツールを組み合わせる研究が始まっている。 緊急時対応ツールとしての利用のため並列化プログラミングなど、コードの高速化が進 められている。 (4)まとめ 欧州の動向は次のようにまとめることができる。 ・シビアアクシデント研究に関しては EC による大型研究開発助成を活用して欧州全体の取 り組みが進められている。現在は、欧州シビアアクシデント研究ネットワーク SARNET が 中心となって取り組んでいる。 ・研究課題は、PIRT の手法を活用して優先順位付けが行われている。 ・研究の内容は、実験研究とモデリング研究であり、これらの成果は欧州リファレンスコ ードとして位置づけられている ASTEC コードに集約される。また、実験データは、各機 関のデータベースシステムが DATANET に統合化されて、相互利用できるようになってい る。 ・シビアアクシデントの知見や技術は、安全解析だけでなくプラントシミュレータ等の訓 練用のツールにも反映されつつある。 ・CFD コード等の新しい技術を原子力安全に取り入れる取り組みも進められている。 74 （機関名） AEKI KFKI Atomic Energy Research Institute ハンガリー ANL Argonne Naional Laboratory 米国アルゴンヌ国立研究所 CEA Commissariat a l'Energie Atomique フランス原子力庁 CNRS Centre national de la recherche scientifique フランス国立科学研究センタ ー CSN DEMA Consejo de Seguridad Nuclear スペイン原子力安全委員会 Danish Emergency Management Agency デンマーク EDF Electricite de France フランス電力公社 GRS Gesellschaft fur Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH ドイツ原子炉安 全協会 HSK The Swiss Nuclear Safety Inspectorate スイス原子力施設安全本部 INR National Autonomous Company for Nucl. Acitvities, Nucl. Research Subsidiary Pitesti ルーマニア IRSN Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire フランス放射線防 護・原子力安全研究所 IKE Institute for Nuclear Power and Energy Systems ドイツ JULICH Forschungszentrum Juelich GmbH ドイツ ユーリヒ総合研究機構 KTH Kungl Tekniska Hogskolan スウェーデン王立工科大学 KINS Korea Institute of Nuclear Safety 韓国安全技術院 KAERI Korea Atomic Energy Research Institute 韓国原子力研究院 NNL Nexia solutions Ltd (trading as the National Nuclear Laboratory) 英 国国立原子力研究所 KTI Karlsruher Institut fur Technologie ドイツ カールスルーエ工科大学 NERIS European Platform on Preparedness for Nuclear and Radiological Emergency Response and Recovery EU 原子力及び放射線物質の緊急時対 応及び再生のための準備に関する欧州プラットフォーム PSI Paul Scherrer Institute スイス RSE Ricerca sul Sistema Energetico SpA イタリア UJV Ustav Jaderneho Vyzkumu Rez a.s. チェコ UKMO United Kingdom Meteorological Office イギリス気象庁 VTT Technical Research Centre of Finland フィンランド技術研究センター 75 ポールシェーレ研所 （参考文献） 1) IAEA, “Application of Simulation Techniques for Accident Management Training in Nuclear Power Plants”, IAEA-TECDOC-1352 2) Code_Saturne ホームページ、http://code-saturne.org/cms/ 3) E. 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Weber, H. Austregesilo, F. Fichot, O. Marchand, G. Bandini, M. Barna´k, P. Matejovic, S. Paci, K.Y. Suh, M. Buck, L. Humphries, A Benchmark Exercise on an Alternative TMI-2 Accident Scenario, 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13), Kanazawa City, Japan, September 27–October 2, 2009. 77 表 2.2-9 欧州シビアアクシデント研究の課題 ①原子炉容器内における溶融物の相互作用と冷却性 ②原子炉容器外における溶融物の相互作用と冷却性 実験とそれに伴うモデ ③格納容器の挙動と水素爆発のリスク ル開発と検証 ④ソースターム ⑤環境への影響 ⑥知識の普及（シミュレーションコード、実験データデータベース） 表 2.2-10 SARNET 研究内容 WP 実施内容 （ワーキング・パッケージ） WP1 マネジメント 予算管理、評価、研究優先付け WP2 知識の普及 会議（ERMSAR）、教育・訓練 WP3 情報システム WP4 ASTEC コリウムとデブリの WP5 冷却 溶融炉心とコンクリ WP6 ートの反応 Web サイト、先進コミュニケーションツール（ACT）、実 験データベース DATANET※ ユーザサポート、コード評価（30 パートナ）、ベンチマ ーク、実験解析、モデル拡張 実験と ASTEC モデリング、実炉への適用 実験と ASTEC モデリング、実炉への適用 WP7 格納容器 実験と ASTEC モデリング、実炉への適用 WP8 ソースターム 実験と ASTEC モデリング、実炉への適用 ※DATANET ・JRC メインポータルに 6 ノード（AEKI、CIEMAT、Fortum-VTT、IRSN、KIT、KTH）が接 続。 ・33 の実験施設から得られた約 190 実験が登録 78 表 2.2-11 EURSAFE PIRT による開発課題の絞り込み結果 原子炉 原子炉 動的 長期的 核分裂 容器内 容器外 荷重 荷重 生成物 抽出された現象 162 149 461 116 128 1016 安全の視点から重要と判断されるもの 43 48 82 36 30 239 知見が不足していると判断されるもの 24 28 26 10 18 106 研究が必要と判断されたもの 6 4 5 1 5 21 課題レベル 出典）W. Klein-Heßling, "RANKING OF SEVERE ACCIDENT RESEARCH PRIORITIES", ERMSAR 2012, 2012 総会 情報提供 コンサルティング ステアリング委員会 （意思決定機関） １０メンバー 意見 プログラム提案 エグゼクティブ・ライン 諮問委員会 マネジメントチーム（９メンバー） ＥＣ コーディネータ プログラム提案 ＷＰリーダ エグゼクティブ・ライン ＷＰ1 ＷＰ2 マネジメント 知識の普及 ＷＰ3 ＷＰ4 情報 ASTEC システム ＷＰ5 ＷＰ6 コリウムと 溶融炉心とコン デブリの冷却 クリートの反応 ＷＰ7 格納容器 ＷＰ8 ソースターム 出典）European Commission, "Seventh Framework Programme of Euratom for Nuclear Research and Training Activities (2007-2011)", 2009 図 2.2-8 SARNET の体制図 79 合計 出典）J.P. Van Dorsselaere, "The SARNET2 project", ERMSAR 2010, 2010 図 2.2-9 SARNET 活動領域 出典）P. Chatelard, et al., "Overview of the ASTEC V2.0-rev1 validation", ERMSAR 2012, 2012 図 2.2-10 ASTEC コードの構成 80 2.2.3 韓国 韓国では原子力を輸出産業化するとの国の政策の下、自前の安全解析コードの開発に取 り組んでいる。また、バーチャルリアリティ技術等の新しい技術の利用にも取り組んでい る。以下では、韓国における解析コードの利用の状況、開発動向について示す。 (1) 利用の現状 韓国では、原子力が発電電力量のほぼ４割を占める基幹電源となっており、輸入技術依 存からの脱却のために国産標準型炉の開発が推進されてきた。2000 年代に入ってからは、 原子力を輸出産業化するとの戦略的目標の下で官民の協力を通じて国産化比率をさらに高 めるための技術開発が精力的に行われ、加圧式軽水炉（APR1400）の UAE への輸出契約締結 に成功した。 韓国も我が国と同様に当初は米国の原子力ソフトウェアに依存してきた。具体的には、 軽水炉の開発と並行して 1990 年代中頃までに、大まかに３分野で以下に示すコードの利 用・開発がなされた。 (i) 炉の開発元である Westinghouse (WH)や ABB-CE, AECL が開発した EM コード群の安 全評価などへの利用 (ii) USNRC が開発した RELAP5 の Mod2 及び Mod3.1〜Mod3.3、COBRA-TF、TRAC、TRACE、 SNAP、フランス CEA 等が開発した CATHARE、カナダ AECL の CATHENA を導入し、炉開発 や安全評価など様々な事象解析に利用 (iii) USNRC が開発した RELAP5 コードの韓国改良版 RELAP5/Mod3.1/K をベースにした KEPRI Realistic Evaluation Model (KREM)の開発と大破断 LOCA の安全解析への利用 この際、USNRC のコードは ICAP や CAMP など USNRC が主催するコードの開発と保守に係 る国際プログラムに加盟して、フランスやカナダとは各機関と個別の協定を結び、各々入 手している。1990 年代の終期からは、上記(i)のコード群の韓国改良版の開発、上記(ii) を発展させる形で USNRC の熱水力コード RELAP5 および炉心サブチャンネル解析用の COBRA-TF コードをベースにした BE コード MARS の開発が進められた。さらに 2007 年以降、 米国政府の方針も有り、韓国国内で独自の炉設計を行うに当たり米国のコードは利用でき なくなった。そのため、国の主導により国産コードの開発が積極的に進められている。す なわち、教育科学技術部（MEST）の下で韓国原子力研究所（KAERI）と韓国原子力安全技術 院（KINS）が、知識経済部（MKE）の下で韓国水力原子力株式会社（KHNP）の原子力環境技 術院（NETEC）、及び韓国電力公社（KEPCO）の電力研究院（KEPRI）が研究開発を進めてい る。なお、KEPCO は 2001 年に 6 企業に分割されて送配電会社となり、原子力発電所は KHNP に移管されている。 81 (2) 開発動向 1) 熱水力コードの開発 規制側では MEST の主導によって熱水力計算コード MARS が開発され、また、開発側では MKE の主導で先進安全解析コード SPACE の開発が進められている (a) MARS MARS は、米国 NRC の標準コードが RELAP から TRACE に移行したことを契機に開発が行 われた。MARS コードの開発は、RELAP5 等をベースに KAERI の熱水力安全研究チームの中 の熱水力システムコード開発グループ（約 30 名）が、OPR1000 や APR1400 などの安全確 認に関する実験を行う２つの実験グループと連携して実施した。開発費は主に MEST（旧 MOST）が拠出し、ソフトウェアのみで当初 10 年間に約 7 億円であり、これにシステム効 果実験や個別効果実験の実施、国際共同研究プロジェクトへの参加等の実験研究の費用 が加算される。 コード開発で最も重要な作業は、開発と並行して行われる性能検証である。これに対 しては RELAP5/Mod3.3 コード用の評価課題を利用するとともに、3 次元流動現象に対す る種々のベンチマーク問題、個別効果試験データ、システム効果総合試験データが検証 対象として用いられた。特に、解析課題を客観的かつ多様にするため、多くの OECD/NEA のプロジェクトやベンチマーク問題に加入してデータを収集するとともに、解析結果の 評価の議論に参加した。さらに、韓国内の産官学で MARS Users Group (MUG)を形成し、 1997 年以降、約 2 年毎のワークショップとほぼ毎年のバージョンアップ、年数度の MUG 会合を実施し、多くのユーザの手で、コードの性能向上と検証が確実に行われる体制を とった。 (b) SPACE MARS コードの開発終了後、新型軽水炉 APR+の開発を目指す産業界用に新たな BE コー ド SPACE の開発が進められている。これには MARS の開発に携わった KAERI がその経験を 活かして担当しているが、新規のコード開発であり、MARS コードより遙かに大規模な取 組みとなっている。なお、SPACE コード開発に対しては、MEST ではなく MKE とその下の KHNP が主担当を努めている。 開発の主な目的は、 ① 炉設計と安全解析のための独立した国産コードの確保 ② 開発途上国への炉輸出と技術移転における制限の排除 である。 開発のテンポは MARS コードと同じく 10 年計画であり、大まかに次の 3 ステップで進 められている。 ① 2006〜2009 コードシステムの開発 82 ② 2010〜2012 V&V の実施及びトピカルレポートの作成と KINS による承認 ③ 2012〜2016 SPACE と関連安全評価手法の承認 新たに開発される SPACE コードにはプログラム言語 C++が採用され、液相／気相／液 滴の 3 つの流動場に 2 流体モデルを適用する 9 方程式系が採用されている。また、配管 などは 1 次元モデル、多孔質場に対しては 3 次元モデルの空間差分を適用し、Lumped Model や実験式の利用を容易にしている。組み込まれるモデルの選定条件は、実績、最 新、明確な適用性、独自開発である。また、V&V に必要なデータや実験の選定には PIRT を作成するとともに、2 次元や 3 次元の二相流動に関する個別効果実験や APR1400 の半 分の高さ、1/288 の体積を有するシステム効果実験装置 ATLAS の実験を新たに実施・利 用する。SPACE コードの開発では、個別現象に対するモデル毎に担当者を 1 名以上割り 当てて、責任制で性能検証まで実施させ、その様な人員が約 120 名で開発に関わってい るとのことである。 なお、2013 年 1 月に SPACE が完成し、KHNP は審査をしたうえで同年度より原子力発電 の審査に活用する予定との新聞発表が行われた。従って、ほぼ予定に沿った開発が進展 していると考えられる。 (c) CAP CAP は、格納容器の安全性とパフォーマンス解析のために、SPACE と共に開発されてい る。CAP コードは気相、連続液相、分散液滴の 3 つの場を扱い、格納容器の特定の現象 を評価する。CAP の特徴は、その多次元性と、集中パラメータ（Lumped Parameter）モ デルの熱水力セルにおける評価能力にある。熱水力ソルバの開発は、現在では大きく進 歩している。格納容器コードを汎用目的あるいは最適化目的で使用するには、十分な実 績のある構成モデルと相関式の実装が不可欠である。一般的には、構成方程式は界面や 壁面の輸送モデルや相関式で構成されている。こうした方程式は、場の支配方程式のソ ースタームに含まれている。CAP コードに最適なモデルと相関式のパッケージを開発す るために、現在用いられているさまざまな格納容器解析コードの中から、たとえば GOTHIC や CONTAIN2.0、CONTEMPT-LT といった主なコードをレビューした。CAP のパフォ ーマンスを確認するための予備試験では、いくつかのモデルと相関式が組み込まれた。 CAP は、CONTEMPT4/MOD5 コードとは異なる目的のもとでその機能が開発された。たと えば両者は異なる数値アルゴリズム、モデルおよび相関を有する。KREM で使用されてい る CONTEMPT4/MOD5 コードは、コンパートメントの解析モデル、質量およびエネルギー転 換モデル、コンポーネント、モデルおよび相関などにおいて CAP に十分に置き換えるこ とが可能であるである。 CAP コードの ガス撹拌や成層化シミュレーション機能の検証においては SETH プロジ ェクトの PANDA 試験 9 番が採用された。3 次元（3-D）コンフィギュレーションのシミュ レーションのため、実験施設は、集中パラメーターノードおよびジャンクションによっ 83 てモデル化された。試験初期においては、CAP による蒸気相のモル分率シミュレーショ ンは、実験による測定値よりも低い結果となり、時間の経過に伴い、実験の結果に近づ く形となった。一方、測定値および MARS の結果は、蒸気相のモル分率の上昇に合わせ変 化したものの、CAP の結果に変化は見られなかった。蒸気相のモル分率は、蒸気注入位 置下部での測定を除き、ほぼ同一であった。つまり、CAP の集中モデルでは実際よりも 拡散現象が遅めに計算されるため、ガス撹拌や成層化シミュレーションを適切に行う上 で多少の制限があることを意味する。CAP コードによる水素分散問題の解析を行う 3D 計 算機能の実現が求められている。 4 つのモードに分類された 4 段階の計算手順によって、1 つの過渡現象の問題の全プロ セスが完了する。モード 1 がプリブローダウン期間、モード 2 とモード 3 はブローダウ ン期間、モード 4 はポストブローダウン期間である。凝縮モデルには、KREM では田上内田の式を使用できる。田上-内田の式には圧力ピーク時間の変数があり、これは KREM では再冠水時間として定義されている。しかし、CAP の場合は計算中に再冠水時間を認 識できる。こうした理由により、SPACE では、モード 2 における背圧に CAP の初期格納 容器圧力が使われる。モード 2 で圧力ピーク時間が決まれば、次に CAP がモード 3 で背 圧を計算する。その際には、SPACE のモード 2 において計算された累積的なブローダウ ンの流れとエネルギーを使用する。モード 4 においては、CAP における時間進行は SPACE と同じである。 このように SPACE と CAP をリンクさせた計算が行われ、KREM をベースにして APR1400 の LOCA における緊急炉心冷却装置（ECCS）設備のパフォーマンスが評価された。この計 算結果は、先に行われた RELAP4/MOD3 や CONTEMPT4/MOD5 による計算結果と一致した。 (d) ViSA ViSA は、MARS 利用に際する誤解や入力の誤りを極力排除して、かつ解析結果を迅速に 解釈するため、GUI を完備してインタラクティブに解析課題や結果の表示が行える PWR プラントアナライザとして KAERI により開発された。 (e) CUPID CUPID は、炉の個々のコンポーネントに対応した多次元二層流解析コードで KAERI に より開発された。システムコード内のいずれかの三次元計算モジュールまたはコンポー ネント・スケールのスタンドアローンコードとして使用可能である。 2) シビアアクシデントコードの概況 MARS は格納容器内の熱水力や放射性物質の移動を解析する CONTAIN や CONTEMPT4、3 次 元核計算を行う MASTER、以下に示す MIDAS 等と結合することが可能なように作成されてお り、この結合によりシビアアクシデントも解析できる。単独コードとしては、Wolsong 用 84 シビアアクシデントコードとして KAERI で開発され CANDU-6 用に改善された ISAAC、シビ アアクシデント統合コード MIDAS、燃料冷却材相互作用中に水蒸気爆発の伝播を予測する TRACER 等が開発されている。 3) バーチャルリアリティ 運転員の訓練にバーチャルリアリティ（VR）を活用する方法の開発が進んでいる。