原子力工学用ソフトウェア一覧

コンピュータのコスト低下と機能向上に伴い、原子力工学ではコンピュータソフトウェア（コンピュータコードから数理モデルへ）をこの分野のあらゆる側面に導入してきました。原子力工学に関連する分野は多岐にわたりますが、コンピュータと関連ソフトウェアは設計と解析で最も頻繁に使用されます。中性子動力学、熱水力学、構造力学はすべてこの取り組みにおいて重要です。各ソフトウェアは使用前にテストおよび検証する必要があります。^[¹^]コードは用途と機能によって分類できます。ほとんどのソフトウェアはCとFortranで記述されています。^[²^]

モンテカルロ放射線輸送

COG（LLNL）
Geant4 ( CERN )
McCARD ( KAIST ) ^{[ 3 ]}
MCNP（LANL）
MCU ( MCU ) (クルチャトフ研究所)
OpenMC
PHITS（JAEA）
SCALE（KENO VおよびKENO VI）（ORNL）
Serpent ( VTT )
TRIPOLI-4 ( CEA ) ^{[ 4 ]}

変成、燃料枯渇

ACABコード原子力応用における放射化および核変換計算
ORIP_XXIコードによる同位体変換シミュレーション
ORILLコード1D：核変換、燃料消費（燃焼）および放射線防護コード
FISPACT-IIマルチフィジックス、インベントリ、およびソースタームコード
Reactor Evolution 用のMURE Serpent-MCNP ユーティリティ
VESTAモンテカルロ枯渇インターフェースコード

原子炉システム解析

粒子加速器と高電圧装置

磁気核融合研究

ツールキット

PyNE 原子力工学ツールキット

核燃料サイクル

Cyclus：核燃料サイクルにおける物質の流れをモデル化するためのエージェントベースのフレームワーク。

決定論的放射線輸送

CASMO5 ( Studsvik )
ヘリオス2号（スタッズヴィク）
SCALE（オークリッジ国立研究所）
MPACT（オークリッジ国立研究所）
ソー
nTRACER（ソウル大学）

定常状態反応器解析

シミュレーション5

空間運動学

パークス
SIMULATE-3K
ネスレ

熱水力学

ATHLET (GRS、Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit)
TRACE（NRC）
SPACE ( KEPCO ) ^{[ 5 ]}
RELAP5-3D（アイダホ国立研究所）
GOTHIC（数値アドバイザリーソリューション）
CATHARE (CEA) ^{[ 6 ]}
FLICA-4 (CEA)
RETRAN（RETRAN-02およびRETRAN-3D）
VIPRE-01
プロトフロー
プロトHX
プロトHVAC
プロトスプリンクラー

計算流体力学

CFX（ANSYS）
FLUENT ( ANSYS )
StarCD（シーメンス）
STAR-CCM+（シーメンス）
ロゴ
コブラTF
ゴシック
トランスアット
code_saturne ( EDF )
neptune_cfd (EDF) ^{[ 7 ]}
Trio_CFD (CEA) ^{[ 8 ]}

重大事故

アスリート-CD (GRS)
メルコー（サンディア国立研究所）
MAAP（EPRI）
ASTEC（IRSNおよびGRS）^{[ 9 ]}

米国原子力規制委員会（NRC）は、多くの規格をサポートしています。これには、SCALE、PARCS、TRACE（旧RELAP5およびTRAC-B）、MELCORなどが含まれます。

http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/safetycodes.html

参考文献

↑ IAEA (1999). 「原子力発電所の計装および制御に関連するソフトウェアの検証と妥当性確認」。{{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=（ヘルプ）
↑ 「原子力工学部門」
↑ Shim, Hyung Jin; Park, Ho Jin; Kwon, Soonwoo; Seo, Geon Ho; Kim, Chang Hyo (2015-08-01). "McCARD for neutronics design and analysis of research reactor cores" . Annals of Nuclear Energy . Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2013, SNA + MC 2013. Pluri- and Trans-disciplinarity, Towards New Modeling and Numerical Simulation Paradigms. 82 : 48– 53. doi : 10.1016/j.anucene.2014.08.030 . ISSN 0306-4549 .
↑ Brun, E.; Damian, F.; Diop, CM; Dumonteil, E.; Hugot, FX; Jouanne, C.; Lee, YK; Malvagi, F.; Mazzolo, A.; Petit, O.; Trama, JC; Visonneau, T.; Zoia, A. (2015-08-01). "TRIPOLI-4®、CEA、EDF、AREVA 参照モンテカルロコード" . Annals of Nuclear Energy . Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2013、SNA + MC 2013. Pluri- and Trans-disciplinarity、Towards New Modeling and Numerical Simulation Paradigms. 82 : 151– 160. doi : 10.1016/j.anucene.2014.07.053 . ISSN 0306-4549。
↑ Ha, Sang-Jun; Park, Chan-Eok; Kim, Kyung-Doo; Ban, Chang-Hwan (2011-02-25). "原子力発電所向け宇宙コードの開発" . Nuclear Engineering and Technology . 43 (1): 45– 62. doi : 10.5516/NET.2011.43.1.045 . ISSN 1738-5733 .
↑プレア、ラファエル。フィリオン、フィリップ。マテオ、ローラ。モージェ、ゲデオン。メッカス、アヌアール (2020-10-20)。「CATHARE-3 V2.1: CATHARE コードの新しい工業用バージョン」。ATH'20 - 熱油圧学の進歩 2020 : https://www.ans.org/pubs/proceedings/article。
↑ Mimouni, S.; Boucker, M.; Laviéville, J.; Guelfi, A.; Bestion, D. (2008-03-01). "NEPTUNE_CFDコードによるキャビテーションと沸騰気泡流のモデリングと計算" . Nuclear Engineering and Design . 原子炉安全への適用を目的としたCFDコードのベンチマーク。238 ( 3): 680– 692. doi : 10.1016/j.nucengdes.2007.02.052 . ISSN 0029-5493 .
↑ Angeli, P.-E.; Bieder, U.; Fauchet, G. (2015-08-30). "TrioCFDコードの概要：主な機能、VetV手順、および原子力工学への典型的な応用" . NURETH 16 - 第16回原子炉熱水力学に関する国際トピカルミーティング.
↑ van Dorsselaere, JP; Seropian, C.; Chatelard, P.; Jacq, F.; Fleurot, J.; Giordano, P.; Reinke, N.; Schwinges, B.; Allelein, HJ; Luther, W. (2009-03-01). "The ASTEC Integral Code for Severe Accident Simulation" . Nuclear Technology . 165 (3): 293– 307. doi : 10.13182/nt09-a4102 . ISSN 0029-5450 – via Taylor & Francis.

