【電子入札】【電子契約】高温ガス炉用ソースターム評価コードのコード設計及びプログラミング作業

【電子入札】【電子契約】高温ガス炉用ソースターム評価コードのコード設計及びプログラミング作業 次のとおり一般競争入札に付します。 1 競争参加者資格 (1) 予算決算及び会計令第70条及び第71条の規定に該当しない者であること。 (3) 上記以外の競争参加者資格等 (別紙のとおり) 2 入札書の提出期限3 入札書の郵送 4 その他 詳細は「入札説明書」による。 契 約 管 理 番 号 0703C01200一 般 競 争 入 札 公 告令和7年7月7日 財務契約部長 松本 尚也 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構件 名高温ガス炉用ソースターム評価コードのコード設計及びプログラミング作業数 量 1式入 札 方 法(1)総価で行う。 (2)本件は、提出書類、入札を電子入札システムで行う。 入札説明書の交付方法 機構ホームページ(入札情報等)又は契約担当に同じ交 付 期 限 令和7年8月17日まで入 札 説 明 会日 時 及 び 場 所無 入札期限及び場所令和7年9月10日 15時00分 電子入札システムを通じて行う。 開札日時及び場所令和7年9月10日 15時00分 電子入札システムを通じて行う。 契 約 期 間( 納 期 )令和8年3月13日納 入(実 施)場 所 ＨＴＴＲ研究棟契 約 条 項 コンピュータプログラム作成等業務契約条項契 約 担 当財務契約部事業契約第３課仁田 芙美子(外線：080-4136-2189 内線： 803-41047 Ｅメール：nita.fumiko@jaea.go.jp) (2) 国の競争参加者資格(全省庁統一資格)又は国立研究開発法人日本原子力研究開発機構競争参加者資格のいずれかにおいて、当該年度における「役務の提供等」のA、B、C又はD等級に格付けされている者であること。 競争参加者資格審査を受けていない者は、開札の前までにその審査を受け、資格を有することが認められていること。 特 約 条 項 無上記条項を示す場所 機構ホームページ(調達契約に関する基本的事項)又は契約担当に同じ入 札 保 証 金 免除令和7年9月10日 15時00分不可 ※電子入札ポータルサイトhttp://www.jaea.go.jp/02/e-compe/index.html本入札の参加資格及び必要とする要件は、次のとおりである。 ※競争入札に参加する前までに「委任状・使用印鑑届」及び「口座振込依頼書」等を提出していただく 必要がありますので、下記により提出をお願いします。 https://www.jaea.go.jp/for_company/supply/format/a02.html必要な資格求める技術要件・解析コードの設計や改良に関する知見及び技術力を有することを証明する資料を提出すること。 ・原子力プラントを対象とした核分裂生成物の生成崩壊挙動や移行挙動に関する知見及び技術力を有することを証明する資料を提出すること。 (1)予算決算及び会計令第70条及び第71条の規定に該当しない者であること。 (2)国の競争参加者資格(全省庁統一資格※)又は国立研究開発法人日本原子力研究開発機構競争参加者資格のいずれかにおいて、当該年度における「役務の提供等」のA、B、C又はD等級に格付けされている者であること。 競争参加者資格審査を受けていない者は、開札の前までにその審査を受け、資格を有することが認められていること。 (3) 当機構から取引停止の措置を受けている期間中の者でないこと。 (4)警察当局から、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構に対し、暴力団員が実質的に経営を支配している業者又はこれに準ずるものとして、建設工事及び測量等、物品の製造及び役務の提供等の調達契約からの排除要請があり、当該状況が継続している者でないこと。 (5)国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が要求する技術要件を満たすことを証明できる者であること。 入札参加資格要件等 高温ガス炉用ソースターム評価コードのコード設計及びプログラミング作業仕様書1 / 9Ⅰ．一般仕様1. 