VR 技 術は、原子力発電所の管理者とレスキュー隊の緊急時のコミュニケーションを円滑にする ツールとして、事故管理に応用することができる。緊急事態が発生している現場の VR モデ ルをプロジェクターと大型スクリーンで可視化すれば、大人数で一斉に検査や調査を進め ることが容易になる。VR モデルは緊急事態の最新の状況を反映して容易に変更することが でき、VR モデルをシミュレータや予測システムに接続することも可能である。従来型の全 範囲シミュレータの場合と同じように、実際の操作を通してスキルを高めたりシステムに 対する理解を深めたりすることができる。 従来型のシミュレータとは異なり、仮想環境は比較的低コストで修正でき、多様なアプ リケーションで装置を活用することができる。またレスキュー隊にシビアアクシデントの 発生現場に関する知識がない場合でも、VR モデルを用いることで、現場に入る前にその概 要を説明することができる。危険な環境で作業をする際のルートを計画することも可能で ある。 原子力施設は職員の教育・訓練が重要かつ不可欠であり、教育・訓練に膨大な時間とリ ソースが費やされる。紙のテキストやビデオを使った従来の訓練手法は有効だが、双方向 性に欠ける。原子炉の運転員の訓練には原子炉のシミュレータが用いられるが、それ以外 の職員の訓練には、こうした双方向的な訓練方法がない。また、双方向性がないために直 接的なフィードバックができず、訓練を評価することも困難である。 以上の点から、施設職員の訓練目標を達成するうえで、双方向的でバーチャルな訓練手 法には大きな効果が期待できる。3D の VR の登場からかなりの時間が経ち、今では軍隊な ど大きな危険を伴う分野を筆頭に、さまざまな業界で VR が使われるようになった。医学や 化学の分野でも VR が効果的に利用されている。また原子力工学の分野でも VR の研究が進 み、さまざまな方法で利用されている。 (a)開発プラットフォーム 韓国企業 PHILOSOPHIA では VR Studio や Unity 3D を使って VR の利用方法を研究してい る。VR 技術を使った線量率評価に取り組んでいるグループもある。オークリッジ国立研究 所が実施した研究では、災害の初動要員の訓練に VR やゲームエンジンを利用する可能性が 分析された。最近ではブラジルのグループが、ヒューマンファクターを強化するために仮 想管理デスクを活用している原子力施設の例がある。イリノイ大学の仮想教育調査研究所 でも、原子力工学分野での VR の利用法を研究・開発している。同大学は VR エンジンを使 85 用して極めてリアルな TRIGA 原子炉モデルを開発した。 以下では、ビルトイン機能と明確に記述されたスクリプトを活用したシナリオのモデリ ングとシミュレーションに関する最近の技術を紹介する。いくつかの 3D ソフトウェアプラ ットフォームは仮想モデルの開発に使用可能であり、実際に使用されている。例えば Maya や 3dsMax といったプラットフォームは、警察車両などのコンポーネントの詳細な 3D モデ ルの開発を重視している。その他、広大なフロアの開発や建設計画の策定に適したプラッ トフォームや、ゲームエンジンと同様にモデルとプレイヤー（操作者）の間に双方向性を 提供するプラットフォームもある。 開発プラットフォームとして VR エンジンを選ぶ大きな理由の 1 つは、マルチプレイヤ ー・モードがある点だ。複数のプレイヤーがインターネットに接続し、リモートアクセス を介して同じモデルを同時に操作することができる。 (b)特殊機能 VR エンジンには、アクティブなシナリオを表示するうえで適した点がいくつかある。VR エンジンでは、音声、視覚、物性（インタラクション、モーション）をすべて 1 つのプラ ットフォームでミキシングできる。さらに VR エンジンには、あらゆる施設の構造を開発で きる機能に加え、双方向性をさらに強化する、アクティブでダイナミックな機能が組み込 まれている。こうした組み込み機能の中には、原子力施設のモデリングやシミュレーショ ンの当面のニーズを満たすものも含まれる。その例をいくつか紹介する。 前述の通り、原子力施設向けのソースコードはオープンアーキテクチャである。したが って関連機能の修正はスクリプトで記述することができる。VR エンジン環境のすべてのア クターは、デフォルトのプロパティセット（大きさ、明るさ、位置、表示／非表示など） で特徴付けることが可能だ。スクリプトを変更することでこれらのプロパティを管理し、 モデルの特定のニーズを満たすように既存機能を修正できる。 トリガーは VR エンジンのその他のイベントを管理するアクタークラスである。トリガー はレベルのどこにでも置くことができ、表示・非表示の切替えが可能だ。トリガーを有効 にするには、プレイヤーがトリガーに近づいたところでキーボード（またはジョイスティ ック）の特定のキーを押す。トリガーが有効になると、あらかじめ名前を付けた VR エンジ ンイベントが開始し、あらかじめプログラムされた一連のアクティビティが実行される。 トリガーには複数の種類があり、例えば材料／素材トリガーはサーフェスの質感を変更す る。このトリガーを使って、壁面に貼る一連の画像をスクリプトで指定することができる。 メッセージトリガーは画面にメッセージを表示するために使用する。その他のトリガーの 用法について、実装例を挙げて以下に解説する。 セキュリティカメラは材料トリガーとスクリプトを組み合わせた高度な機能である。現 実世界でビデオカメラを指定地点に設置し、ライブ映像を管理室に転送して監視するのと 同じように、仮想セキュリティカメラを使って仮想モデル内の仮想地点を監視することが 86 できる。 モデル内には複数の仮想ビデオカメラを置くことができる。ビデオカメラの映像は管理 室のモニターに転送される。この機能は教育やトレーニングに非常に有効で、特に複数の 訓練生が参加する場合に役立つ。例えば訓練生の 1 人に管理室から指示を出させ、他の地 点に配置した訓練生らがその一連の指示に対応することが可能だ。また、監督者がモニタ ーの前で他の職員の行動を観察し、適切な判断をするといった用途にも使用することがで きる。 アバターは、ゲームエンジンの中に存在する、プレイヤーが操作できないキャラクター だ。アバターの動きはあらかじめスクリプトでプログラムされ、プレイヤーの動きの影響 は受けない。トレーニングで使用されるシミュレーションをより効果的なものにし、各自 のパフォーマンスを向上させるために、PHILOSOPHIA のモデルにはアバターが採用されて いる。シミュレーションの中ではプレイヤーの周りに現実世界と同じように同僚のアバタ ーがいて、あらかじめプログラムされたそれぞれの作業を実施する。 (c)モデルとシナリオ 上記の機能を統合し、通常の静的構造だけでなくアクティブな要素も備えたモデル化が すすめられる。現時点で、TRIGA Mark III 原子炉向けのモデルや韓国原子力研究所（KAERI） の HANARO 研究原子炉向けのモデルなど、複数のモデルが開発されている。その他、商用 NPP 向けのモデルなどの開発も進められている。これらのモデルには継続的に詳細が追加 されている。 より効果的にトレーニングや教育を実施するには、リアルな構造に加えてシナリオが必 要である。VR エンジンのビルトイン機能を利用して、原子力施設で発生するイベントをシ ミュレーションするための仮説シナリオを構築することができる。いくかの例を以下に説 明する。 PHILOSOPHIA の VR エンジンのビルトイン機能を使うと、水面、水漏れや水栓からの水の 滴り、炎を簡単に表現できる。これらはビデオゲームではよく使われるアイテムだが、原 子力施設モデルの開発にも大いに役立つ。例えば水面の機能は NPP モデルのプールに使用 でき、炎の機能は原子炉施設のモデルに使用できる。炎の機能は消防隊員向けのトレーニ ングシナリオには不可欠だ。現在のシナリオでは、火災を消すためには消防隊員が消火器 に触れるか近づく必要がある。水の滴りや漏れの機能も同様に、NPP で職員が水漏れに対 処するようなシナリオで使用される。これらのシナリオはトリガーによって開始され、プ レイヤーはあらかじめプログラムされた一連のアクションに対処していく。 VR スクリプトと他のソフトウェアソリューションを組み合わせて開発できるものの 1 つ が、被ばくマップの色分け表示である。このマップは、例えば RCP 室内で被ばく量を表示 する目的で使用する。表示する被ばく量は、測定データまたはソフトウェアを用いたシミ ュレーションデータが基準となる。スクリプトは被ばく量データを基に、被ばく量マップ 87 を色分け表示するように記述されている。例えば赤色のエリアは被ばく量が多いことを示 し、青色から緑色になるにつれて、そのエリアの被ばく量が低くなることを示す。このシ ナリオでは、線量計としてヘルスメーターが使用される。プレイヤーが赤色のエリアに入 ると、例えば黄色のエリアにいるときよりも急激に線量計の測定値が上昇する。 色でコード化された被ばくマップが完成すれば、それを使って最も被ばく量が少ないル ートを表示することができる。また、複数地点の被ばく量をもとに被ばく量が最少となる ルートを決定するアルゴリズムの開発が同時並行で進んでいる。こうしたルートをモデル 上に表示することも可能だ。こうして導き出されたルートは、消防隊員が最も速く消火器 のある場所に、そして火災現場にたどり着けるルートとなる。 (d)ディスプレイ これらのモデルは一般的に入手できるディスプレイモニターでも十分に活用可能だが、 VR フォーマットでエクスポートして没入型の 3D 環境で表示すれば、いっそうリアルなト レーニング体験が得られる。3D スマート TV は、このように 3D モデルを表示する環境を提 供する。また新しいグラフィックカードを使用することで、通常のデスクトップパソコン やノートパソコンのモニターでも 3D 没入モードでモデルを表示することができる（この場 合は赤と青の専用メガネが必要）。 トレーニング生はジョイスティックを使って没入型 3D 環境の中で原子炉の周囲を移動 できる。また、PC に最新の NVIDIA グラフィックカードを実装すれば、専用の追跡メガネ とマウスを使って同じモデルを体験できる。グラフィックカードを使うとモニター上に画 像が 2 色で表示され、赤と青の専用メガネをかけることで立体的に見ることができる。 (e)実際の災害に備えた訓練 世界の原子力産業は、非常時と通常操業時の両方で環境の可視化に活用できる VR 技術を 取り入れようとしている。福島第一原子力発電所事故において技術者たちは現場の状況を 正確に把握できないまま、放射線区域に入って復旧を試みたが、NPP をベースとした VR シ ステムが存在すれば、被ばく量が高まる危険な区域が分かっていて、技術者たちを致命的 な失敗のリスクにさらす前に安全な状況で復旧訓練ができていた可能性がある。 PHILOSOPHIA のシミュレーションでは、実際の作業員と関連づけたアバターに仮想発電 所内を移動させ、安全に実施できるアクションと実施できないアクションを判断する。 危険な状況の訓練に VR を用いるのは、パイロットが訓練したり、医師が複雑な手術を練 習したりする際にシミュレーションを使うのと類似している。PHILOSOPHIA は、福島事故 後、同発電所の仮想モデルを作成し、その後は、被ばくが人間の臓器や組織に与える物理 的な影響を再現するようにプログラムされたアバターの開発を進めている。 その他、PHILOSOPHIA は、人間の動きをモニター上のアバターで再現するモーションキ ャプチャー・スーツのデモンストレーションにも取り組んでいる。黒いボディースーツを 88 着た作業員の頭、胴、両腕、両脚にセンサーを取り付け、12 機の 3D カメラで追跡する。 作業員が動いたり蹴ったり跳んだりすると、アバターも追従する。 放射線区域では、移動することによって過剰被ばくから自己遮蔽できることから、作業 員の移動の仕方を正確に把握しておくことが極めて重要である。放射性液体が溜まってい る場所でかがみ込むといった些細な行動でも、被ばく量の増加につながってしまう。 最初にアバターを使うことで、作業員は危険があり得る環境で移動することができる。 また、実際に現場で作業する前に修復対象のモックアップを作ることができる。位置、放 射源からの距離、姿勢が非常に重要になる場合がある。仮想世界を活用することで、消防 隊員など緊急時の作業員は、NPP の損傷箇所を検証する機会を得られる。そして危険区域 に進入する前に戦略を立てることができる。 仮想システムは、発電所保有者が作業員に適切なルーティン技術を学ばせることに役立 つ。そして、仮想世界において各作業員がどれだけ適切に作業できたか、あるいはできな かったかを恒久的に記録できる。 （参考文献） 1)中村秀夫、 「熱水力安全解析コードの開発の関する我が国と海外の動向」、RIST NEWS 51、 (2011) 2) W.P. Baek, J.E. Yang, J.J. Ha, Safety assessment of Korean nuclear facilities: current status and future, Nuclear Engineering and Technology 41 (No. 4) (May 2009) 391-402. 3) Philosophia ホームページ、 http://www.philosophia.co.kr/new/Eng_entrepreneur_02.php 89 2.2.4 中国 韓国と同様、中国では軽水炉の自主開発が進んでおり、国の主導のにより、自前の安全 解析コードの開発に取り組んでいる。以下では、中国における解析コードの利用の状況、 開発動向について示す。 (1) 利用の現状 中国は、軽水炉の自主開発と併行して、フランスの PWR、カナダの CANDU 炉、ロシアの VVER、米国の AP1000 の導入を行ったが、現在のところ、建設中の原子力発電所の大部分は フランス型 PWR を中国核工業集団公司（CNNC）が改良、国産化した CPR1000 である。ただ、 第三世代炉 AP1000 の改良・標準炉の開発を国家核電技術有限公司（SNPTC）が進めており、 今後は AP1000 改良炉（CAP1400、CAP1700）へ移行する見込みである。 原子力ソフトウェアの利用状況は我が国に類似しており、実用原子力利用に係る重要なソ フトウェアはほとんど外国から導入したものである。国産ソフトウェアは研究用のみであ り、発電炉の設計や安全解析に必要なソフトウェアを開発するための規制、規準、組織も ほとんどなく、例えば、主要な原子炉メーカーCNPE（China Nuclear Power Engineering） は RELAP5、MAAP 等の米国製コードで安全解析を行ってきた。 (2) 開発動向 最近になってソフトウェア自主開発の動きが顕著になり、安全評価のための原子力ソフ トウェアを開発する母体として 2010 年に SNPTC の下に国家核ソフトウェア開発センター （SNPSDC）を設立し、熱水力、核設計の統合コード COSINE の開発に着手した。開発方式は 韓国と同様の 3 ステップとし、8～10 年で開発完了する計画である。また、V&V に必要な実 験データの取得のために実験装置の建設も予定している。 COSINE 開発は 8〜10 年の計画であり、次の 3 ステップで進められている。 ① 2010〜2012 約 3 年 コーディング ② 2013〜 2〜3 年 V&V の実施 ③ 最終 2〜3 年 安全当局による認可 COSINE 開発の体制は、2010 年に 20 名、2011 年に 50 名へ増員、その後も徐々に増員し て 300 名規模とする計画である。期待される人員の 30%程度を海外での博士取得者とし、 上海交通大学、西安交通大学など主要大学の教授（教員）も参加する。 COSINE コードは韓国の SPACE コードと同じく、２流体（気相、液相）３流動場（気相、液 相、液滴）に Lumped Model の利用を可能として PWR の炉システム全体と格納容器を包含す る熱水力 BE コードである。これに加えて、燃料設計のために格子定数などへの依存性を考 慮した燃料とサブチャンネルのモデル化ができる様にする。また、プログラムの容易さと 拡張性、汎用性のために Fortran 95 とモジュラー型の統合プラットフォームを採用してメ ンテナンスの容易さを確保し、パラレル計算によって高速計算を可能とする計画である。 90 さらに特筆すべきは、コードの性能検証（V&V）の実施計画を非常に明確に打ち出している ことである。1993 年に USNRC が出した能力成熟度モデル統合 CMMI をベースに品質保証プ ログラムを構築し、具体的な作業は USNRC による規制指針に沿って実施するとしている。 この様な V&V の計画に沿って、上海交通大学など国内の大学を中心に次の 6 種類の新しい 実験装置を製作してデータベースの独自構築を図りつつある。さらに、海外のデータへの アクセスも積極的に行い、その一環として、わが国の JAEA が LSTF 実験により主催する OECD ROSA プロジェクトへの加盟手続きを進めるなど、周到に計画を進めつつある。 （参考文献） 1)中村秀夫、 「熱水力安全解析コードの開発の関する我が国と海外の動向」、RIST NEWS 51、 (2011) 30 2) http://www.snpsdc.com/snpsdc_en.htm 91 2.3 国内のソフトウェア等に関するニーズ調査 新たに開発あるいは改良するソフトウェアに関して、そのユーザが求める機能要件把握 のためのアンケート調査を実施した。本アンケートは、国産の原子力ソフトウェアの将来 像を国、関係機関に提言するための基礎データ収集を目的としている。 本アンケート調査にて、収集したニーズ情報は主に以下の 3 点である。 ・ 原子力メーカーでの原子力ソフトウェアの利用状況 ・ 国産で開発すべき原子力ソフトウェアの重要度 ・ 開発した国産の原子力ソフトウェアを多くのユーザに利用していただくための保守・ 管理体制 調査対象機関として、わが国の原子力メーカーである日立 GE ニュークリア・エナジー株 式会社、株式会社東芝、三菱重工業株式会社の３メーカーを対象とした。 調査方法としては、アンケート調査票を、本事業にて設置したモデリング・シミュレー ション開発委員会のメーカー系委員 3 名に配布し、各メーカーの部署ごとに回答いただい た。回答いただいた調査票をメーカー毎に当該委員に集約していただき、事務局にて回収 した。 回収できた調査票の数は、全部で 59 であった。 以下、アンケート回答を集約・整理した結果を記述する。 92 2.3.1 保有している原子力ソフトウェア（コード、データ）の利用状況 各メーカーが現在保有している原子力ソフトウェア（コード・データ）の利用状況につ いて調査した。 現在の利用状況 原子力ソフトウェア（コード、データ）の現在の利用状況について質問した結果、 「利用 している」との回答は 100％であった（図 2.4-1）。 図 2.4-1 現在の利用状況 コードの改良について 現在利用しているコードを、 「改良せずにそのまま利用」しているのか、それとも「改良 して利用」しているのかを質問した。その結果、 「改良して利用」している方がやや多い結 果となった（図 2.4-2）。 図 2.4-2 コードの改良について 93 利用分野 現在利用しているコードの利用分野について、コードそれぞれにつき、調査票の選択肢 で示した利用分野の中から最大 3 つまでを選択回答してただいた。その結果、最も利用の 多い分野は、 「核（炉心）設計・安全解析」分野であった。次点、次々点はそれぞれ「熱流 動解析・安全解析」、「遮蔽解析・安全解析」分野であった（図 2.4-3）。 本調査結果は、アンケート回答いただいた担当部署の業務内容に依るところが多いが、 総じて設計や安全解析業務では、コード利用が不可欠であること分かる。 図 2.4-3 利用分野 94 コードの課題 現在利用しているコードの課題について、コードそれぞれにつき、調査票の選択肢で示 した課題を選択いただいた（複数回答）。その結果、最も多かった課題は「コーディングが 古い」であり、全回答数の半数近くで課題として挙げられた。次点は「利用可能な地域が 限られている」であった（図 2.4-4）。 図 2.4-4 コードの課題 95 メンテナンス面の課題 現在利用しているコードのメンテナンス面の課題について、コードそれぞれにつき、調 査票の選択肢で示した課題を選択いただいた（複数回答）。その結果、最も多かった回答は 「その他」であったが、具体的な記述内容を集計してみると、ほとんどが「特になし」で あった。「その他」を除く回答では、「保守サービスがない」が 32.2％、「いつまで利用で きるかわからない」が 27.1％と比較的高い回答率となった（図 2.4-5）。 図 2.4-5 メンテナンス面の課題 今後の利用予定 現在利用しているコードを、今後も「利用する」か、それとも「利用しない」かを質問 した。