外部リンク

http://www.min.uc.edu/nuclear/current_research/sinema-research/codes-of-interest
https://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/safetycodes.html
http://www.oecd-nea.org/tools/abstract/list
http://www.ne.anl.gov/codes/
http://www.irsn.fr/EN/Research/Scientific-tools/Computer-codes/Pages/Computer-codes-2624.aspx
https://www.oecd-nea.org/tools/abstract/list/category/*

[1] IAEA (1999). 「原子力発電所の計装および制御に関連するソフトウェアの検証と妥当性確認」。{{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=（ヘルプ）

[2] 「原子力工学部門」

[3] Shim, Hyung Jin; Park, Ho Jin; Kwon, Soonwoo; Seo, Geon Ho; Kim, Chang Hyo (2015-08-01). "McCARD for neutronics design and analysis of research reactor cores" . Annals of Nuclear Energy . Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2013, SNA + MC 2013. Pluri- and Trans-disciplinarity, Towards New Modeling and Numerical Simulation Paradigms. 82 : 48– 53. doi : 10.1016/j.anucene.2014.08.030 . ISSN 0306-4549 .

[4] Brun, E.; Damian, F.; Diop, CM; Dumonteil, E.; Hugot, FX; Jouanne, C.; Lee, YK; Malvagi, F.; Mazzolo, A.; Petit, O.; Trama, JC; Visonneau, T.; Zoia, A. (2015-08-01). "TRIPOLI-4®、CEA、EDF、AREVA 参照モンテカルロコード" . Annals of Nuclear Energy . Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo 2013、SNA + MC 2013. Pluri- and Trans-disciplinarity、Towards New Modeling and Numerical Simulation Paradigms. 82 : 151– 160. doi : 10.1016/j.anucene.2014.07.053 . ISSN 0306-4549。

[5] Ha, Sang-Jun; Park, Chan-Eok; Kim, Kyung-Doo; Ban, Chang-Hwan (2011-02-25). "原子力発電所向け宇宙コードの開発" . Nuclear Engineering and Technology . 43 (1): 45– 62. doi : 10.5516/NET.2011.43.1.045 . ISSN 1738-5733 .

[6] プレア、ラファエル。フィリオン、フィリップ。マテオ、ローラ。モージェ、ゲデオン。メッカス、アヌアール (2020-10-20)。「CATHARE-3 V2.1: CATHARE コードの新しい工業用バージョン」。ATH'20 - 熱油圧学の進歩 2020 : https://www.ans.org/pubs/proceedings/article。

[7] Mimouni, S.; Boucker, M.; Laviéville, J.; Guelfi, A.; Bestion, D. (2008-03-01). "NEPTUNE_CFDコードによるキャビテーションと沸騰気泡流のモデリングと計算" . Nuclear Engineering and Design . 原子炉安全への適用を目的としたCFDコードのベンチマーク。238 ( 3): 680– 692. doi : 10.1016/j.nucengdes.2007.02.052 . ISSN 0029-5493 .

[8] Angeli, P.-E.; Bieder, U.; Fauchet, G. (2015-08-30). "TrioCFDコードの概要：主な機能、VetV手順、および原子力工学への典型的な応用" . NURETH 16 - 第16回原子炉熱水力学に関する国際トピカルミーティング.

[9] van Dorsselaere, JP; Seropian, C.; Chatelard, P.; Jacq, F.; Fleurot, J.; Giordano, P.; Reinke, N.; Schwinges, B.; Allelein, HJ; Luther, W. (2009-03-01). "The ASTEC Integral Code for Severe Accident Simulation" . Nuclear Technology . 165 (3): 293– 307. doi : 10.13182/nt09-a4102 . ISSN 0029-5450 – via Taylor & Francis.

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