件名：高温ガス炉用ソースターム評価コードのコード設計及びプログラミング作業2. 目的及び概要国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、「２０５０年カーボンニュートラルに伴うグリーン成長戦略」を受け、２０３０年までに大量かつ安価なカーボンフリー水素製造に必要な技術を開発するため、天然ガス水蒸気改質法による水素製造を行う熱利用試験施設をＨＴＴＲ(高温工学試験研究炉)に接続し、高温ガス炉と熱利用試験施設の接続技術を確証するＨＴＴＲ－熱利用試験を計画中である。 高温ガス炉を対象に通常運転時及び設計基準事故時における公衆の被ばく線量評価を行うにあたっては、高温ガス炉から環境中へ放出される核分裂生成物(以下「ＦＰ」という。)量、すなわち、高温ガス炉のプラント内に存在するＦＰ量を定量的に評価する必要がある。 本作業では、高温ガス炉を対象にソースターム評価コードを開発することを目的とし、当該コードの詳細設計を行う。 具体的には、令和６年度に作成した基本設計書を参考に、コード設計、プログラミング及び試計算を行う。 3. 実施項目(1) コード設計(2) プログラミング(3) 試計算(4) 報告書の作成4. 提出図書(1) 実施工程表 契約締結後速やかに １部(2) 実施要領書 契約締結後速やかに １部(3) 委任又は下請負届 作業開始２週間前までに １部(原子力機構指定様式)(4) 打合せ議事録 打合せの都度 １部(5) 報告書 納期までに １部(6) 報告書を収めたＣＤ－Ｒ 納期までに １式(提出場所)国立研究開発法人日本原子力研究開発機構エネルギー研究開発領域 高温ガス炉プロジェクト推進室ＨＴＴＲ－熱利用試験準備グループ(大洗駐在)2 / 95. 提示情報、支給品及び貸与品(1) 提示情報：プラントの運転条件、炉心放出割合(2) 支給品 ：なし(3) 貸与品 ：令和６年度報告書「高温ガス炉用ソースターム評価コードの基本設計」6. 実施場所：受注者側実施施設7. 納期：令和８年３月１３日8. 納入場所茨城県東茨城郡大洗町成田町４００２番地国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 大洗原子力工学研究所ＨＴＴＲ研究棟内指定場所9. 検収条件「4. 提出図書」の確認並びに、仕様書に定める業務が実施されたと原子力機構が認めた時を以て、業務完了とする。 10. 適用法規・規定等該当なし11. 特記事項(1) 受注者は原子力機構が原子力の研究・開発を行う機関であるため、高い技術力及び高い信頼性を社会的にもとめられていることを認識し、原子力機構の規程等を遵守し安全性に配慮し業務を遂行しうる能力を有する者を従事させること。 (2) 受注者は業務を実施することにより取得した当該業務及び作業に関する各データ、技術情報、成果その他のすべての資料及び情報を原子力機構の施設外に持ち出して発表もしくは公開し、または特定の第三者に対価をうけ、もしくは無償で提供することはできない。 ただし、あらかじめ書面により原子力機構の承認を受けた場合はこの限りではない。 12. 検査員及び監督員(1) 検査員 一般検査管財担当課長(2) 監督員 実施内容及び提出図書の確認3 / 9エネルギー研研究開発領域 高温ガス炉プロジェクト推進室ＨＴＴＲ－熱利用試験準備グループ員13. グリーン購入法の推進(1) 本契約において、グリーン購入法(国等による環境物品等の調達の推進等に関する法律)に適用する環境物品(事務用品、ＯＡ機器等)の採用が可能な場合は、これを採用するものとする。 (2) 本仕様に定める提出図書(納入印刷物)については、グリーン購入法の基本方針に定める「紙類」の基準を満たしたものであること。 14. その他(1) 受注者は発注者と緊密な連絡を取り合いつつ作業を行うこと。 また、発注者が必要と認めた場合には、随時、技術打合せを行うこと。 (2) 本仕様書に関して疑義が生じた場合には、双方協議の上、発注者が指示する。 4 / 9Ⅱ．技術仕様1. 概要本作業では、高温ガス炉用ソースターム評価コードの詳細設計を行う。 詳細設計では、令和６年度に作成した基本設計書を参考に、コード設計、Fortran90によるプログラミング及び試計算を行うとともに、当該コードのマニュアルを作成する。 当該コードに対する要求事項は次のとおりとする。 ・高温ガス炉を対象に、プラント内におけるFPの生成及び崩壊を考慮した物質収支を計算できるようにすること。 ・新規計算に加え、リスタート計算ができるようにすること。 ・入力データは複数のファイル(以下)から読み込めるようにすること。 - fort1.inp：プラントの運転条件- fort2.inp：崩壊定数、分岐割合- fort3.inp：核分裂収率- fort4.inp：炉心放出割合・出力データは複数のファイル(以下)に書き込めるようにすること。 - fort1.out：炉心への蓄積量の時系列データ- fort2.out：主冷却設備内の循環量の時系列データ- fort3.out：主冷却設備壁面への沈着量の時系列データ- fort4.out：炉心への蓄積量の変化率の時系列データ- fort5.out：主冷却設備内の循環量の変化率の時系列データ- fort6.out：主冷却設備壁面への沈着量の変化率の時系列データ・予め指定したパラメータを対象に、計算途中の段階における計算値やその収束状況を確認できるような機能を設けること。 2. コード設計本作業では、高温ガス炉用ソースターム評価コードのコード設計を行う。 当該コードの目的は、高温ガス炉プラント内におけるFPの生成及び崩壊を考慮した物質収支を計算すること、具体的には、炉心への蓄積量、主冷却設備内の循環量、そして主冷却設備壁面への沈着量を対象に、燃料核から冷却材への放出や親核種から娘核種への崩壊に伴うFP量の増加を考慮した物質収支を計算することである。 (1) 解析フローの精緻化解析フローの精緻化にあたっては、基本設計書を参考にしつつ、図１をベースに解析フロー図を作成する。 図１に示す「FP量の計算」では、蓄積量、循環量及び沈着量を計算し、その基礎方程式は次のとおりとする。 5 / 9dNa,idt= Bi ⋅ (1−(R/B)i)−λi ⋅ Na,i (1)dNc,idt= Bi ⋅ (R/B)i −(λi +rp,i +rd,i) ⋅ Nc,i (2)dNd,idt= rd,i ⋅ Nc,i −λi ⋅ Nd,i (3)Bi = {G ⋅ P ⋅ YU235,cum,iG ⋅ P ⋅ (YU235,cum,i ⋅ RU235 +YPu239,cum,i ⋅ (1−RU235))if YU235,cum,i ≥YPu239,cum,iif YU235,cum,i <YPu239,cum,i(4)rp,i =Wp,iWm⋅ ηp,i (5)rd,i =WWm⋅ ηd,i (6)ここで、各基礎方程式で用いる記号は表１及び表２で用いる記号に対応する。 各基礎方程式はKutta-Verner法に基づき離散化され、各基礎方程式の離散化式は基本設計書に記載のとおりとする。 入力データ一覧は表１、出力データ一覧は表２に示すとおりであり、各データの入出力のタイミングを明示した解析フローを作成すること。 ここで、表１に示す入力データ一覧及び表２に示す出力データ一覧に過不足があった場合、原子力機構と協議の上、その過不足分を変更可とする。 (2) 解析コードの構成の精緻化解析コードの構成の精緻化にあたっては、基本設計書を参考にしつつ、解析フローを基にプログラムツリーを作成する。 高温ガス炉用ソースターム評価コードの基本構成(ソースファイル)は次のとおりとする。 ・Main.f90 ：メインプログラム・FPcalc.f90 ：各FP量の収束計算を行うサブルーチン群・FPstor.f90 ：各FP量の保存処理を行うサブルーチン群・Temporal.f90 ：各FP量の時系列処理を行うサブルーチン群・Initial.f90 ：計算の初期設定を行うサブルーチン群・InputData.f90 ：入力データの読み込みを行うサブルーチン群・OutputData.f90 ：出力データの書き込みを行うサブルーチン群・Constant.f90 ：計算処理上の定数を格納するサブルーチン群・Sub.f90 ：その他の処理を行うサブルーチン群解析フロー及びプログラムツリーを基に各ソースファイルに格納するサブルーチンや関数等を明らかにし、整理する。 (3) 解析コードで用いる変数の整理解析コードで用いる変数の整理にあたっては、サブルーチンや関数等を参考にしつつ、各ソースファイルで用いる変数の種類、数量、次元、単位を明らかにし、整理6 / 9する。 3. プログラミング本作業では、高温ガス炉用ソースターム評価コードのプログラミングを行う。 