その結果、 「利用する」との回答が 100％であり（図 2.4-6）、将来にわたるコードの 継続使用を確認できた。 図 2.4-6 今後の利用予定 96 2.3.2 国産原子力ソフトウェア（コード、データ）への期待 国産原子力ソフトウェア（コード、データ）の開発で期待している分野及び機能等につ いて調査した。 期待している分野 原子力分野のソフトウェア開発で期待している分野について、調査票で示した選択肢の 中から回答いただいた。無回答を除いた回答数は 18 であった。結果、「核（炉心）設計・ 安全解析」と「熱流動解析・安全解析」、そして、「シビアアクシデント解析」での期待が 比較的高い結果となった（図 2.4-7）。現在のコード利用分野で高いニーズを示す傾向とな った。 本設問では、期待している分野について、国産で開発することの必要性と緊急性の度合 いについても質問した。必要性と緊急性を比較して調べてみると、高い相関性を示す結果 となった（図 2.4-8）。本調査にて、高い必要性と緊急性を示す分野としては、「シビアア クシデント解析」が挙げられた。 図 2.4-7 期待している分野 97 緊急性 低 5 中 1 2 6 高 「シビアアクシデント解析」 が最も多い 低 中 高 必要性 図 2.4-8 必要性と緊急性の相関 期待している機能 開発を期待している原子力ソフトウェアについて、想定する利用方法とともに、期待し ている機能（周辺ソフトも含む）を質問した。以下の表 2.4-1 にすべての回答の集計結果 を示す。期待している機能での提示内容はユーザであるメーカーの強いニーズを指し示す ことになるが、頻出ワードとしては、グラフィカル（可視化）、データベース拡充、統計的 評価、従来ソフト支援であった。 表 2.4-1 期待している機能 想定する利用の方法 ・許認可に使用 ・プラントの実力評価に使用 ・許認可、開発中のプラントの安全性事前評価に使用 ・福島第一原発の事象解明・状況把握 ・自社核設計コード向けのライブラリ作成 ・事故・過渡解析（許認可） 安全解析（許認可含む） ・燃料貯蔵・輸送設備/容器の臨界安全設計 ・燃料棒の挙動評価 ・デブリの臨界評価 ・発電用軽水型原子炉施設の許認可解析に利用 ・発電用軽水型原子炉施設の設計解析に利用 期待している機能 ・CSAU対応 ・GUIによる入力作成機能 ・GUIによる出力確認機能 ・統計的評価対応 ・グラフィカルユーザインタフェースによる入力作成、出力確認機能 ・福島第一原発の事故時の複合事象（核反応、熱水力特性、材料挙動、化学反応）を実時間内で解析できる解析コード ・解析コード、解析モデルのV&V結果 ・国産核データへの安定した対応性 ・炉心燃焼計算からの核定数読み込み ・CSAU,BEPU等の「統計的安全評価」へ適用するための入力機能 （不確かさ幅を入力してのランダム入力の繰返し計算） ・V&Vデータベースの充実、文書化 ・規制要求を満たす機能・精度を有すること ・プラント規模のシミュレーションができること ・燃焼計算機能も有していること ・種々な核データライブラリに対し適用性があること ・入力支援ソフト（核設計結果の取り込み） ・相関式の追加機能 ・ノード数選択機能 ・3D解析 ・ペレット内出力分布核計算機能 ・サイズの異なる粒子をランダムに配置でき，計算を正確に取り扱える機能 ・ＭＶＰの機能拡張が望ましい ・入力データの作成し易さ ・解析コードのモデルの可視化（ブロック線図化等）のグラフィックツール ・計算結果の時系列データ（出力パラメータ）可視化ができるグラフィックツール ・計算結果を模擬実機計測信号として扱うことができ、信号特性分析が可能な機能 ・ユーザが不足していると考えるモデルを簡単な操作で追加・修正できるＧＵＩ機能を有するツール ・解析実行を直感的に操作できるＧＵＩ機能を有するツール ・市販の数値処理および制御モデルを作成できるデファクトタイプのツールと連携性が取れる周辺ソフト ・蒸気サイクル機関による蒸気タービンと同期発電機による発電施設の許認可解析に利用 ・蒸気サイクル機関による蒸気タービンと同期発電機による発電施設の設計解析に利用 ・LOCAを含む原子炉事故時シミュレーション ・核設計コード用の断面積定数作成 ・崩壊熱評価 ・遮へい設計、安全評価 ・放出放射性物質の線量評価 ・Non-LOCA/LOCA安全解析 ・原子炉システム熱流動解析 ・炉心での燃料棒熱解析 ・断面積ファイルから多群核定数を評価する（ＮＪＯＹ相当） ・ＦＰ（放射能、崩壊熱）評価 ・簡易計算／詳細計算が可能 ・線源体系、遮へい体形状のモデル化が容易 ・換算係数等のLibの編集が容易。 ・計算結果の出力制御機能、図示化が容易 ・放射性物質の生成・移行・拡散挙動計算 ・線量評価計算機能 ・放射性物質拡散挙動の可視化ツール ・プラント過渡応答解析 ・流動様式の可視化ツール 98 2.3.3 国産原子力ソフトウェアの保守・管理・サービス体制のあるべき姿 国産原子力ソフトウェア（コード、データ）の保守・管理・サービス体制のあるべき姿 について、調査した。 ソフトウェアの公開 原子力ソフトウェアにおけるあるべき公開方法について質問した結果、「無償」 「どちら かいえば無償」を合計した回答は、33％を占めた。一方、「有償」「どちらかいえば有償」 を合計した回答は、44％を占めた（図 2.4-9）。 図 2.4-9 ソフトウェアの公開 ソースコードの公開 原子力ソフトウェアにおけるソースコード公開の必要性について質問した結果、必要性 を示唆する回答が圧倒的多数を占めた（図 2.4-10）。 図 2.4-10 ソースコードの公開 99 ソフトウェアに対する規制機関のエンドース 原子力ソフトウェアに対する規制機関のエンドースの必要性について質問した結果、必 要性を示唆する回答が大多数であった（図 2.4-11）。規制機関におけるエンドースには、 強い必要性のニーズが窺える。 図 2.4-11 ソフトウェアに対する規制機関のエンドース ソフトウェアに対する学会の承認 原子力ソフトウェアに対する学会承認の必要性について質問した結果、必要と不要を示 す回答数はほぼ同数を示した（図 2.4-12）。規制機関のエンドースとは異なり、学会承認 については、特に強い必要性のニーズがないことが窺える。 図 2.4-12 ソフトウェアに対する学会の承認 100 保守・管理 原子力ソフトウェアの保守・管理の必要性について質問した結果、すべての調査票で必 要との回答であった（図 2.4-13）。 図 2.4-13 保守・管理の必要性 期待される具体的な内容 原子力ソフトウェアの保守・管理・サービス体制について、期待される具体的な内容を 調査票で示した選択肢の中から回答いただいた（複数回答可）。その結果（図 2.4-14）、 「分 かりやすい利用マニュアルの配布」や「修正バージョン／最新バージョンの配布」、「技術 サポートの充実（電話、E-mail など） 」、 「FAQ サイトへのアクセス」でかなり高い回答率を 示した。ユーザーライクな保守・管理サービス体制が望まれていることが窺える。 図 2.4-14 期待される具体的な内容 101 保守・管理のために支払っていもよいと考える金額 原子力ソフトウェアに対して、保守・管理のために支払ってもよいと考える金額を、数 字を自由に記述いただく方法で回答いただいた。調査にあたっては、参考情報として、米 国オークリッジ国立研究所放射線安全情報センター（RSICC）における 1 本あたりのコード 提供額$849.37 を掲載した。 アンケートの結果を表 2.4-2 に示す。数万円のオーダから 500 万円まで幅広い額の回答 が集まったが、中でも 10 万と 100 万で最も多い回答数を得た。該当するコードの持つ機能 により、保守・管理のための費用の相場観がユーザ同士で異なることが予想されるが、本 調査では、特定の機能に対して調査したわけではないために、回答の幅が広くなったと考 えられる。 表 2.4-2 保守・管理のために支払っていもよいと考える金額（単位：円） 2.3.4 ニーズ調査のまとめ 国内の原子力ソフトウェア等に関するニーズ情報の収集を目的に、わが国の原子力メー カー3 社に対してアンケート調査を実施した。本調査により、3 メーカーの原子力ソフトウ ェアの利用状況とともに、国産で開発すべき原子力ソフトウェアに対する要望や、開発し た国産の原子力ソフトウェアを多くのユーザに利用していただくための保守・管理体制の あるべき姿を検討するための基礎データを取得することができた。 原子力メーカーにとって、コード利用は不可欠であり、特に炉心や熱流動といった安全 解析業務でニーズが高いことが分かった。また、各コードには、全般的にユーザーライク な機能やサービスが期待されている。キーワードとしては、可視化やデータベース、分か りやすいマニュアルである。 一方で、既存のコードにおける課題としては、コード自体の古さとともに、米国製であ るがゆえの利用制限やソースコードの入手困難さを挙げた回答が多かった。この課題を解 決させるため、今新たな国産の原子力コード開発を着実に進めていく必要があると言える。 102 2.4 開発対象ソフトウェアに関する検討 モデリング・シミュレーション（M&S）に関連する国内外の動向調査結果を踏まえ、安全 対策高度化の技術基盤の一つとして今後取り組むべき M&S の高度化技術の全体像について まとめるとともに、技術開発対象の評価視点、開発対象の案について示す。 2.4.1 国内外の動向の概要 a. シビアアクシデント関連の M&S 関連動向 欧米ではシビアアクシデント（SA）計算コードに関しては体系的取組が行われている。 PIRT 分析に基づき、既存の研究において不足している実験データの取得と評価技術の整備 を進めてきている。 特に欧州では欧州委員会の大型研究助成プログラムによって欧州 SA 研究ネットワーク を組織した取り組みが行われている。 SA 計算コードとしては、以下に大別される。 個別現象解析コード ・SA の個別現象に関する実験研究の成果に基づいたモデル開発。 ・炉心損傷挙動、原子炉容器内の溶融炉心挙動、原子炉容器外の溶融炉心挙動、格納容 器内熱水力挙動、水素挙動、FP 挙動、放射線影響評価等に関する計算コードが開発さ れている。 総合解析コード ・SA の実験研究とモデル開発の成果を集約したコード。 ・MAAP、MELCOR、ASTEC が該当する。ASTEC は欧州の SA リファレンスコードとして開発 が進められている。 我が国では、JNES におけるコード開発（システム解析コード、SA 解析コード開発、詳細 炉心損傷モデルの開発） 、エネ庁福島廃止措置対応としての SA コード改良（MAAP、SAMPSON）、 エネ庁安全対策高度化事業における M&S 関連の研究開発（燃料露出過程における熱流動現 象の解析手法の高度化、燃料破損・溶融過程解析手法の高度化、水素安全対策高度化、サ プレッションチャンバー温度成層化現象評価手法の開発、使用済み燃料プールの冷却・給 水機能評価解析コード開発の基礎検討等）等の取り組みがある。総合解析コードに関わる 取り組みが先行しているが、個別現象解析コードの開発事例は少なく、実験研究とモデリ ング研究の取り組みを加速させていく必要があると考える。 b. シビアアクシデント以外の M&S 関連動向 米国では政府と産業界が一体となり、計算コードの先進化を目的として CASL／NEAMS 開 発に取り組んでいる。原子炉安全と設計への適用を目的としたコード改良としては以下が 計画されている。 燃料性能計算コードの改良 103 燃料棒の以下に示す熱力学的、力学的、物理的、化学的な挙動をモデル化する。 ・化学物質の発生と遷移の計算 ・化学物質の配分の空間分布の計算 ・核反応生成物のクラッドへの沈殿の計算 ・揮発性物質のプレナムへの蓄積の計算 熱水力計算コードの改良 期待されている改良内容は以下の通りで、安全評価と設計評価に適用される。 ・原子炉安全と設計の両方に対応した統合解析 ・中性子、燃料などの炉心のモデルとのスムーズな結合 ・単相、２相流体の過渡応答の計算 ・入力とコードによる不確実性の定量化 ・中性子や構造体の分析コードとの結合 ・多成分系の多次元の熱水力解析（CFD 技術の活用） ・冷却材の化学特性 核計算コードの改良 期待されている改良内容は以下の通りで、原子力発電所だけではなく燃料サイクルの 広い分野に適用される。 ・核のデータファイルの処理。 ・物質の温度と核共鳴の計算。 ・定常や時間依存の中性子や光子の輻射の計算。 ・燃料の減少による同位体の変化の完全追跡。 ・アクチニドの変質 ・核生成物の発生と崩壊 物質構造のモデルの改良 期待されている改良内容は以下の通りで、極限環境での物質の挙動を調べるために物 質構造のモデルの改良が必要とされている。 ・高輻射、高温での計算。 ・物質上での化学反応の計算。 ・低ひずみ速度（通常運転）、高ひずみ速度（アクシデントシナリオ）での 3 次元また は多次元応力の計算。 米国と同様、欧州においても、CFD コードを安全性評価に利用する取組が、フランス（Edf の Code-Saturne）、フィンランド（VTT の OpenFORM）等で進んでいる。 韓国、中国においては、既存コードを置き換え、競争力を高めることを目的とした熱水 力コードの開発が進められている。 我が国の原子力安全解析のコアとなる部分の多くは海外コード（特に米国）に依存して 104 おり、米国の政策や方針の変更など、将来的にコード利用に制限がかかる可能性を否定で きない。また、我が国では、既存の原子力基幹コード（熱水力コード、核計算コード等） の置き換えや先進化に対する取組事例は少なく、基盤強化の取り組みが必要な状況にある と考える。コード開発についてのアンケート調査等によれば、産業界からは、各種の許認 可解析、設計解析、福島事象解明、放出放射性物質線量計算などに活用する上での機能と して、複合事象対応、３D 解析、コード国産化、精度向上、入出力の高度化、相関式追加 機能、流動様式可視化、放射性物質拡散挙動可視化などのニーズがあった。 c. 安全対策高度化に関連した M&S のニーズ 安全対策高度化に関連した M&S のニーズを抽出するため、軽水炉の安全対策高度化に向 けた課題分析事例として以下を対象として検討した。これらは安全技術マップの検討にお ける素材でもある。 ・ 原子力安全に関する IAEA 閣僚会議に対する日本国政府の報告書 ・ 原子力安全・保安院、東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見につ いて ・ 電気事業連合会、安全対策の主な実施内容、 http://www.fepc.or.jp/nuclear/safety/tsunami/taisaku/index.html ・ 東京電力（株）、福島原子力事故調査報告書（平成 24 年 6 月 20 日） ・ 原子力安全規制員会、発電用軽水型原子炉施設に係る新安全基準骨子案について、平 成 25 年 2 月 6 日 ・ 原子力安全規制員会、新安全基準（シビアアクシデント対策）骨子案、平成 25 年 2 月6日 付録 6 に検討結果を示す。以上の検討から得られた M&S のニーズは以下の通りである。 105 表 2.4-1 M&S のニーズ コードの種類 必要な機能等 安全評価ツール 以下に示すシビアアクシデント対策の有効性の評価に適用する システム解析コード、SA 総合解析コード、SA 個別現象解析コー ドの開発整備が必要である。 ・炉心の冷却機能 ・溶融炉心の冷却対策 ・格納容器の除熱対策 ・水素対策 ・使用済燃料プールの冷却対策 ・放射性物質の拡散対策 システム解析コードの場合は、DEC 領域へのデータベースを拡張 するためのデータ取得が必要である。 SA 総合解析コードの場合は、個別現象のモデルの追加、既存モ デルの精度向上が必要である。 SA 個別現象解析コードの場合は、CFD を活用した詳細化と検証用 データの取得が必要である。 放射線安全ツール 事故時のソースターム評価、プラント内の線量評価、プラント外 への放射性物質の放出予測等の機能が必要である。 リスク評価ツール シビアアクシデント対策の有効性評価の対象となる代表シーケ ンスの選定、シビアアクシデント対策設備の信頼性評価、プラン トの総合的安全評価等の機能が必要である。 外部事象評価ツール 教育訓練ツール 地震・津波を含む外部事象のリスク評価の機能が必要である。 シビアアクシデント時のプラント挙動の理解促進に役立つ、プラ ント内の状態を可視化する等の機能が必要である。 106 2.4.2 モデリング・シミュレーション高度化技術開発対象について a. M&S 技術の全体像 国内外の動向調査結果を踏まえると M&S として今後必要と考えられる技術の全体像は次 の通りである。 表 2.4-2 M&S として今後必要と考えられる技術の全体像 区分 必要な取組み 核データ及び断面 ・NJOY の各モジュールあるいは既存の断面積処理コードを基として、保守性・拡張性・柔 積処理 炉心（燃焼）解析 炉心動特性解析 臨界安全解析 軟性を持つコードの開発 ・我が国の標準となる炉心計算システムの開発 ・利用側・規制側で標準として用いることのできる動特性解析コードの開発 ・臨界安全解析に関して SCALE の機能を含み、利用・規制側が共通に用いることのできる、 精度評価がなされた計算システムの開発 放射線遮蔽解析 ・近代的な決定論的手法に基づく輸送計算コードの開発 ・PHITS を基としたレファランスとなりうる計算コードの整備と精度検証 ・現在の計算機環境に即した点減衰核法計算コードや一回散乱法コード 放射能拡散解析 ・福島事故の教訓を活かした SPEEDI システムの改良 ・3 次元放射能拡散計算コード ・最新の知見に基づいた環境影響評価システム 燃料挙動計算 ・FEMAXI の精度検証と利用側・規制側の共通技術基盤としての整備 ・米国で取り組まれている燃料棒の熱力学的、力学的、物理的、化学的な挙動のモデル化 熱流動解析 ・我が国の標準となるシステム解析コードの開発 ・CFD を活用し、多成分系の多次元の熱水力計算システムを開発する。原子炉容器、格納容 器、原子炉建屋、使用済燃料プール等に適用する。 シビアアクシデン ト解析 ・PIRT 分析、実験研究、実験データに基づく計算モデル開発 ・我が国の標準となる総合解析コード、個別現象解析コードの開発 ・リファレンスデータベース（試験データ、プラントデータ）の開発 ・SET 解析、CET 解析、IET 解析、プラント解析、ベンチマーク解析の実施 ・海外の知見や人材を活用したベンチマーク解析、研究ネットワーク構築 リスク解析 ・代表シーケンス選定手法、SA 対策設備の信頼性評価手法、ソースターム評価手法、プラ ント総合評価手法（living PRA）など PRA 手法のリスク評価用の標準ツールの整備 ・地震・津波を含む外部事象のリスク評価手法の開発。 データベース ・V&V データベースシステムの整備 ・モデルプラントデータの整備 ・試験データ整備において、海外の知見や人材を活用 周辺技術 ・VR 技術を活用したプラント状態の可視化ツールの開発 ・データベース、計算コードなどを統合化した計算プラットフォームの整備 107 b. 開発対象の評価視点 ①最新知見への対応 福島事故の教訓を踏まえた 30 の安全対策事項 、各事故調査報告書 の指摘事項、シ ビアアクシデント対策規制など、事業者側、規制側による安全性・信頼性向上に関わる 今後の取り組みに寄与するものであること。 ②従来技術の改良 既存の計算コードにおいて不足していたモデルの追加や既存モデルの精度の向上に つながるものであり、事業者側、規制側による安全性・信頼性向上に関わる今後の取り 組みに寄与するものであること。 ③最新技術への対応 既存の計算コードに対して機能（詳細度など）の大幅な向上につながるものであり、 事業者側、規制側による安全性・信頼性向上に関わる今後の取り組みに寄与するもので あること。 ④ソフトウエア・セキュリティ 米国原子力ソフトウエアのソース公開制限、海外における国産コード開発等の動きを 背景に、当該分野における国産技術の強化が課題であり、M&S 技術の国産化に寄与する ものであること。 ⑤人材育成と知識伝承 原子力安全解析コードの開発・改良、解析評価などの M&S に関わる人材育成と知識伝 承に寄与するものであること。 ⑥緊急性 事業者側、規制側による安全性・信頼性向上に関わる取り組みにとして緊急性が高い ものであること。 c. 開発対象について 国内外の動向調査に基づき、表 2.5-1 に開発対象候補を抽出した。評価視点に関しては、 以下の通り指標化して評価案を示した上で、モデリング・シミュレーション開発委員会に おいて審議いただき開発対象候補の優先順位付けを行った。 ①最新知見への対応 ＝福島事故を踏まえた対策における必要性が 高／中／低／不要 ②従来技術の改良 ＝既存リソースの利用可能性が なし（新規）／改良困難／改良容易／そのまま利用 可能 ③最新技術への対応 ＝安全基盤高度化における必要性が 高／中／低／不要 ④ソフトウエア・セキュリティ 108 ＝これまで用いられてきた海外リソースの利用可能性が なくなるおそれがある／おそれがない ⑤人材育成と知識伝承 ＝技術基盤の維持・人材育成への貢献が 高／中／低 ⑥緊急性 ＝開発対象が必要とされる時期が 短期（5 年以内に開発完了）／中期（10 年以内に開発完了）／長期（将来的に開発 着手） 開発対象候補の優先順位付けの結果は以下の通りである。 表 2.4-3 開発対象候補の優先順位付けの結果 開発優先度 件数 補足 A 4 重要度が高く、早期の取り組みが必要と考え られる。 B＋ 5 重要度は高いが、緊急性は低いと考えられる。 Ｂ 6 緊急性は低いと考えられる。 Ｃ 1 重要度は低いと考えられる。 開発優先度 A として判定されたテーマは、以下の 4 テーマとされた。 ①核データ処理コード NJOY を国産技術に置き変えるための技術開発 重要性が高く、ただちに取り組むべきテーマと考えられる。 ②放射線輸送計算コード MCNP を国産技術に置き変えるための技術開発 重要性が高く、ただちに取り組むべきテーマと考えられる。 ③炉心解析と熱流動解析を先進技術に置き変えるための技術開発（日本版 CASL） 重要性が高く、ただちに取り組むべきテーマと考えられるが、CFD 技術（商用、オープ ンソース）などの技術調査やコード構想を固めていくためのフェーズが必要である。CFD 技術による既存熱水力コードの置き換え、炉心解析と熱流動解析の統合などの技術開発が 考えられる。 ④モデリング・シミュレーションを知識基盤化していくための技術開発（日本版バーチャ ル・リアクタ） 109 重要性が高く、ただちに取り組むべきテーマと考えられるが、V&V データ、実験データ ベースシステム、VR 技術などの調査や知識基盤のシステム構想を固めていくためのフェー ズが必要である。熱流動実験データ等の V&V データベースシステム、ユーザインターフェ ースに VR 技術を利用したシミュレーションプラットフォーム等の技術開発が考えられる。 110 表 2.4-4 モデリング・シミュレーションの高度化開発マップ(1/3) 開発対象の評価 評価視点（指標評価は注参照） M&S 技術 M&S の適用分野 関連動向 我が国の技術の現状 課題、ニーズ 開発対象と開発内容 ①最新知見への対応 、②従来技術の改良、③最新技術への対応 ④ソフトウエア・セキュリティ 、⑤人材育成と知識伝承、⑥緊急性 ① ② ③ ④ ⑤ ⑥ ・核データである JENDL は JAEA の JENDL 委員会（旧 ・国内で精度が検証された核データと ・JENDL を処理して、多様な輸送計算 シグマ委員会）にて産学官協力で継続的に整備・検 して、今後は JENDL の利用の拡大が望 コードで用いる断面積を作成するこ 証されている。一方、これを処理するための断面積 まれる。輸送計算で用いられる断面積 とのできる断面積処理コード。NJOY 処理コードに関しては、独自に開発されたコードも ファイルの形式は多様であり、これに の各モジュールあるいは既存の断面 あるものの、一般的には NJOY を一部改造して用い 対応して、かつ、JENDL との組み合わ 積処理コードを基として、保守性・ られている。 せで精度が検証された断面積処理コ 拡張性・柔軟性を持つコードを新た ードが求められる。 に開発する。 C B A A A A ・炉心設計用や燃料交換計画のための計算は各プラ ントメーカーや燃料メーカーが独自に整備したも のが使われている。炉心燃焼計算用として、国内で 使用されている代表的な公開コードとしてはSRAC、 SWAT、MVP-BURN がある。SRAC の後継として、 MORSAJAEA で開発中である。 ・燃焼度余裕評価のための燃焼計算には SCALE が広 く用いられている。 放射線源計算のための 0 次元燃焼計算には ORIGEN が用いられている。 ・JAEA で統合した炉心計算システムと ・我が国の標準となる炉心計算シス しての MORSA が整備されているが、こ テム れからは実用の標準的な炉心計算コ ・ORIGEN に替わる線源評価用燃焼計 ードシステムとして、CASMO のような 算コード 商用コードにも比肩しうる機能と SCALE に比肩しうる許認可における信 頼性を持ったコードシステムを開発 することが望まれる。 ・また、ORIGEN に替わる線源評価用燃 焼計算のためｒの国産のコードとデ ータライブラリの整備も急がれる。 C ・軽水炉の反応度事故解析では、１点炉近似と三次 ・利用側・規制側で標準として用いる ・利用側・規制側で標準として用い 元炉心計算を組み合わせた準静的な手法に基づく ことのできる動特性解析コードが望 ることのできる動特性解析コード EUREKA が規制側で用いられている。 まれる。 ・炉心動特性解析コードについては、精度評価がな されていて、利用側・規制側が共通で用いることの できる決定版と言える公開コードは無い。 C 臨界安全 使用済燃料貯蔵プー ・SCALE システム（KENO コード）が ・利用側は SCALE を利用している例が多い。規制側 ・精度評価された、利用側と規制側の ・臨界安全解析に関して SCALE の機 双方が共通に用いる基盤となるコー 能を含み、利用・規制側が共通に用 解析 ルや燃料交換時の臨 最も広く用いられている。英国や仏 ではクロスチェック用に MVP が用いられている。 界安全性評価 国では、独自に開発したコードが利 ドが望まれる。 いることのできる、精度評価がなさ 用されている。 れた計算システム。 B 放射線遮 事故時や放射性物質 ・決定論的手法（Sn 法）としては 蔽解析 輸送時の公衆や、事 DOORS(ORNL)、DANTSYS(LANL)が古く 故対策時、定期検査 から使われているが、PARTISN(LANL) 時、廃炉作業時の作 や商用の ATTILA、SCALE システムの 業員の被ばく線量評 MAVRIC(ORNAL）など新しい世代のコ 価 ードやシステムも使われ始めてい る。モンテカルロ法コードとしては MCNP（LANL が代表的コードである。 B C A A A A B C B A A A B C B A A A 核データ 炉心燃焼解析・動 ・評価済み核データは国際的な協力 及び断面 特性解析、放射線遮 のもとに JENDL(日)、ENDF(米)、 積処理 蔽解析、臨界安全解 JEF(欧）などが継続して整備されて 析などの基となって いる。 いる中性子あるいは ・核データを処理して輸送計算用の ガンマ線輸送解析で 断面積ライブラリを生成するコード 用いる断面積データ （断面積処理コード）も各国で開発 を供給する。 されているが、デファクトスタンダ ードは米国 LANL で開発された NJOY となっている。 炉心（燃 炉心設計、炉心安 焼）解析 全解析、燃料交換計 画、放射線源（イン ベントリ）計算など ・ＣＩＴＡＴＩＯＮ、VENTURE などの 公開の拡散計算コードは古くから用 いられ、CASMO のような商用コードも 用いられている。右記の我が国の場 合と同じく、炉心設計用や燃料交換 計画のための計算コードは各企業が 独自に整備している。 ・放射線源計算は米国では SCALE の 一部であるORIGEN-ARPが標準的な手 法となっている。 炉心動特 炉心設計、炉心安全 ・米国では政府と産業界が一体とな 性解析 解析、再臨界、シビ り、計算コードの先進化を目的とし アアクシデント解析 て CASL／NEAMS 開発に取り組んでい など る。 ・拡散計算法や Sn 法などの決定論的手法に基づく コードは 1970 年代の非常に古いコードが未だに用 いられている。 ・モンテカルロ法では MCNP 広く用いられているが、 国産の PHITS もユーザ数を増やしている。 ・点減衰核法や一回散乱法といった簡易計算コード は、データの更新はあるものの、コード本体は米国 製の非常に古い計算コードが使われている。 ・Sn 法計算コードは古い米国のコード ・近代的な決定論的手法に基づく輸 に頼っている。新しい知見を盛り込ん 送計算コードの開発 で、 使いやすいSn 法計算コード （1,2,3 ・PHITS を基としたレファランスとな 次元）の開発が望まれる。 りうる計算コードの整備と精度検証 ・輸出規制（10CFR810)を受けている ・現在の計算機環境に即した点減衰 MCNP に替わるモンテカルロ法計算コ 核法計算コードや一回散乱法コード ードの開発が望まれる。 ・簡易計算コードの近代化 111 開発優先度 A 全ての中性子輸送計算の基本 となる中性子断面積のデータ と処理コードの整備は急務で ある。NJOY に相当するコード の開発が急がれる。 B A A A B B+ 炉心解析の中核となる中性子 輸送計算の部分について、も っとも詳細な計算方法である モンテカルロ法計算コードの 整備が望まれる。具体的には MVP コードの高速化など、改良 整備がある B A A A B B+ J-CASL（CASL の日本版）とし て、炉心解析コード、熱流動 解析コードと組み合わせたコ ードシステムの開発が望まれ る。 B A A A B B 炉心解析コードが流用でき る。 A 炉心解析に用いる中性子輸送 モンテカルロ法計算コードの γ線輸送計算機能、深層透過 のための分散低減法、検出器 機能の拡張を図ることで、レ ファランスコードは開発でき る。 表 2.4-4 モデリング・シミュレーションの高度化開発マップ(2/3) 開発対象の評価 評価視点（指標評価は注参照） M&S 技術 M&S の適用分野 関連動向 我が国の技術の現状 課題、ニーズ 開発対象と開発内容 ①最新知見への対応 、②従来技術の改良、③最新技術への対応 ④ソフトウエア・セキュリティ 、⑤人材育成と知識伝承、⑥緊急性 放射能拡 緊急時被ばく評価、 ・米国 NRC は 9.11 以降最新技術による環境影響評 ・SPEEDI が JAEA で開発され、原安 ・線源データが無くとも、測定され 散解析 避難計画の策定 価に取り組んでいる（SOARCA）。 技センターで維持・管理されてい た線量率と放射能拡散計算を組み る。 合わせて、即時に周辺住民の被ば ・JAEA では別途 W-SPEEDI としてよ く線量が評価できるコード り広域を取り扱えるコードが開発 ・3 次元放射能拡散計算コード（原 されている。 子力安全規制委員長の談話） ・環境影響評価に関わる知見や手法 の体系化 ・福島事故の教訓を活かした SPEEDI シス テムの改良 ② ③ ④ ⑤ ⑥ 開発優先度 A C A A A A C A C A A A A A C A A A B 放射能拡散計算コードはレベ ル３PSA 解析コードとして整 備すべきである。 C C A A A B B 燃料振る舞いの解析は、 J-CASL の一部として行う。 ・3 次元放射能拡散計算コード ・最新の知見に基づいた環境影響評価シス テム 燃料挙動 通常運転時、事故時 解析 構造解析 ① ・米国では政府と産業界が一体となり、計算コード ・国産の代表的なコードとして ・ベンチマーク実験による精度評価 ・FEMAXI の精度検証と利用側・規制側の の先進化を目的として CASL／NEAMS 開発に取り組 JAEA が開発した FEMAXI があり、規 と利用側・規制側が共通で利用で 共通技術基盤としての整備 んでいる。 制側でも用いられている。 きる標準的な技術基盤としての整 ・米国で取り組まれている燃料棒の熱力 備 学的、力学的、物理的、化学的な挙動 のモデル化 き裂進展、動的応答、 ・福島事故等、新知見への対応への取り組みが進ん ・耐震解析については、コードシス ・シビアアクシデント時の動的荷重 ・動的荷重への応答評価は AUTODYN 等の商 テムが整備されている。 への応答評価 用コードが活用されている。 確率論的破壊解析、 でいる。 材料特性など ・構造解析では商用コードが活用さ ・経年事象の考慮 れている。 C B B A A B A D B B A B B 商用コード、ADVENTURE の取 り組みがある。 熱流動解 各種事故および異常 ・米国では政府と産業界が一体となり、計算コード ・システム解析コードは、RELAP、 ・熱水力計算コードの強化 （国産化、 ・我が国の標準となるシステム解析コー 析 な過渡変化、LOCA 事 の先進化を目的として CASL／NEAMS 開発に取り組 TRACE 等の海外コードに依存して 3 次元対応、多成分対応等） ドの開発 象など んでいる。 ・DEC 領域にも対応したシステム解析コー いる。 ・CFD コードの安全評価への利用 ・韓国、中国では、国主導でシステム解析コードの ・国産システム解析コードの取り組 ・DEC 領域への安全評価の拡張（新 ド 開発に取り組んでいる。 ・CFD を活用した多成分、多次元の熱流動 みが進行中。 安全基準への対応） ・CFD コードを安全性評価に利用する取組が進んで 計算ツール（DEC 領域、シビアアクシデン いる。 ト解析にも適用する） ・JNES では、システム解析コードの開発に取り組 んでいる。 A B A A A B B A C B A A A B B B A A A B シビアア 炉心損傷挙動、格納 ・欧州では、シビアアクシデント研究ネットワーク ・RELAP、TRACE、MELCOR、MAAP 等 クシデン 容器破損挙動、ソー （SARNET）を構築し、実験研究とモデリング研究に の海外コードに依存している。 ト解析 スターム挙動、環境 取り組んでいる。 ・エネ庁安全高度化事業において実 影響 ・欧州リファレンスコードとして ASTEC 開発が進め 験データ取得とモデル開発が進行 られており、実験解析、ベンチマーク解析、データ 中 ベース整備などに取り組んでいる。 ・エネ庁事業でシビアアクシデント ・JNES では、システム解析コード、SA 解析コード PIRT の検討が進行中 開発、詳細炉心損傷モデルの開発に取り組んでい ・国産の総合解析コードの開発が進 る。 行中。 ・エネ庁では福島対応として炉心デブリ状態把握機 能の改良（SAMPSON コード開発）に取り組んでいる。 ・エネ庁では、安全対策高度化事業としてシビアア クシデント対策関連の実験研究とモデリング研究 に取り組んでいる。 A C A A A A B+ A B A A A A B+ A 後述のバーチャルリアクタの 観点でいずれも重要な技術で ある。 熱流動解析と同様。 ・シビアアクシデント対策の評価技 術の開発（新安全基準への対応） ・知識の統合（リファレンスコード 開発：PIRT 分析、リファレンスデ ータベース整備、コード開発、試験 解析、ベンチマーク解析等） ・海外の知見や人材を活用したベ ンチマーク解析、研究ネットワー ク構築 112 ・シビアアクシデント総合解析コード（リ ファレンスコード開発を目的とした V&V 研究） ・シビアアクシデント個別現象解析コード （原子炉容器内外における溶融物の相互 作用と冷却性、格納容器の挙動、使用済み 燃料プール安全など） ・CFD を活用した多成分、多次元の熱流動 計算ツール（熱流動解析と同様） A J-CASLの一部としてシステム 解析コード（RELAP）の機能を CFD ベースで見直す。 A B A A A 表 2.4-4 モデリング・シミュレーションの高度化開発マップ(3/3) 開発対象の評価 評価視点（指標評価は注参照） M&S 技術 M&S の適用分野 関連動向 我が国の技術の現状 課題、ニーズ 開発対象と開発内容 ①最新知見への対応 、②従来技術の改良、③最新技術への対応 ④ソフトウエア・セキュリティ 、⑤人材育成と知識伝承、⑥緊急性 ・代表シーケンス選定手法、SA 対 策設備の信頼性評価手法、ソース ターム評価手法、プラント総合評 価手法（living PRA）など PRA 手 法の開発 ・個別プラントのリスク評価 ・地震・津波を含む外的事象のリス ク評価 ・環境影響評価に関わる知見や手法 の体系化 ・V&V 関連では JAEA、JNES 等の実験データ ・標準的な V&V データベース の蓄積があり、国際標準問題にも登録され ・試験データ整備において、海外の ている。 知見や人材を活用 ・機器故障率データベースとしては NUCIA が整備されている。 ① ② ③ ④ ⑤ ⑥ 開発優先度 リスク解 内的事象（出力運転 ・米国ではリスク情報の活用が進められ ・PSA 手法としては、内的、停止時、地震、 析 時、停止時）、外的 てきている。 津波が学会標準化されている。 事象（地震、津波、 ・米国 NRC は 9.11 以降最新技術による その他自然現象、航 環 境 影 響 評 価 に 取 り 組 ん で い る 空機落下、火災、爆 （SOARCA） 発、有毒ガス、ダム 崩壊、船舶衝突、電 磁的障害など） ・リスク評価用の標準ツールの整備 （信頼性計算、イベントツリー計算、不確 実さ計算など） ・最新の知見に基づいた環境影響評価シス テム（事故時のソースターム評価、プラ ント内の線量評価、プラント外への放射 性物質の放出予測等） A C B B A A B A C A B A B B+ データベ V&V データ、プラント ・V&V データは SET、CET、IET として体 ース データ、プラント運 系化が進んでいる。 転情報など ・欧州では、シビアアクシデント実験デ ータベース DATANET の整備が7 機関協力 で進められている（３３の実験施設から 得られた約 190 実験が登録）。 ・V&V データベースシステム A B A B A A B B A B A B 解析プラットフォー ・IAEA、NRC において知識管理システム ・シビアアクシデント時のプラント状態や ・M&S に関わる知識や技術の教育訓練 ・シビアアクシデント時のプラント挙動等 A ム、統計処理、プリ・ の導入が進められている。 挙動を理解するための教育訓練ツールの整 への活用 を可視化する等、シビアアクシデント用 インターフェース・ 備が進んでいない。 ・M&S に関わる知識や技術の蓄積・共 プラントシミュレータの整備 ポスト機能、バーチ 有 ・原子力ソフトウエア技術基盤としてのバ B ャルリアリティ、 ーチャルリアクタ。リファレンスコード、 V&V、標準化、認証な V&V データ、プラントデータなどを活用す ど る解析プラットフォームとデータベース で構成される。 B A B A B B A B A B 周辺技術 A ・モデルプラントデータ （注） 評価視点の指標について ①最新知見への対応 ＝ 福島事故を踏まえた対策における必要性が A:高／B:中／C:低／D:不要 ②従来技術の改良 ＝ 既存リソースの利用可能性が A:なし（新規）／B:改良困難／C:改良容易／D:そのまま利用可能 ③最新技術への対応 ＝ 安全基盤高度化における必要性が A:高／B:中／C:低／D:不要 ④ソフトウエア・セキュリティ ＝ これまで用いられてきた海外リソースの利用可能性が A:なくなるおそれがある／B:おそれがない ⑤人材育成と知識伝承 ＝ 技術基盤の維持・人材育成への貢献が A:高／B:中／D:低 ⑥緊急性 ＝ 開発対象が必要とされる時期が A:短期（5 年以内に開発完了）／B:中期（10 年以内に開発完了）／D:長期（将来的に開発着手） 113 環境影響評価システムはレベ ル 3 ツールとして需要。 知識基盤の観点から V&V デー タベースシステムの検討と合 わせて取り組む必要がある。 3. 開発・活用に関する検討 「国内のソフトウェア等の開発動向」で示したように、これまで JAEA（旧 JAERI を含む） で、数多くのソフトウェアが開発されてきたが、外部で実用に供されているものは非常に 少ない。一方、米国のソフトウェアは、保守・維持体制の充実により、多くがデファクト スタンダードの地位を占めている。さらに、米国のＮＥＡＭＳ／ＣＡＳＬ、欧州の ASTEC のように、より詳細なモデルによる進歩したソフトウェアの開発計画が立てられている。 加えて、中国・韓国といった原子力産業新興国でも、国を挙げての大規模なソフトウェア 開発プロジェクトが立ち上がっている。上記の事情を考えて、我が国の過去のソフトウェ ア開発及び活用体制の反省に立って、新たな体制の検討を行う。 まずここでは、具体的な体制案の提示に先立ち、ソフトウェア開発対象の選定、開発の実 施、維持・活用を行うための体制に求められる要件を整理する。 3.1 開発対象ソフトウェア等の選定体制に関する検討 開発対象とするソフトウェアの選定と優先度の決定は、時々の安全解析へのニーズに応 じて、持続的に行っていく必要がある。このために年に一度程度、上記の開発対象の見直 しを行えるような、常設の委員会を置くことが考えられる。欧州のシビアアクシデント研 究ネットワーク SARNET は、ステアリング委員会が PIRT などの客観的な方法で各機関から 提案される研究プログラムについて研究優先度付けを行うといった意思決定機関としての 役割を果たしており、モデリング・シミュレーション技術高度化におけるソフトウェア選 定体制の参考となる。 具体的には、図 3.1-1 に示すような、M&S 開発評価委員会（仮称）にて、既存関連事業 の評価と、新規関連事業の機能要求を定めて、事業実施者に示していく。M&S 開発評価委 員会（仮称）は、安全対策高度化事業の安全技術マップ、モデリング・シミュレーション 技術に関する最新動向などを参考として、ソフトウェア開発対象の優先順位付けを行うと ともに、開発機能要件、開発事業の評価等の役割を担うことが考えられる。 