具体的には、第2項(1)で作成した解析フロー、第2項(2)で作成したプログラムツリー、そして第2項(3)で整理した変数に基づき、Fortran90によるソースファイルを作成するとともに、ソースファイルをコンパイルし、実行ファイルを作成すること。 4. 試計算本作業では、高温ガス炉用ソースターム評価コードの試計算を行う。 具体的には、原子力機構が提示するプラントの運転条件を基にfort1.inp、基本設計書を基にfort2.inp及びfort3.inp、そして原子力機構が提示する炉心放出割合を基にfort4.inpをそれぞれ作成するとともに、当該コードが意図したとおりに動作することを確認するため、当該コードによる計算結果と原子力機構が提示する計算結果を比較し、一致しない場合はその差異の原因及び対応策を調査すること。 試計算は2ケース行い、各ケースに対してfort1.inp、fort2.inp、fort3.inp及びfort4.inpを作成すること。 5. 報告書の作成前項までの実施内容をまとめた報告書を作成する。 報告書の文章はMicrosoft Word、図表はMicrosoft Excel(いずれもWindows版)、あるいは同等の互換性を有するソフトウェアで作成すること。 報告書には以下を含めること。 高温ガス炉用ソースターム評価コードのプログラム仕様・開発言語・動作環境・サブルーチン、関数を整理したプログラムツリー高温ガス炉用ソースターム評価コードのマニュアル・解析コードの概要(解析システム、解析対象、解析現象、解析機能)・解析コードの解法(基礎方程式、離散化式、フロー)・解析コードの構成(プログラムツリー、メイン及びサブルーチンの説明)・解析コードの使用方法(実行ファイルの作成方法及び実行方法、入出力ファイル)・入力データの説明(ファイル名、入力項目、配列、単位、データ型)・出力データの説明(ファイル名、出力項目、配列、単位、データ型)7 / 9表１：入力データ一覧No. 項目 記号 単位 備考1 燃料の燃焼期間 tf s fort1.inp2 プラントの運転期間 tp s fort1.inp3 核種ⅰの炉心生成率 Bi fis/s No.4～12を基に計算する。 4 核発熱量 G MeV/fis Constant.f905 原子炉熱出力 P W fort1.inp6 U-235の核分裂割合 RU235 - fort3.inp7 核種ⅰの核分裂収率(累積、U-235) YU235,cum,i - fort3.inp8 核種ⅰの核分裂収率(独立、U-235) YU235,ind,i - fort3.inp9 核種ⅰの核分裂収率(累積、Pu-239) YPu239,cum,i - fort3.inp10 核種ⅰの核分裂収率(独立、Pu-239) YPu239,ind,i - fort3.inp11 核種ⅰの炉心放出割合 (R/B)i - fort4.inp12 核種ⅰの崩壊定数 λi /s fort2.inp13 親核種ｊから娘核種ⅰへの分岐割合 fji - fort2.inp14 元素毎の純化系除去率 rp,i /s No.15、17～18を基に計算する。 15 元素毎の沈着除去率 rd,i /s No.15～16、19を基に計算する。 16 主冷却系保有量 Wm kg fort1.inp17 主冷却系流量 W kg/s fort1.inp18 核種ⅰの純化系流量 Wp,i kg/s fort1.inp19 純化系による元素毎の除去割合 ηp,i - fort1.inp20 沈着による元素毎の除去割合 ηd,i - fort1.inp8 / 9表２：出力データ一覧No. 項目 記号 単位 備考1 経過時間 t s -2 核種ⅰの炉心への蓄積量 Na,i fis fort1.out3 核種ⅰの主冷却設備内の循環量 Nc,i fis fort2.out4 核種ⅰの主冷却設備壁面への沈着量 Nd,i fis fort3.out5 核種ⅰの炉心への蓄積量の変化率 dNa,i/dt fis/s fort4.out6 核種ⅰの主冷却設備内の循環量の変化率 dNc,i/dt fis/s fort5.out7 核種ⅰの主冷却設備壁面への沈着量の変化率 dNd,i/dt fis/s fort6.out9 / 9図１：ソースターム評価コードの解析フロー図(イメージ)