M&S 開発評価委員会の下には、必要に応じて部会あるいはワーキンググループを設けて、 開発対象ソフトウェアに関する専門的な視点から機能要件の検討と概念設計の評価や実施 を行うことが考えられる。 （部会の役割） ソフトウェア開発の事業実施者から機能要件や概念設計の案が出される場合には、部会 に関連分野の具体的な開発の知見を持つ専門家を集めて、その妥当性の評価を行う。 （ワーキンググループの役割） M&S 開発評価委員会から機能要件を提示する場合には、委員会の下に専門家と開発者候 補も含むワーキンググループを設けて、機能要件を作成する。 114 図 3.1-1 M&S 開発評価委員会による M&S 関連事業対象の評価 3.2 ソフトウェア等の開発体制の検討 3.2.1 開発体制の具体例 ソフトウェア開発体制を検討するに当たり、第２章での調査結果に基づき、既存のソフ トウェアで広いユーザを集めているソフトウェア（RELAP 及び SCALE） 、及び、欧米の新し いソフトウェア開発の取り組み（NEAMS 及び ASTEC）について、その開発体制を整理した。 (1) RELAP RELAP コードの開発経緯を表 3.2-1 に示す。源流である RELASPSE（REactor Leak And Power Safety Excursion )コードは 1966 年に米国アイダホ国立研究所（現在の INEL）で開発さ れ、それ以後、バージョンアップと改良を重ねて、現在では、RELAP5/Mod 4.0 として公開 されている。RELAP は小破断 LOCA の解析コードであるが、解析対象をシビアアクシデント にまで拡げたコードとして、SCDAP/RELAP5 あるいは RELAP5/SCDAPSIM が開発されている。 これらを含む RELAP とその派生コード（RELAP ファミリー）の現状を表 3.2-2 に示す。 当初、NRC からの資金で INEL で開発されていた RELAP であるが、1996 年に NRC からの資 金が途絶すると、INEL で開発を担当していた Dr. Chris Allison らがスピンアウトして ISS 社（Innovative Systems Software, L.L.C.）を設立し、ここが RELAP ユーザから資金を集 めることで、開発の継続と維持・活用を手掛けることになった。すなわち、国の資金で開 発したソフトウェアの知的財産権を民間会社に移して、民間資金での開発・維持・活用に 移行した例である。 115 ISS 社は RELAP/SCDAPSIM のユーザ会を組織して、この会費（年間 40,000 米ドル）を資 金として活動している。現在、27 カ国から約 50 組織が参加しており、RELAP/SCDAPSIM コ ードを供給する他に、年間 2～3 回の RELAP/SCDAPSIM セミナーを開催している。 表 3.2-1 RELAP コードの開発経緯 RELAPSE (REactor Leak And Power Safety Excursion )公開： 1966 年 RELAP2 公開： 1968 年 RELAP3 公開： 1971 年 RELAP4 公開： 1975 年 RELAP4/Mod 7 公開： 1981 年 RELAP5/Mod 1 公開： 1982 年 RELAP5/Mod 2 公開： 1986 年 RELAP5/Mod 3.0 公開： 1994 年 RELAP5/Mod 3.1 公開： 1995 年 RELAP5/Mod 3.2 公開： （定かではない） RELAP5/Mod 3.3 公開： 2001 年 RELAP5/Mod 4.0 (ISS)公開： ～2010 年 表 3.2-2 名前 RELAP ファミリーの現状 開発元 特徴 USNRC 1996年まで ISS 1996年以降 ・軽水炉、CANDU炉における設計基準 事故解析 ・流体及び構造物をモデル化 ・二相流に対しては、二流体、ドリフトフ ラックス、及び均質流モデル USNRC 1996年まで ・軽水炉、CANDU炉における設計基準 事故及び過酷事故解析 ・流体及び構造物をモデル化 ・二相流に対しては、二流体、ドリフトフ ラックス、及び均質流モデル RELAP/SCDAPSIM ISS 1996年以降 ・軽水炉、CANDU炉における設計基準 事故及び過酷事故解析 ・流体及び構造物をモデル化 ・二相流に対しては、二流体、ドリフトフ ラックス、及び均質流モデル RELAP-7 USDOE 2012年開始 内容不明 RELAP5 3D USDOE 2011年再開 内容不明 RELAP5 SCDAP/RELAP5 備考 2001年頃開発するも中断 (2) SCALE SCALE（Standardize Computer Analyses for Licensing Evaluation）は、米国 NRC のス ポンサーシップで DOE 傘下のオークリッジ国立研究所（ORNL）で開発されている、核燃料 施設の安全性評価コードシステムである。臨界安全解析、放射能インベントリ解析、使用 済み核燃料輸送容器等の遮蔽解析などに用いることができ、NRC で認証された標準コード 116 として、特に臨界解析や放射能インベントリ解析では米国における許認可解析のための唯 一の計算コードと位置付けられている。精度評価が為されて NRC に認められているため、 事業者にとっては、SCALE システムを用いて安全解析を行っていれば、ソフトウェアの検 証を自ら行わなくても、というメリットがある。また、解析のための入力データ作成の際 の間違いを極力防止するための非常に判り易いユーザインターフェースと、解析条件のト レーサビリティ確保を支援するような計算結果出力を用意している。 SCALE は ORNL の Reactor and Nuclear Systems Division（図 3.2-1）の５つのグループ から集めた専門家によるプロジェクトチーム（図 3.2-2）により開発（及び維持・管理） が為されている。これらのチームメンバーは、SCALE 以外の自らの専門に関連した研究開 発に従事する傍らで SCALE の開発にあたっているが、SCALE 開発に関するモチベーション は高い。それは、多くのユーザに用いられ、また積極的に改良されて研究レポートも出さ れている SCALE の開発陣に名を連ねることで、自らの名を連ねた論文・レポートの数が増 える、というメリットも一つの原因となっている。また、ORNL 内での SCALE 開発に対する 評価も高く、Reactor and Nuclear Systems Division の長となった Cecil Parks は、かつ ての SCALE プロジェクトチームリーダーを務めた功績を認められたものである。 図 3.2-1 ORNL の Reactor and Nuclear Systems Division の構成 117 図 3.2-2 SCALE 開発プロジェクトチーム (3) NEAMS 米国 DOE の原子力先進モデリング・シミュレーション（Nuclear Energy Advanced Modeling and Simulation: NEAMS）については、第２章で詳しく述べたが、そのモデリングおよびシ ミュレーション拠点(Hub)が、CASL という 2010 年に選定されたコンソーシアムである。 CASL は電力会社(TVA）、メーカー、研究機関などから成る産官学連携のコンソーシアムとなって いる。 CASL の特徴は、次のような機関から成るコンソーシアム形式であり、提案書を共同で作 成して DOE に提出し、122M$/5 年の資金を DOE から獲得して進めているところにある。 DOE の研究機関 ：オークリッジ、アイダホ、ロスアラモス、サンディア 大学 ：MIT、ノースカロライナ、ミシガン メーカー ：ウエスチングハウス 電力会社 ：テネシー川流域開発公社（TVA）、電力中央研究所（EPRI） 118 (4) ASTEC 欧州で開発されている ASTEC ( Accident SOURCE Term Evaluation Code )についても第 2 章で詳しく述べた。仏・独の規制機関の技術支援機関（TSO）である、IRSN と GRS が、1996 年から共同開発を進めているシビアアクシデント解析コードであり、シビアアクシデント の欧州研究ネットワークである SARNET が開発をけん引している。SARNET は欧州委員会 （European Commission）の大型研究助成プログラムであるフレームワークプログラム （FwP）の一つであり、第 6 次 FwP（2002～2006、予算約 3 兆円）、第 7 次 FwP（2007～2013、 予算約 7 兆円）において採用されている。SARNET の活動で得られた知識がモデルの形で ASTEC に提供され、IRSN と GRS による開発に活かされる。図 3.2-3 に示すように、SARNET で得られた知見は、ASTEC とともに ACT(Advanced Commnication Tool）の開発に活かされ ている。 すなわち、二つの機関による国際協力開発に、その他の多くの研究機関がデータを与え ている形となっている。 図 3.2-3 SARNET と ASTEC との関係 119 3.2.2 開発体制の案 (1) 開発体制のパターン分類 上記のソフトウェア開発体制の事例を参考として、ソフトウェアの開発体制の型として、 次の 8 パターンを考えた。各パターンについて、3.5 で述べるソフトウェア試作で得られ た視点：開発事業の管理、開発コスト、開発期間、成果の検証、成果の普及、人材育成・ 技術伝承、から得失を検討する。 ①研究機関内チームによる開発 （例： MCNP、SCALE、RELAP など） 国からの資金により一つの研究機関内の組織からプロジェクトチームを作り、企画・ 開発・検証・普及・維持管理の全てを担当する。 ②研究機関内での個人開発 （例：多くの研究機関製のコード） 研究機関の研究者がその研究の遂行のために、ほぼ独力に近い形でソフトウェア開発 を行う。 ③コンソーシアムによる開発 (例： CASL） 異なる業種の機関から成るコンソーシアムを形成し、コンソーシアム間の競争によっ て国から資金を獲得して開発を行う。コンソーシアム内の機関ごとに開発・検証・普及・ 保守などの役割を分担する。 ④中核となる開発機関と協力機関による開発（例：ASTEC） 中核となる開発機関（ASTEC の場合は GRS と IRSN）が開発を担当し、強力する機関が 精度評価・検証を担当する。 ⑤オープンネットワークによる共同開発 オペレーティングシステムの LINUX のように、ネットワーク上でオープンに協力し合 ってソフトウェアの開発を行っていく。 ⑥大学単独での開発 大学の研究室にて、実験によるデータ取得とソフトウェア開発を一貫して行う。 ⑦民間主導による開発 ソフトウェア開発を手掛ける民間企業が、大学や研究機関の協力を得つつ、公的研究 機関のリソースと民間実験請負業者を利用してデータを取得し、ソフトウェアの開発を 行う。 ⑧クラウドソーシング 近年注目されている事業の実施体制であり、不特定多数の人に小さな単位の作業を割 り振って、知的生産力やコンテンツなどを多数の人々から調達・集約し、事業成果を得 ることを目的としている。 (2) 開発体制の比較 上記の開発体制の得失を比較して、表 3.2-3 に示す。各視点ごとに、次の通りに評価し 120 た。 1) 開発事業の管理 開発事業の遂行において工程を管理し、成果の品質も管理していくためには、品質管理 体制が確立できる体制が望ましい。特に米国で原子力発電所の設計で求められる品質管理 標準である、米国機械学会の ASME/NQS-1 を満たすためには、専門の組織を設けるなどの 体制を要求される。 このような厳しい品質管理を想定すると、①研究機関内チーム、③コンソーシアム（参 加各企業、あるいは、主管企業で品質管理を実施）、⑦民間主導、のいずれかのパターン が望ましい。②個人開発では大規模な品質管理は難しく、⑤オープンネットワーク、⑧ク ラウドソーシングでは責任の所在があいまいとなる恐れがある。 2) 開発コスト コストパフォーマンスの点では、学生を労働力としてほぼ無償で利用できる、⑥大学単 独型が圧倒的に有利である。①チーム開発では、研究機関内に維持・管理も担えるチーム を残していくには人件費コストが重くなり、③コンソーシアムでは、参加企業の一般管理 費をそれぞれ拠出しなければならない。民間主導の場合も元請及び外注先の一般管理費や 利益分も負う必要がある。 3) 開発期間 ①チーム開発は、同一組織内でプロジェクトチームを作るため、意思決定も早く、工程 管理を適切に行えれば、効率的な開発が可能である。⑦民間主導も契約で決められた工期 内で、契約で定められた仕様を満たすものを開発する場合には確実性がある。⑧クラウド ソーシングが、多数の短い作業の結果を集約するために、短期間での開発が見込める。 4) 成果の検証 ①チーム開発や③コンソーシアムは、チーム内に開発したソフトウェアの検証を行うメ ンバーを入れたり、コンソーシアム内の組織に検証の役目を負わせることで、開発担当か ら独立した視点での検証が可能である。④機関協力も、検証を専らとする機関の協力を得 ることで、十分な検証が可能である。 5) 成果の普及 多くの関係機関が加わる③コンソーシアム、④機関協力、⑤オープンネットワークでは、 自ずからの成果に関する広い範囲での周知が期待できる。①チーム開発も、研究機関のア ウトリーチ担当部署による広報や、講習会の開催などを通して、成果の普及を図りやすい。 ⑦民間企業が主体の場合は、顧客との契約や企業自身の知財に関する守秘義務が、成果の 121 普及を阻む場合が考えられる。 6) 人材育成・技術伝承 ①チーム開発は、維持・管理のためにチームを持続的に稼働させることができれば、人 材育成・技術伝承に寄与することができる。⑥大学単独での開発は、学生が知識や技術を 身に付け、これを就職して組織が移った場合も活かすことができる、という点で人材育成 に寄与する体制である。 表 3.2-3 ソフトウェア開発体制の得失 122 3.3 ソフトウェア等の精度評価・検証に関するデータの現状調査と、評価・検証方法の検 討 3.3.1 ソフトウェア等の精度評価・検証に関するデータの現状調査 ソフトウェア等の精度評価・検証に関するデータの現状調査を実施した。調査の視点に ついては、以下の点に着目した調査を実施した。 ・ シビアアクシデントを含むデータを取得する実験について調査 ・ 開発項目として重要度の高い①熱流動、②核計算関係の実験データの状況を調査 ・ 原子力プラントの解析と実験との比較の際に重要となる総合効果試験、個別効果試験 の例を調査 具体的な調査対象は、以下のとおりである。 ・ OECD/NEA コード検証データのうち、総合効果試験、個別効果試験 ・ シビアアクシデント関係の実験データとして、過去に実施されたシビアアクシデント 関連の試験 ・ OECD/NEA によって集約された ISP（International Standard Problem：国際標準問題） ・ OECD/NEA Nuclear Science 関連ベンチマークとして炉物理、核燃料サイクルの物理と 化学、臨界安全、材料科学、放射線遮蔽プログラムに関連したベンチマーク実験及び データベース (1) OECD/NEA コード検証データ OECD/NEA のホームページから以下の二つの Code Validation 用のデータ（CSNI Code Validation Matrix）が得られる。 ・個別効果試験：CSNI Code Validation Matrix of Separate Effects Test Data http://www.oecd-nea.org/dbprog/ccvm/indexset.html ・総合効果試験：CSNI Code Validation Matrix of Thermo-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients http://www.oecd-nea.org/dbprog/ccvm/index.html CSNI Code Validation Matrix of Separate Effects Test Data は、以下の特徴を有する 熱流動システムコードの検証マトリクスである。 ・ 国際的に合意の得られた熱流動システムコード用の実験データセット ・ コードの妥当性確認、評価、改良のための公開のテストデータ ・ 個別現象のモデリングにおける不確かさの定量的な評価を含む 123 ・ 文章を含むドキュメントは DVD で提供される CSNI Code Validation Matrix of Separate Effects Test Data に含まれる実験の試 験施設名と試験内容を表 2.1-1 表 3.3-1 に示す。 また、CSNI Code Validation Matrix of Thermo-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients は、以下の特徴を有する冷却材喪失事故（LOCA)と過渡応答に関する検証マト リクスである。 ・ 通常状態ではない状況での原子炉システムの挙動を把握するために実施 ・ データは、BE 熱流動コードの妥当性検証に適したもの ・ 主に LOCA 時のデータを含む ・ Code Validation Matrix of Document OCDE/GD(97)12.に詳細情報が記載される CSNI Code Validation Matrix of Thermo-Hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients に含まれる実験の試験施設名と主な試験内容を表 3.3-2 に示す。 124 表 3.3-1 個別効果試験データ 表 3.3-2 総合効果試験データ (2) シビアアクシデント関連試験データ 原子力委員会にてまとめられた資料に基づいて、シビアアクシデント関連の試験データ について、対象事象、プロジェクト名、試験内容及び実施期間を表 3.3-3 に示す。シビア アクシデント事象は多くのプロセスからなるために事象は多岐に亘る。様々な事象を個別 に切り分け、各国で分担して実験を行うことによってより多くのデータを得ることが試み られている。 125 表 3.3-3 シビアアクシデント実験研究データ 出典：原子力委員会 原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第 3 回） （平成 23 年 10 月 25 日） 表 3.3-3 シビアアクシデント実験研究データ（続き） 出典：原子力委員会 原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第 3 回） （平成 23 年 10 月 25 日） 126 表 3.3-3 シビアアクシデント実験研究データ（続き） 出典：原子力委員会 原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第 3 回） （平成 23 年 10 月 25 日） 表 3.3-3 シビアアクシデント実験研究データ（続き） 出典：原子力委員会 原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第 3 回） （平成 23 年 10 月 25 日） 127 (3) OECD/NEA の国際標準問題(ISP) OECD/NEA の国際標準問題は、OECD/NEA の CSNI（Committee on the Safety of Nuclear Installations）がまとめている LOCA や LOFT などの軽水炉の安全性に係る問題を解析する ためのベンチマーク問題集である。注意深く仕様を定められた実験研究を用いて、ある与 えられた物理問題について、異なる BE（Best Estimate）解析コードによる予測または再 解析結果を比較するための例題が集められている。 1975 年から 1999 年までの 43 の国際標準問題については以下の文献にまとまった形で整 理されている。 NEA/CSNI/R(2005)5 CSNI International Standard Problems(ISP) Brief descriptions(1975-1999) この文献では、実験の目的、実験施設の概要、スケール情報、比較パラメータ、実験の 不確かさについて、ISP-43 までの情報が整理されている。 上記の文献の後も ISP 問題の作成は行われており、最新の問題は、2012 年 2 月に発行さ れた ISP-50（ATLAS Test, SB-DVI-09:50% (6-inch) Break of DVI line of the APR1400） である。これは 2007 年から、韓国の KINS (Korea Institute of Nuclear Safety), KNF (Korea Nuclear Fuel Co., Ltd.),KHNP (Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd.)などの規制機 関と事業者が協力して ATLAS (Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation)施設で行われた実験であり、韓国製 PWR の APR1400 について、低圧注入系であ る DVI(Direct Vessel Injection) ）配管 50%破断 LOCA 実験を行ったものである。 すべての国際標準問題の番号、種類、問題の名称と問題の概要の一覧をまとめたものを 表 3.3-4 に示す。 128 表 3.3-4 番号 ISP 問題の種類、名称とその概要 種類 テスト名／概要 Straight Pipe Depressurization Experiment (Edwards’ ISP 01 SET ISP 02 INT 標準問題 ISP 03 SET LOCA 解析コードの比較 Pipe) 2 (Semiscale Test 1011) UNITED STATES STANDARD PROBLEM 4 / INTERNATIONAL ISP 04 INT STANDARD PROBLEM 8 (Simulation of Semiscale MOD 1 Test S-02-6) UNITED STATES STANDARD PROBLEM 7 / INTERNATIONAL ISP 05 INT STANDARD PROBLEM 5 (Nonnuclear Isothermal LOFT Blowdown Test L1-4) 初期ブローダウン過程における水位の決定と個別効果 ISP 06 SET ISP 07 SET ISP 08 INT ISP 09 INT ISP 10 INT ISP 11 INT LOFT 試験 L3-6/L8-1 ISP 12 INT ROSA-III 5% 小 LOCA テスト, Run 912 ISP 13 INT LOFT Nuclear Experiment L2-5 試験 再冠水実験の解析 Semiscale MOD 1; Test S-06-03 (LOFT Counterpart Test) LOFT Nuclear Experiment L3-1 PWR システムに対するリフィル及び再冠水実験 (PKL) 特定のヒートアップと再冠水期間における燃料バンド ISP 14 SET ルの振る舞い (REBEKA-Experiment) - Results of Post-Test Analyses ISP 15 INT ISP 16 CON ISP 17 CON ISP 18 INT ISP 19 SET スウェーデンの BWR プラントに関する FIX-II 施設につ いての実験 HDR 格納容器内での蒸気ラインの破断 Marviken: 圧力抑制型格納容器におけるブローダウン 実験 No.18 LOBI-MOD 2 小破断 LOCA 実験 A2-81 大破断 LOCA 時の燃料バンドルの振る舞い実験 (PHEBUS 実験) 129 表 3.3-4 番号 ISP 問題の種類、名称とその概要 種類 （続き） テスト名／概要 ISP 20 INT ISP 21 INT ISP 22 INT ISP 23 CON HDR 格納容器における大直径管の破断 ISP 24 SET コアコンクリート反応実験 ISP 25 SET 畜圧器からの窒素注入を伴う再循環実験 ISP 26 INT ROSA-IV LSTF 5% コールドレグ小破断 LOCA 実験 ISP 27 INT IPS 28 SET PWR タイプの炉心損傷実験 ISP 29 CON HDR 格納容器のシビアアクシデント時の水素分布 ISP 30 SET BETA V5.1 溶融コンクリート相互作用実験 ISP 31 SET 燃料の過酷ダメージ実験 ISP 32 ベルギーの原子力プラント DOEL-2 の SGTR BWR の再循環ラインにおける小破断 LOCA PIPER-ONE テスト PO-SB-7 イタリアのプラントにおける給水停止実験 (SPES Test SP-FW-02) SURC-4 高圧注入系のないコールドレグ破断実験 ACHILLES BETHSY Experiment 9.1B; 2 PHEBUS-SFD B9+ CORA-13 キャンセル 自然循環による段階的冷却によるインベントリ除去実 ISP 33 INT ISP 34 SET FP 実験 IPS 35 CON VVER-type PWR の過酷燃料損傷実験 ISP 37 CON ISP 38 INT ISP 39 SET ISP 40 SET ISP 41 CON ISP 42 INT PANDA 実験 “TEPPS” ISP 43 SET 急速ボロン希釈実験 ISP 44 CON 軽水炉格納容器内の炉心溶融エアロゾルの挙動実験 験 PACTEL FALCON FAL-ISP-1 及び FAL-ISP-2 CORA-W2 吸湿性エアロゾル材料を備えたマルチ・コンパートメン ト・エアゾール消耗テスト VANAM M3 ミッドループ操作中の残留熱除去システムの喪失実験 BETHSY Experiment 6.9c 燃料と冷却材の相互作用とクエンチ実験 FARO Test L-14 エアロゾル沈着と再懸濁実験 STORM Test SR 11 シビアアクシデント条件下における格納容器内ヨウ素 ふるまい実験 130 Rapid Boron Dilution Test 表 3.3-4 番号 ISP 問題の種類、名称とその概要 種類 （続き） テスト名／概要 ISP 45 SET 再冠水時の炉心損傷事故（QUENCH-06） ISP 46 SET Phebus ISP 47 CON 格納容器の熱流動（TOSQAN、MISTRA、ThAI 試験） ISP 48 CON ISP 49 SET ISP 50 INT FPT1 炉心損傷とソースターム実験 1:4 スケールのプレストレスコンクリート格納容器に 対するシビアアクシデント条件下の解析 水素燃焼実験 APR1400 の DVI ラインの 50% (6-inch)破断実験 ATLAS Test, SB-DVI-09 (種類の略称） INT : Integral Coolant Systems Experiment CON : Integral Containment Experiment SET : Separate Effects Test SEISM : Seismic Test (4) OECD/NEA Nuclear Science 関連ベンチマーク OECD/NEA Nuclear Science は、炉物理、核燃料サイクルの物理と化学、臨界安全、材料 科学、放射線遮蔽といった、原子力・放射線全般の安全性の基礎となる分野をその範囲と している。これらに関連したベンチマーク実験データベースについて表 3.3-5 にまとめた。 131 表 3.3-5 OECD/NEA Nuclear Science 関連のベンチマーク実験データベースの概要 3.3.2 精度評価・検証方法の検討 精度評価・検証方法の検討として、国内外の V&V の現状を整理した。 (1) V&V の定義 V&V とは、Verification&Validation の意味であり、それぞれ「検証」と「妥当性確認」 として訳される。 ASME V&V10-2006 による V&V の定義は以下のとおりである。 Verification：計算が数学モデルを正しく表現しているかどうかを決める過程 Validation：使用に対して実世界の物理現象を正しく表現しているかどうかを決める過 程 Verification と Validation の実験と概念モデルに対する関係を示したものを図 3.3-1 に 示す。Verification は、計算結果と解析結果との対応付けを表すものであり、Validation は、計算モデルの計算結果と実験データとの対応付けを表すものである。 132 (http://www.aesj.or.jp/~thd/committee/TH-RM/SWG-H21-1/SWG21-1-11.pdf から引用) 図 3.3-1 Verification と Validation の位置づけ Verification＆Validation についてのより具体的な説明について述べるのであれば、越塚 らの文献（http://www.aesj.or.jp/~thd/committee/TH-RM/SWG-H21-1/SWG21-1-11.pdf）に は、以下の記載がある。 Verification ・ 数学モデル（支配方程式）を離散化して計算した結果が、定量的にどのくらい正しい かを評価する。 ・ 空間解像度の収束 時間解像度の収束 反復解放の収束 品質管理的なミス（入力ミス、コードのバグ） 解析解、信頼できる高精度の数値解等との定量的な比較 ・ Validation ・ 概念モデルが実現証に対して定量的にどのくらい正しいかを評価する。 実験との定量的な比較 複雑なシステムでは、階層構造で実施される。 単純な現象 Verification された計算に対して実施する。 ⇒ 複合した現象 133 (2) V&V に関する国内外の状況 V&V の国内における主な動きは、日本原子力学会及び日本計算工学会の活動で代表され る。日本原子力学会の活動は、標準委員会、基盤・応用専門部会、シミュレーションの信 頼性分科会及び計算科学技術部会において活動しているシミュレーションの信頼性ワーキ ンググループが挙げられる。日本計算工学会は、 「シミュレーションの品質・信頼性にかか わる調査・研究」研究分科会（HQC 研究分科会）で活動を実施している。また、ISO9001 では品質保証に関しての活動が実施されている。 V&V の国外における動きとしては、米国と英国が挙げられる。米国においては、二つの 種類はあり、ひとつは、ASME V&V として、米国機械学会により構造、流体分野等における V&V 手順のガイドが発行されている。ASME NQA-1 は、米国機械学会による品質保証の基準 である。また、英国の NAFEMS QSS は、英国における品質保証についてまとめられたもので ある。 (3) V&V の種類とその違い V&V には、二種類のものがあると言われている。 「品質 V&V」と言われるものと「モデル V&V」と言われるものである。以下に品質 V&V とモデル V&V の説明を行う。 品質 V&V は、品質マネジメントにおける V&V を示すものである。これは、工学シミュレ ーション業務が適切に遂行されているかという観点を有している。品質 V&V として位置付 けられるものとして、以下がある。 英国：NAFEMS QSS 米国：ASME NQA-1 日本：日本計算工学会「シミュレーションの品質・信頼性にかかわる調査・研究」研究分 科会（HQC 研究分科会） 日本：日本原子力技術協会 解析業務品質向上検討会 一方、モデル V&V は、モデリング＆シミュレーションにおける V&V を示すものである。 モデル V&V においては、品質 V&V は前提条件という位置づけとなる。つまり、モデル V&V は、シミュレーション業務が適切に遂行されているかどうかという観点に加えて、解析コ ードによってどこまで実現象を評価できるかという観点が加わる。モデル V&V として位置 付けられるものとして、以下がある。 海外：ASME V&V の技術基準 日本：日本原子力学会 標準委員会 基盤：応用専門部会 科会 134 シミュレーションの信頼性分 (4) 日本原子力学会の活動 V&V の活動を実施している学会の中で、日本原子力学会の活動を以下にまとめる。日本 原子力学会では、V&V に関連した活動として、計算科学技術部会及び標準委員会 基盤・ 応用技術専門部会がある。それぞれの活動の状況は以下のとおりである。 ・計算科学技術部会 計算結果評価法研究専門委員会（2002～2005） シミュレーションの信頼性ワーキンググループ（2010～2012）（図 3.3-2） ・標準委員会 基盤・応用技術専門部会 シミュレーションの信頼性検討タスク（2009～2010） 放出源の有効高さ計算実施基準 AESJ-SC-A004:2011 モデル V&V の考え方を全面的に取り入れたもの シミュレーションの信頼性分科会（2012～） 原子力分野における一般的なモデル V&V の標準を策定する予定 図 3.3-2 日本原子力学会 計算科学技術部会の WEB サイト 135 (5) 日本計算工学会の活動 日本計算工学会においては、V&V の活動について分科会を設置した上で実施している。 具体的には、以下に示す HQC 研究分科会を立ち上げている。 「シミュレーションの品質・信頼性にかかわる調査・研究」研究分科会（HQC 研究分科会） 主査：白鳥正樹（横国大） 副主査：越塚誠一（東大）、高野直樹（慶大） 幹事：吉田有一郎（東芝 IS）、中村仁（CTC）、堀田亮年（JNES） 専門委員：国機関、自動車、原子力、土木、鉄鋼、ソフトほか産業界、大学等所属の専門 家を選任 実施期間：2009 年 6 月～ WEB サイト：http://www.jsces.org/research/hqc/index.html 概要：計算力学、CAE に取り組む技術者・研究者の産業横断的な学会である日本計算工学 会に本研究分科会を設置し、本課題に対する国内外の動向を調査・分析すると共に、シミ ュレーションの品質・信頼性を確保するための方法論や技術を確立するための実務的な活 動を行う。 (6) ASME V&V ASME V&V は、米国機械学会標準委員会が定めるさまざまなレベルに対する V&V の標準であ る。現状 4 つのレベルの標準があり、それは、下記に示すとおりである。 ・ V&V 10 Verification and Validation in Computational Solid Mechanics ・ V&V 20 Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer ・ V&V 30 Verification and Validation in Computational Simulation of Nuclear System Thermal Fluids Behabior ・ V&V 40 Verification and Validation in Computational Modeling of Medical Devices V&V10 は、構造解析に対する標準である。V&V20 は、熱流動解析に対する標準である。V&V30 は原子力システム熱水力挙動解析に対する標準である。V&V40 は医療機器に対する計算モ デルの標準である。 (7) 原子力分野の実験 原子力プラントの挙動はその構造から非常に複雑なものとなるので、V&V における実験 はプラントシステム全体から個々の物理現象まで分類されたものとなる。これらの実験の 分類をまとめたものを表 3.3-6 に示す。小スケールの個別効果試験から大スケールの総合 効果試験に至るまで実験の範囲は広く分布する。 136 表 3.3-6 V&V で用いられる試験の分類とその概要 3.3.3 今後のコード開発に係る精度評価・検証についての課題 今後コード開発を行う場合の精度評価・検証方法について上記調査結果から以下のよう に考察される。 ・ コード開発を行うには適切に V&V を実施する必要がある ・ 一方で V&V の評価手法は発展途上の段階であり、学会等で議論が進んでいる最中であ る ・ 原子力発電プラントの評価はさまざまな物理挙動が集約されたものであり、個別効果 試験、総合効果試験を経た評価が必要である ・ 一部参考となる実験データは国際機関や各国の原子力機関等によって取りまとめられ ており、利用可能なものもある ・ 今後開発対象を具体化するにあたって、上記観点から実施すべきことは、以下のとお りまとることができる V&V 評価に必要となる実験データの有無の確認 実験データが存在しない場合あるいは取得困難な場合の実験の実施 既存の V&V 評価手法を可能な限り活用した上で、評価対象に対する適切な V&V 手 法の構築 （参考文献） 1) http://www.oecd-nea.org/dbprog/ccvm/indexset.html 2) http://www.oecd-nea.org/dbprog/ccvm/index.html 3) 原子力委員会 原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第 3 回）,2012 4)NEA/CSNI/R(2005)5 CSNI International Standard descriptions(1975-1999),2000 5) http://icsbep.inl.gov/ 6) http://irphep.inl.gov/ 7) http://www.oecd-nea.org/science/wprs/fuel/ifpelst.html 137 Problems(ISP) Brief 8) http://www.oecd-nea.org/science/wprs/shielding/sinbad/ 9) http://www.aesj.or.jp/~thd/committee/TH-RM/SWG-H21-1/SWG21-1-11.pdf 10) http://www.jsces.org/research/hqc/ 11) http://www.asme.org/kb/standards/certification---accreditation/productcertification/nqa-1-certification-program 12) http://www.nafems.org/publications/browse_buy/qa/qss001/ 13) 原子力施設における許認可申請等に係る解析業務の品質向上ガイドライン, 一般社団 法人 日本原子力技術協会, 2010, http://www.gengikyo.jp/archive/pdf/JANTI-GQA-01.pdf 14) http://csed.sakura.ne.jp/archives/category/6_sim_wg/6b_giji 15) http://cstools.asme.org/csconnect/CommitteePages.cfm?Committee=100003367 138 3.4 V&V を支援するシステムの検討 本事業では、原子力プラントの安全を支える技術基盤として、わが国独自のモデリング・ シミュレーション技術を開発し、それを継続的に活用していくための体制について検討を 行っている。本節では、コードの開発や V&V を支援するシステム（以下、V&V 支援システ ムと呼ぶ）を構築する観点から、V&V 支援システムの対象範囲を検討し、その概念設計を 行うにあたり今後明確化すべき要件と、その要件に沿った具体例について、検討を行った。 3.4.1 V&V 支援システム構築の目的 V&V 支援システムは、コード開発から V&V までの一連の情報の継続的な管理を支援する ためのシステムであり、多数の技術者が連携して国産コード開発プロジェクトを遂行し、 長期間にわたり技術・知識を維持・継承していくことを支援することを目的とする。 わが国の資産として開発したコードは、広くユーザに利用されるために、長期にわたっ て継続的に高度化及びメンテナンスが行なわれることが期待される。例えば設計時やプラ ントライフサイクル初期に活用されるコードは、プラントの供用期間を最大で 60 年とする と、約 60 年以上の間、コードの技術的根拠の追跡性を担保しつつ、代替のコードが開発さ れない限りは、最新知見を反映するよう、コードの高度化が求められることになる。この 期間中には、技術者の世代交代や新型プラントの開発・実用化による技術トレンドのシフ ト、計算能力の飛躍的向上や基本ソフトウェアの変更等、技術・知識の継承が課題となる 出来事が発生することが想定される。したがって、コード開発及び V&V においては、現在 の技術者が活用しやすいことは必須として、将来（例えば数十年後の）の技術者が過去の 経緯を理解し実際に活用しやすいように配慮して、情報の整理と継続的管理を行う必要が ある。これをシステム的側面から支援するのが V&V 支援システムである。 3.4.2 V&V 支援システムの対象範囲 V&V 支援システムの要件等を検討するための前提として、V&V 支援システムの対象範囲を コード開発と V&V の支援に係る範囲と定義した。 コードを開発・活用する一連の流れは、コード開発、V&V、公開版リリース、ユーザとの コミュニケーション（不具合報告や質問の受付等）の 4 つの段階に分けることができる。 さらに、これら 4 つの段階は、前半のコード開発と V&V の段階と、後半の公開版リリース とユーザとのコミュニケーションに大別することができる。 前半のコード開発と V&V は、技術者間の連携作業と密接に関連した段階であり、連携作 業の効率性・追跡性・透明性を考慮したシステム機能が求められる。また、長期間の取り 組みの中では、技術者やコード開発を支援する組織（事務局）の連携体制に変化が生じる 可能性があるため、コード開発と V&V に係るシステムの仕組みと運用方法には柔軟性を持 たせておくことが望ましい。さらに、開発したコードのみならず、コード開発・V&V を通 して得られた知見・ノウハウ、関連する技術情報は、わが国の技術の粋を結集した資産で 139 あり、非公開とする情報については、資産保護と悪用防止のため確実にセキュリティを確 保する必要がある。 後半の公開版リリースとユーザとのコミュニケーションは、ユーザとのインターフェー スに関連した段階であり、求められるシステム機能は限定的である。また、ユーザへの情 報公開の範囲は、コードの普及の程度、ユーザのニーズ、規制要件、時代的・社会的な背 景等の様々な要因によって変化することが想定される。コード利用や情報閲覧の課金方針 （課金しない場合を含む）によって、ユーザごとに異なる公開範囲を設定する可能性もあ る。さらに、ユーザとのコミュニケーションのあり方も、IT 技術の進歩や時代的・社会的 な背景に依存して大きく変化する可能性がある。 このように、前半と後半の段階では、システムの利用目的、必要とされるシステム機能、 コンテンツ、将来的な変化に係る特性が異なる。また、長期にわたりコード開発・利用促 進の取り組みを継続・発展していく上では、常にその時代に合った最新の IT ツール、手法、 仕組みの導入を検討することが求められるため、前半と後半の整合性に配慮しつつ、前半 と後半でシステムを切り離しておいた方がそれぞれシステムの改良や運用の変更を行いや すいと考えられる。 以上の検討から、前半のコード開発と V&V の段階は V&V 支援システムで支援し、後半の 公開版リリースとユーザとのコミュニケーションの段階は専用のウェブサイト等で支援す ることが望ましいと考える。より具体的には、図 3.4-1 のように、V&V 支援システムは技 術者が連携してコード開発や V&V を行うための非公開システムとし、一般公開用に抽出・ 整理した解析コード、検証データ、マニュアル等を公開用ウェブサイト上に掲載するとい う関係である。ユーザは公開用ウェブサイト上から必要な情報をダウンロードし、公開用 ウェブサイトを介して不具合報告、質問、ニーズ等をフィードバックすることができる。 3.4.3 項以降では、V&V 支援システムの対象範囲を図 3.4-1 のように定義した上で検討 を行った。 公開用の情報を 抽出・整理 V&V支援システム （非公開） コード開発 V&V 関係者 図 3.4-1 ユーザーからの フィードバック 公開用ウェブサイト （公開） フィードバック コードの利用 ユーザー V&V 支援システムと公開用ウェブサイトの関係図 140 3.4.3 V&V 支援システムに対する基本ニーズ V&V 支援システムに対するニーズは、本来は想定ユーザにヒアリングして整理すべき事 項である。しかしながら、本年度はまだ開発体制も検討中の段階であることから、ここで は 3.4.1 項及び 3.4.2 項の検討に基づき、V&V 支援システムが満たすべき基本ニーズとし て以下の 5 つを導出した。 ① ソースコードや検証データ等の技術資料を体系的に整理し、一元管理すること。 ② 開発・改良中のソースコードのバージョンを管理することで、開発・改良の履歴の トレーサビリティを確保すること。 ③ ソースコードの各バージョンと検証データを紐づけて管理することで、解析コード の信頼性向上に資すること。 ④ ソースコードの各バージョンと、そこに実装されている方程式やアルゴリズム等の 技術情報を紐付けて管理することで、解析コードの技術的根拠を明確化すること。 ⑤ 開発・改良に係る知識やノウハウを関係者間で共有すること。 3.4.4 概念設計にあたり明確化すべき事項 V&V 支援システムの概念設計にあたり、事前に明確化すべき前提条件の整理を行った。 以下では、コードのユーザと区別するために、V&V 支援システムのユーザを「利用者」と 呼ぶ。 (1) 利用者と役割分担 V&V 支援システムの利用者とその役割分担については、ステークホルダー間の調整を行 う体制（以下、「体制」 ） 、関係者の集団単位、役割分担等の検討が必要である。 体制については、コード開発と V&V を遂行できる技術力・知見を有する関係者の参加が 必須になる。体制に加わるステークホルダーが誰（どのような組織）かを検討するととも に、異分野の研究者や利害関係のあるステークホルダーが連携する場合に、どのような体 制で、あるいは、誰と誰がどのような方法で進捗確認、課題共有、議論等のコミュニケー ションをとると、意識疎通が正確かつ効率的かを検討する必要がある。 集団単位については、役割分担と併せて検討し、コード開発・V&V を遂行するにあたっ て効率的かつ連携しやすい集団の単位（以下、チームと呼ぶ）を設定することが重要にな る。例えば、組織ごとに 1 つのチームを作るのか、役割分担ごとにチームを分けて複数の 組織に所属するメンバーから 1 つのチームを構成するのか、同一組織に役割分担の異なる 複数のチームを作るのか等の視点が挙げられる。 役割分担については、チームごとに独立・並行して検討を進め、かつ、チーム間で効率 的に連携できるような役割分担を明確にすることが重要である。また、開発・V&V の取り 組みが長期にわたることも視野に入れ、後継者・後継チームへの知識・技術継承のしやす さを考慮して役割の線引きや粒度の設定を行うことが重要である。 141 (2) 利用・運用方法 V&V 支援システムの利用・運用方法については、長期的に運用可能であること、関係者 間の連携を促進できること、利用者の IT スキルに適していること、利用者の手間が少なく ストレスなく運用可能であること等の条件を整理し、それを満たす方法を検討する必要が ある。また、関係者が各組織内で利用している既存のシステムや体制があるか、ある場合 にはそれと V&V 支援システムを連携させるのか、既存のシステム・体制によって何らかの 制約が生じるのかといった検討も必要になる。 また、登録データの検討とも関連するが、各チーム内での作業データの管理にも V&V 支 援システムを利用するのか、それとも他チームとの共有用や保存用に整理したデータのみ を V&V 支援システム上で管理するのか等の検討も必要である。V&V 支援システム上で管理 するデータの範囲によって、利用目的ごとの利用頻度が大きく変化することが想定される。 (3) 登録データ V&V 支援システムには、V&V に用いられるデータの登録が可能となっていることが必要で ある。登録されるデータについては、データの種類（コンテンツ）や想定されるファイル 形式等を明確化にしておく必要がある。データの種類については、開発、Verification、 Validation、実験において、それぞれ作業にどのような情報が必要で、作業の結果どのよ うな情報が生み出されてくるのかを整理する必要がある。データの品質に係る情報も必要 である。また、連携のために他の関係者と共有すべき情報の範囲や、次世代のために継承 すべき知識・技術の範囲を検討する必要がある。 (4) V&V 支援システム上でのデータ体系化 V&V 支援システム上でのデータ体系化については、登録される全てのデータについて、 データ単体の管理方法、データ間の紐付け方法、データの更新履歴の管理方法、データの 品質管理等を検討する必要がある。その際、V&V 支援システムの運用途中でデータ体系の 変更が極力生じないように、登録データの何らかの変化に対しても対応可能な柔軟性のあ るデータ体系化を検討する必要がある。 V&V からのフィードバックを受けながらコードを開発・改良していく場合、理論的手法 やアルゴリズムの試行錯誤、特定の現象を模擬するための研究開発的・限定的な機能追加 等により、コードに様々な派生バージョンが生じることも想定される。その際、如何に見 通しよく確実にコードのバージョンを管理するのか、どのようにコードの各バージョンと 検証データを紐づけるのか等の検討が重要になる。また、本来不必要な派生バージョンを 増やさないようにするためコード設計段階でコード仕様を工夫しておくことや、V&V の対 象とするバージョン数を合理的に低減するためにデータ体系化を工夫することも重要であ る。 142 3.4.5 具体案の検討 3.4.4 項で整理した事前に明確化すべき前提条件を踏まえ、V&V 支援システムのあり方の 具体案の検討を行った。以下に V&V 支援システムの 1 つのあり方としての具体案を示す。 (1) 利用者と役割分担 1 つの組織の中に異なる専門性をもつ技術者（例えば、コード開発者と実験の技術者） が所属している場合も少なくないと想定されるため、組織ごとではなく役割分担ごとにチ ームを編成する。チームは、役割に応じて事務局チーム、開発チーム、Verification チー ム、Validation チーム、実験チームの 5 つに分類される。 事務局チームは、事業全体や V&V 計画の進捗取り纏め、V&V 支援システム上でのデータ の体系的管理を行う。また、様々な専門性をもった技術者間がスムーズに連携できるよう 調整を行う。 開発チームは、ソースコードをユニット単位で開発する。最小限の検証セットを用いて ユニットテストまたは結合テストを行い、テストに合格したバージョンのみを V&V 支援シ ステムに登録する。ここで、最低限の検証セットとは、最も単純な解析モデルで理論解と 数値解を比較するためのスクリプト等のことである。詳細な Verification は Verification チームが行うが、事前のテストによって開発チーム内で不具合や理論解との明らかな不整 合を見つけやすくすることで、ソースコードが Verification チームに回った後の余分な作 業手戻りやバージョンの複雑な枝分かれを低減することが狙いである。また、解析コード の品質向上のために、複数の開発チームを横断する形でソースコードの体系的レビュー（コ ードレビュー）を実施する担当者（コードレビューワー）を置く。 Verification チームは、理論解が得られる例題と解析モデルを整備し、理論解と数値解 を比較することで解析コードの精度を検証する。精度が低い場合には、単純なミスによる 不具合であれ、理論的手法やアルゴリズムの問題であれ、その原因をある程度まで追究し 開発チームにフィードバックする。開発チームと Verification チームの負荷バランスにも 依るが、開発チームが新しく組み込む部分の開発スピードを維持したまま、既に実装した 部分の問題点の検討を行って改良を行うことは大きな労力がかかると想定されるため、 Verification チームは開発スピードを損なわないようにできるだけ具体的な改善点をフ ィードバックする。したがって、Verification チームには、開発チームと同様に、実装さ れている理論的手法を理解し、その代替案を検討できる能力が求められる。 Validation チームは、適切な例題と解析モデルを整備し、数値解と実験データを比較す ることで解析コードの妥当性確認を行う。精度が低い場合には、Verification チームと同 様に、その原因をある程度まで追究して開発チームにフィードバックする。Validation チ ームは、実験データと数値解の算出根拠を把握した上で精度の原因検討を行う必要がある ため、実験手法や解析コードに実装されている理論的手法を理解する能力が求められる。 143 また、理論解を近似的に算出しやすい実験モデルや数値解と比較するのに適した実験モデ ルのアイデアを出し、実験チームに提案する。 実験チームは、V&V に資する実験を設計し、実験データを取得する。取得する実験デー タは、V&V の際にパラメータとして使われる物性値や、シミュレーション結果と比較可能 な物理量などが想定される。 以上のように、役割分担の分類に応じて 5 種類のチームを挙げたが、技術的内容や作業 量に応じて役割分担を適宜細分化して、細分化された役割分担ごとにチームを編成する。 すなわち、例えば、事務局は 1 チーム、開発チームはユニットごとに計 4 チーム、 Verification チームは検証問題のグループごとに計 2 チーム、Varidation チームは検証問 題ごとに計 5 チーム、実験チームは実験手法ごとに計 3 チームといった具合にチームを構 成する。 (2) 利用・運用方法 コード開発・V&V には多様な専門性をもつ多数の関係者が関与することが想定され、ま た、各チームのアウトプットには様々な種類、経緯、状況、品質のものが混在することが 想定される。一方で、V&V 支援システムが長期間（数十年オーダー）価値の高い基盤とし て利用されるためには、常に情報を体系的に見通しよく整理しておく必要がある。 そこで、図 3.4-2 のように、V&V 支援システムにデータを直接アップロードし、V&V 支援 システム上でデータを編集・管理するのは事務局チームのみとし、その他のチームは事務 局チームにアップロード用のデータを提供し、事務局チームによってアップロードされた データを閲覧・ダウンロードするものとする。アップロードされるデータは次節で後述す るが、各チームは V&V 支援システムにアクセスすることで最新情報のフィードバックを受 けることができる。例えば、開発チームには、不具合報告、V&V の検証結果、機能追加の 要望等がフィードバックされ、Verification チームと Validation チームには最新の解析 コードとマニュアルがフィードバックされ、実験チームには実験データ取得の要望がフィ ードバックされる。 144 V&V支援システム 最新情報のフィードバック 開発・改良データ ・定式化 ・ソースコード ・マニュアル 等 Verificationデータ ・解析モデル ・入力データ ・検証結果 等 Validationデータ ・解析モデル ・入力データ ・検証結果 等 実験データ ・実験方法 ・実験結果 等 データを体系的に整理して登録 事務局チーム データ提供 開発チーム 不具合報告、 検証結果、 機能追加の要望 図 3.4-2 データ提供 Verification チーム データ提供 Validation チーム 最新のコード・ マニュアル データ提供 実験チーム 最新のコード・ マニュアル 実験データ取得 の要望 V&V 支援システムの利用・運用方法の例 (3) 登録データ データの体系的管理と品質保証のため、各チーム内での作業ファイルは V&V 支援システ ム上には登録しないこととし、他チームとの連携上共有すべきデータや後々まで保管して おくべきデータのみを V&V 支援システム上に登録する。これは、チームによって作業デー タの適切かつ利便性の高い管理方法が異なることが想定されるため、チームごとにそれぞ れ適したデータ管理を行えるようにすることで運用の柔軟性を持たせる意図もある。 具体的には、例えば開発中のソースコードであれば、正常動作しないことが明らかなバ ージョンは V&V 支援システムに登録せず、ユニットテストに合格したバージョンのみを登 録する。日常の作業におけるソースコードの管理では、各組織内のバージョン管理システ ムを利用し、小まめにバックアップや編集履歴を残す。 また、品質管理活動に関する記載も重要である。新しい科学的・技術的な知見によって、 開発当時に用いたデータについて、当初の想定よりも誤差が大きかったり、系統的な誤差 の存在が知られたりする可能性がある。このようなことを念頭に、どのような品質管理活 動の下でデータ獲得が行われたのかを記録しておくことは、重要である。 各チームのアウトプットとして登録するデータ（コンテンツ）として、具体的には例え ば以下のものが挙げられる。データ形式は、テキスト、Word、Excel、PPT、画像、動画、 zip 等が想定される。 開発・改良データ コード設計書、定式化・アルゴリズムの説明資料 145 ソースコード、バージョン情報、テスト結果、マニュアル 品質管理活動に関する記載 未解決のタスク （追加予定機能、不具合報告） Verification データ 例題と理論式の説明資料、解析モデル（メッシュデータ等） 検証方法の説明資料（検証に使用したソースコード・例題・解析モデルのバー ジョン情報を含む）、入力ファイル、検証結果 Validation データ 例題の説明資料、解析モデル（メッシュデータ等） 検証方法の説明資料（検証に使用したソースコード・例題・解析モデル・実験 データのバージョン情報を含む）、入力ファイル、検証結果 品質管理活動に関する記載 実験データ 実験計画書 実験方法の説明資料、実験結果 品質管理活動に関する記載 (4) V&V 支援システム上でのデータ体系化 V&V 支援システム上でのデータ体系化では、ソースコードのバージョンの管理方法とソ ースコードの各バージョンと V&V データの紐付け方が大きな課題である。 ソースコードのバージョン管理では、V&V 支援システム開発費用及びバージョン管理機 能の性能の観点で、既存のバージョン管理システム（フリーソフトウェアでは CVS、Git、 Subversion 等がある）を利用することが望ましいと考える。一般的なバージョン管理シス テムでは、各バージョンのコメント付記、過去のバージョンの一覧の表示、任意のバージ ョンのダウンロード、バージョン間の差分データの表示、何本にも枝分かれしたバージョ ンの管理、ソースコードのマージ等が可能である。 バージョン管理システムには、ソースコードだけでなく、Word や画像等の任意の形式の ファイルを登録することも可能である（ただし、非テキストデータは差分データの表示は できない）ため、ソースコードも V&V データも全てバージョン管理システムを使って管理 するという方法もあり得る。しかし、バージョン管理システムでは 1 度に登録したデータ が 1 つのバージョンとして扱われるため、開発チームが解析コードを V&V 支援システム上 に登録した後で、Verification チームあるいは Validation チームが V&V データを V&V 支 援システム上に登録するという段取り上、必ずソースコードのバージョンと V&V データの バージョンがずれてしまうという問題が生じる。したがって、バージョン管理システムを 利用する対象は、ソースコードのみとし、V&V データは別の管理をした方がバージョンの 混乱が少なく望ましいと考える。 146 ソースコードのバージョン管理では、ユニット単位で開発が進められることを想定し、 ユニットごとのリポジトリと統合リポジトリを作成する。ブランチの枝分かれも可能だが、 基本的にはバージョンの複雑化を避けるため、1 本のブランチが伸びていくだけで済むよ うにソースコードの設計仕様を検討すべきである。例えば、V&V によるフィードバックを 受けて精度改善のために異なる理論的手法の実装を試みるような場合が想定されるが、理 論的手法ごとにサブバージョンが作られると、バージョンが枝分かれしたり、理論的手法 の試行錯誤の形跡がバージョンに反映されて、バージョンの枝分かれが非常に複雑になっ たりする可能性がある。そこで、ソースコードは各ユニット内でのモジュール単位での開 発を基本とし、理論的手法別にサブバージョンを作るのではなくて、入力設定ファイル内 で使用するソルバやアルゴリズムを指定するだけで、（ソースコード内で if 文や switch 文で）理論的手法が切り替わるようにする等、コード設計上の配慮が必要となる。 V&V 支援システム上での全データの体系化については、例えば図 3.4-3 のようなフォル ダ構成が考えられる。解析コードはユニットごとの開発を基本とするため、ユニットごと に分けてソースコード、Verification データ、Validation データを管理する。また、 Verification 及び Validation では、それぞれユニットやソースコードのバージョンに依 らず共通の解析モデルや実験データ等を参照・利用することも想定されるため、 Verification 用解析モデル、Validation 用解析モデル、実験データは各ユニットには属さ ない別のフォルダとして管理する。Verification、Varidation の結果には検証に使用した ソースコード、例題、解析モデル、実験データ等のそのもののデータを添付するのではな く、データの重複登録を避けるため、検証方法の説明資料に使用したバージョン等の情報 のみを記載することとする。ソースコードのどのバージョンがどの例題で検証されたかを 整理するために、例えば Verification、Validation それぞれで図 3.4-4 のような表を作 成する。 147 ソースコード ユニット１ Verificationデータ Validationデータ ソースコード ユニット２ Verificationデータ Validationデータ 解析コードA 統合 （ユニット１＆２） ソースコード Verificationデータ Validationデータ Verification用 解析モデル Validation用 解析モデル 実験データ 図 3.4-3 データ体系化のフォルダ構成例 検証問題1 検証問題2 検証問題3 コード Ver.1 コード Ver.2 コード Ver.3 コード Ver.4 図 3.4-4 コードと V&V データの対応付けの例 3.4.6 今後の課題 本年度は、コードの開発や V&V を支援するシステム（以下、V&V 支援システムと呼ぶ） を構築する観点から、V&V 支援システムの対象範囲を検討し、その概念設計を行うにあた り今後明確化すべき要件及びその具体案の検討を行った。特に具体案についてはあくまで も試行的なものであり、実際の具体化に当たっては、コードの開発・管理体制、V&V につ いての国際的な要件、利用形態の明確化などを考慮し、ユーザのニーズに合わせることが 必要である。そのような観点から、コード開発体制の具体化に合わせ、本システムについ ても、その一部として組み込まれるよう、具体化を図ることが重要である。 148 3.5 ソフトウェア等の維持・活用に関する検討 3.5.1 維持・活用体制に関する検討の視点 2.2.5 節で述べたように、わが国では研究機関で開発されたソフトウェアに対して、 利用されているものの数が非常に少ない。この原因として、維持・活用のための体制の欠 如がある。ソフトウェア開発体制を検討する際には、その後の維持・活用体制も合わせて 検討するべきである。 ソフトウェアの開発・維持・活用体制を考える際に、次の点を考慮する必要がある。 ①開発者のモチベーションの維持 研究所が開発機関の場合は、論文として成果が出にくい維持・活用のための活動にイン センティブを与えにくい。開発者のモチベーションを維持する方策が必要となる。同時に、 組織内外でのソフトウェア開発という仕事へのリスペクトを高める必要がある。 ②継続した雇用の問題 ソフト開発のためには若い力が必要であり、ポスドクなどの非正規雇用者が多く参加す る。これらの開発者のキャリアパスを保証しながら、維持・活用に有効に活かしていく方 策が必要となる。 ③維持・活用のための資金 国の予算で長期間の維持・活用のための費用を賄うことは難しい。ユーザが適切と考 える費用を負担しつつ、維持・活用を行っていくのが望ましい。そのためには、ユーザが 出費に見合う利便（許認可プロセスの簡略化、解析の省力化、など）を得られる必要があ る。 3.5.2 維持・活用体制の提案 前節で述べた３つの視点から、ここで示した課題を解決できる可能性のある維持・活用 体制として、次の二つを考えた。 （案１） 研究機関からのスピンアウト （RELAP の例） 図 3.5-1 に示すように、国による開発の完了後、開発者が起業して維持・活用のための 企業を作り、同じく開発に関わった同僚とともに、ユーザーサービスを有償で行っていく モデルである。 149 図 3.5-1 研究機関からのスピンアウトによるソフトウェア維持・活用体制 （案２）維持・活用機関の雇用者と研究機関との協力による開発と維持・活用 開発者が起業を行うのではなく、維持・活用を行う予定の機関（財団法人など）が開発 者を雇用して研究機関に協力し、開発後は維持・活用機関に戻って維持・活用にあたるモ デルである。ソフトウェア開発に関わる人材を安定して雇用することにより、技術継承を 図ることができる。 図 3.5-2 維持・活用機関の雇用者と研究機関との協力による開発と維持・活用体制 いずれの体制でも、維持・活用に要する資金は、主にユーザ（ただし、規制側を含む国 もユーザに加わる）からの資金で運営されるため、ユーザが資金を提供する動機となるよ うなソフトウェア及び維持・管理体制であることが必要である。 このためには、SCALE のような規制側による認証や、Ｖ＆Ｖの実施とその説明などが求 められる。 150 3.6 コード試作による検討結果の検証 3.6.1 コード試作の目的 モデリング・シミュレーションソフトウェア開発を行うための体制として考えられる体 制のうち、次の二つの体制について、実際に、ソフトウェアの開発に必要なデータ取得と ソフトウェアの試作を実施し、それぞれの体制によるソフトウェア開発の得失を評価する。 体制１ 大学単独型：大学単独にてデータ取得からソフトウェア開発までを行う場合 開発テーマ：サプレッションチャンバー温度成層化現象評価コードの開発 開発体制 ：東京大学 体制２ 民間主体型:ソフトウェア開発を手掛ける民間企業が、大学や研究機関の協力を得 つつ、公的研究機関のリソースと民間実験請負業者を利用してデータを取得し、 ソフトウェアの開発を行う場合 開発テーマ：使用済み燃料プールの冷却・給水機能評価コードの開発 開発体制 ：三菱総合研究所 － JAEA、東京大学、 （株）化研 3.6.2 サプレッションチャンバー温度成層化現象評価コードの開発 (1) ソフトウェア開発の目的 福島第一原子力発電所事故の際、サプレッションチャンバー内の温度成層化に関してそ の物理的挙動が明確になっていなかった。上記課題に対して、実験とそれに対応するシミ ュレーションを実施することで、CFD コードを原子力安全に利用しようとする試みの一つ として位置付けた。そのために、精度保証された検証用実験データを取得し、 シミュレー ションコードの高度化を図り、機能要件を検討することを目的とした。コード開発に関し ては、その試作としての位置づけであることと、短期間でコード開発の課題やそれに対す る検討を実施するために、商用コードをベースコードとして利用した。具体的なコード開 発は、サプレッションチャンバーの挙動把握のために特別に必要となるモデルを商用コー ドに組み込むことによって評価を行った。 (2) 開発するソフトウェアの概要 開発するソフトウェアの概要を以下のとおりまとめる。 ・ ベースとして利用したソフトウエア ANSYS CFX ver.12.0 ・ 以下のモデルを試作し、コードに組み込んだ。 ・ 凝縮ノズルモデル 凝縮ノズルにおける凝縮現象において、単純なエネルギーバランスだけを考慮し、 その潜熱のみを入熱として与えた。実際には、熱エネルギーだけではなく、運動エネ 151 ルギーも付与する必要があるが第一次近似として本手法を利用した。 ・ 運動量無視モデル 凝縮に伴い、局所的に流体は激しく振動するが、系全体を考慮すると、その運動量 は十分に小さい。また、浮力による位置エネルギーの減少が十分に大きい場合は、凝 縮に伴う運動量を無視することが可能となる。 (3) ソフトウェア開発体制 図 3.6-1 に示すとおり「大学単独型」 （大学単独にてデータ取得からソフトウェア開 発までを行う場合）にて実施した。 図 3.6-1 「サプレッションチャンバー温度成層化現象評価コードの開発」の体制 (4) 開発の手順 「サプレッションチャンバー温度成層化現象評価コードの開発」の手順を図 3.6-2 に示す。 開発の手順の具体的なフローは下記のとおりである。 ・ まず、実験結果及びシミュレーション結果からその違いの原因となる物理的要因を検 討する。 ・ 検討結果に基づき試作するモデルの検討を行う。 ・ モデルの検討結果に基づき、具体的なモデルの試作を行う。 ・ 試作したモデルを熱流動解析コードへの組み込みを行う。 ・ 組み込んだモデルを利用して解析を実施する。 ・ 組み込んだモデルを利用した解析結果を評価し、組み込んだモデルの妥当性の検証を 152 行う。 図 3.6-2 「サプレッションチャンバー温度成層化現象評価コードの開発」の手順 (5) データ取得実験の概要 サプレッションチャンバー温度成層化を模擬するために 1/20 スケールの実験装置を作 成した。作成した実験装置概要は、1/20 スケールのサプレッションチャンバーにボイラを 結合したうえで、各種計測装置を計測用 PC で結んだものから構成される。実験装置の概要 を図 3.6-3 に示す。蒸気流入の条件は、3 種類の凝縮ノズルを用いてトーラスに蒸気を供 給することとした。本来は、原子力発電所と同様の高温状態で試験を実施すべきであるが、 高温高圧条件を模擬することは非常に危険な作業を伴うため、凝縮を模擬するために大気 圧条件ならびに逆に圧力を低下させた減圧条件下による実験を行った。減圧条件により、 サブクール度が下がり、凝縮がしにくくなることになる。大気圧条件および減圧条件下で の蒸気流量の違いによる温度成層化のデータを取得した。大気圧時及び減圧時における温 度変化を図 3.6-4 に示す。実験装置ならびに実験結果の詳細については、付録 7 にまとめ る。 153 図 3.6-3 「サプレッションチャンバー温度成層化現象評価コードの開発」におけるデー タ取得のための実験装置 70 60 TT1-010 TT1-050 TT1-100 TT1-150 TT1-200 TT1-300 温度 [℃] 50 40 30 20 10 0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 時間 [s] （大気圧時） （減圧時） 図 3.6-4 大気圧時及び減圧時の熱電対位置ごとの温度 (6) 開発体制に関する検討 開発体制に関する検討においては、開発体制のメリット並びに開発体制の課題について 以下のとおりまとめる。 (a) 開発体制のメリット 大学の人材・知識・設備を活かして、専門性の高い研究を短期間で実施することが できた。 大学機関における実験設備構築及び熱流動シミュレーションを実施することによ 154 って、非常に安価なコストで目標を実現できた。 （メーカーに発注すると 10 倍はコ ストが多くかかるという話を聞いている。） 汎用シミュレーションコードにサプレッションチャンバーの凝縮部のモデルを加 えることで、試作コードの構築作業が効率的に実施できた。⇒既存コードと新たな コード構築部のすみわけが必要。 大学の学生にシミュレーションを担当してもらうことで原子力人材育成に効果が 期待できる。 (b) 開発体制の課題 学生を主とした開発では、QMS に則った品質管理の実施が難しい場合がある。 155 3.6.3 使用済み燃料プールの冷却・給水機能評価コードの開発 (1) ソフトウェア開発の目的 使用済み燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）の冷却・給水機能喪失時において、ジルコニウム－ 水蒸気反応による水素生成・被覆管損傷（約 900℃～）に至る前に、放射線照射と沸騰水・ 水蒸気との相乗作用による水素生成の恐れがある。 これは、次の二つの放射線照射水素生成事象による。（次頁参照） ① 沸騰水からの水素生成 放射線照射下で、静水では水素発生が見られなくとも、沸騰水では水素の再結合が 阻まれて、水素生成が見られることが知られている。 ② 被覆管表面からの水素生成 被覆管表面を水蒸気が流れている場合、ガンマ線照射により被覆管中で生じた電 子が減速されて低温プラズマ状態を構成し、水蒸気の低温プラズマによる電離・励 起を生じる（PDE 効果） 。これに被覆管中での水素や酸素などの吸着・脱着反応の影 響（DAR 効果）が加わり、静水の状態よりも多量の水素が発生する。 上記の二つの事象による水素生成量を定量的に評価する解析コードを開発する。 (2) 開発するソフトウェアの概要と開発の手順 図 3.6-5 に開発するソフトウェアの流れ図を示す。 まず、燃料ペレット内に蓄積された放射性核種から発生するガンマ線のエネルギーと収 量を評価するために、ORIGEN-ARP コードで BWR 燃料棒の燃焼計算を行う。次に、この計算 で得られたガンマ線エネルギースペクトルを線源として、汎用電磁カスケードコード EGS を用いた電磁カスケードシミュレーションをに示すモデルで、沸騰水中と水蒸気中の無限 ピンセル問題として、吸収線量（沸騰水）と表面電流（表面電子スペクトル）を計算する。 沸騰水中の吸収線量率をパラメータとして市販の化学反応解析ソフトウェア FACSIMILE を 用いて沸騰水からの水素生成量を計算する。また、被覆管表面からの水素生成量に関して は、ガンマ線照射を受けながらジルカロイ表面を水蒸気流が流れる状態での実験を行い、 この実験で得られた発生する水素量と線量率との相関を用いて、水素生成量を評価する。 156 図 3.6-5 SFP からの放射線照射による水素生成量評価コードの流れ (3) ソフトウェア開発体制 本ソフトウエアの開発体制を図 3.6-6 に示す。ソフトウェア開発を手掛ける民間企業（三 菱総合研究所）が、大学や研究機関の協力を得つつ、公的研究機関（JAEA)のリソース と民間実験請負業者（化研）を利用してデータを取得し、ソフトウェアの開発を行う、 「民間主導による開発」で実施した。 157 図 3.6-6 「使用済み燃料プールの冷却・給水機能評価コードの開発」の体制 (4) 開発体制に関する検討 本施策を通じて得られた開発体制に関する評価を次に示す。 （a）開発体制のメリット ・燃料ペレット中でのガンマ線源、及び、被覆管表面での電子流、沸騰水中での吸収線 量の計算は、既存コードを用いたため、新たなコーディングをほとんど要せず、ごく 短期間（約１週間）で開発が完了した。 ・データ取得実験を民間実験業者に委託して行ったため、その他の部分のソフトウェア 開発と並行して行うことができ、開発期間が大幅に短縮された。実験計画の策定は、 現象を理解している研究者が行うことにより、適切な計画を立案できた。 ・沸騰水中での放射線化学反応のシミュレーションシステムの構築は、これを専門とす る大学に委託し、かつ、大学所有の市販ソフトを用いて行ったため、短い開発機関で 効率よく行えた。 ・企業の品質管理体制の下でソフトウェア開発を行うため、V&V のうちの Verification を行いやすい。 （b）開発体制の課題 ・営利企業による請負作業として実施すると、コスト面では不利になる。 ・プライムの開発者となる民間企業の専門性に依存するため、競争原理を働かせたコス ト削減を行いにくい。 158 3.6.4 試作を通じたソフトウェア開発体制に関する検討 今回試した二つの開発体制に関して、次のような視点からの得失が明らかになった。 表 3.6-1 試作を通じたソフトウェア開発体制に関する検討 視点 開発管理 大学単独型 民間主体型 △：QMS（例えば ASME NQS-1） ◎：企業の持つプロジェクト管理、 (品質管理含む） に沿った品質管理は行いにく 品質管理体制の下で実施できる。 い。 開発コスト ◎：学生の力を最大限活かすこ △：営利企業の場合は利益、そうで とにより、他の体制では望めな ない場合でも一般管理費は生じる。 い低コストでの開発が可能。 開発期間 成果の検証 成果の普及 ○：専門性の高さで短期間での ◎：工程管理により一定の期間内で、 開発が可能であるが、工程管理 仕様範囲のレベルまでは遂行可能で が難しい場合が考えられる。 ある。 ○：高い専門知識の下で、内部 ○：契約によって外部による検証を での検証は十分に行える。 課すことで、担保できる。 ○：他への成果普及を自動的に △：契約・守秘義務により、成果公 はできないが、学生を通じた産 開が阻害される場合が考えられる。 業界への普及は期待できる。 人材育成・ ◎：学生の教育に最も適した体 ○：企業内の人材育成や人材のすそ 技術伝承 制である。 野の拡張を期待できるが、企業の事 業転換等で失われるリスクもある。 159 4. 結論と今後の課題 4.1 検討結果のまとめ 4.1.1 開発対象 (1) 国内外の利用状況、開発状況の調査 国内の原子力研究機関ならびに規制機関によって利用されているソフトウェアの現状の 調査を実施した。調査結果から、原子力研究機関によって開発されているソフトウェアは 広く使われているケースが少ないこと、開発されたソフトウェアが活用されずに使われて いないことが多く散見された。規制機関によって利用されているソフトウェアについては、 規制機関内部で利用されることが多いため、外部に公開されていることが少ないことが分 かった。 諸外国の利用状況、開発状況に関してまとめた。まず、米国については、利用状況、開 発状況ともに政府の財務力と国立研究所の研究推進力が強く結びついた協力のもとで、モ デリング・シミュレーションが原子力研究開発の目標の中に明確に定義づけられている。 欧州については、SARNET プロジェクトで得られた成果をフランスとドイツが中心となって ASTEC コードに集約する体制ができている。韓国、中国は、国全体を挙げて人的、財務的 コストを投入して原子力解析コード開発を実施している。 (2) ニーズ調査結果 我が国の原子力メーカー3 社に対するアンケート調査の結果、国産で開発すべき原子力 ソフトウェアに対するニーズが明確になった。原子力メーカーにとって、コード利用は不 可欠であり、炉心や熱流動といった安全解析業務でのニーズが高く、可視化やデータベー スの充実、マニュアルのわかりやすさに対する要望が高かった。 (3) 開発マップの作成 国内外の調査結果に基づき、開発マップの作成を行った。開発マップ作成では、モデリ ング・シミュレーション技術を構成する複数の解析技術を候補に挙げた。この解析技術に 対して、複数の整理軸をもって解析技術を評価した上で、開発する優先順位付けを行った。 優先順位の高いものとして、4 つのテーマを抽出した。 4.1.2 開発・活用に関する検討 (1) 開発対象ソフトウェアの選定体制 開発対象とするソフトウェアの選定と優先度の決定については、時々の安全解析へのニ ーズに応じて持続的に行う必要がある。このために、例えば年に一回程度の頻度で、開発 対象の見直しを行えるような常設の委員会を置くこと等が検討された。 160 (2) ソフトウェア等の開発体制 ソフトウェアの開発体制を維持するために、開発者のモチベーションを維持すること、 ソフトウェア開発者に対して雇用を継続する体制を取ること、維持・活用のための資金調 達を行うことを考慮する必要がある。開発体制の案の検討を行い、複数の開発パターンの 分類例を提示した。提示した開発パターンに対して、開発管理、開発コスト、開発期間、 成果の検証、成果の普及及び人材育成・技術伝承の観点から評価を実施した。その結果、 特に品質保証の観点から、開発体制としては、研究機関内でチームを組む体制、コンソー シアム形式の体制、民間主導体制のいずれかが望ましいという結論を得た。 (3) 精度評価・検証に関するデータ調査と評価・検証方法 精度評価・検証に関するデータ調査及び評価・検証方法の調査を行い、今後コード開発 を行うにあたっての検討を行った。今後の国産コード開発に当たっての実施事項として、 V&V 評価に必要となる実験データについて、既存のデータの有効活用、実験データがない 場合の実験への対応の必要性、既存 V&V 評価手法の知見を有効活用した V&V 評価手法の構 築が必要であることが検討された。 (4) 維持・活用 開発・活用体制の検討結果も加味した上で、国産コード開発後のソフトウェアの維持・ 活用についての体制を複数提案した。国産コード開発時点での開発スタッフが継続的に事 業に係わることが可能な体制を考慮することが重要である。つまり開発に係わった人材が 維持・活用時においてもコードのメンテナンス等に関係することが可能な体制を取ること により、ソフトウェア開発に係わる人材の安定雇用に貢献し、技術継承が可能な体制を提 案した。 (5) コード試作による検討結果の検証 コード試作によるソフトウェア開発体制に関する検討を実施した。大学単独型及び民間 主体型の二つの体制を敷くことで、今後コード開発時に想定される代表的な体制を想定し た。実験データの取得からコード開発までの一連の作業を試行的に実施した上で、開発管 理、開発コスト、開発期間、成果の検証、成果の普及並びに人材育成・技術伝承の観点か ら優劣の評価を行った。これらの優劣の結果は今後の国産コード開発にあたっての有益な 参考資料となる。 161 4.2 今後の課題 (1) 開発対象ソフトウェア等の機能要件の検討と概念設計 今年度の検討の結果、開発対象として選定された複数のソフトウェア等について、今後 の開発を実施するにあたり必要となる機能要件を検討する必要がある。 また、今年度検討した開発対象ソフトウェア等の選定体制案に基づき、開発対象として 選定したソフトウェアの詳細な検討を行った上で、開発方針案を策定する委員会を運営す る必要がある。この委員会や開発期間の助力も得た上で、今後検討する機能要件に基づき、 開発対象とするソフトウェアの概念設計を行う必要がある。 (2) 開発・維持・活用体制の構築 本年度実施したソフトウェア等の開発・維持・活用体制に関する検討結果に基づき、具 体的なソフトウェア開発体制案をまとめる必要がある。今年度試作した、二つの現象に関 する解析コードの開発を継続して完成させることにより、V&V プロセスの検証と開発体制 案の検証を行うとともに、維持・活用体制の具体的な案を策定する必要がある。 (3) 知識基盤に関する検討 開発したソフトウェアや取得したデータ等を広く活用し、維持していくために、開発者・ 利用者がともに利用する知識基盤に関する検討を行う必要がある。その際、本事業と並行 して実施される安全高度化事業のうち、解析環境の構築状況や技術マップの作成状況を踏 まえつつ、この知識基盤が将来的に原子炉の安全確保に必要となるあらゆる知識、情報や データを、直観的に判り易く、かつ、迅速で正確に得ることのできるものとなることを目 指して、諸外国や他分野での取り組みなどを参照としながら検討を行う必要がある。 162