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論文

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections for seismic safety assessment of plant structures, 2; Plastic analysis

西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z. H.*; 大嶋 昌巳*; 松川 圭輔*; 中島 憲宏

Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。その1では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、弾性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、得られた結果について報告した。本論文では、弾塑性載荷実験の結果と比較することで弾塑性領域における3次元詳細解析手法の妥当性を確認するとともに、その1と同じ接合部モデルを用いて数値実験を実施し、得られた知見を述べる。具体的には、プラント構造の設計に利用されるフレームモデルの回転ばね要素の非線形関数を定義するための重要なパラメータを、回転剛性,降伏点,塑性回転量などの観点で整理し、接合部の塑性変形を含む現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

論文

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections towards seismic safety assessment of plant structures

西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z.*; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 中島 憲宏

Transactions of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答評価を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。本論文では、その第一歩として、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、接合部の有する現実的な剛性等を把握することを目的とする。複雑に組み合わされた部材からなる接合部の3次元詳細モデルを作成し、パラメトリックスタディを行った結果、プラント構造の接合部仕様によっては半剛接合とみなせることを確認し、接合部の現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子炉建屋の屋根トラスや排気塔等の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

論文

3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震応答解析モデルの構築のための感度解析

崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

構造工学論文集,B, 63B, p.325 - 333, 2017/03

日本原子力研究開発機構では、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。本研究では、HTTR建屋の3次元有限要素モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震応答解析を実施し、不確定性を持つ入力パラメータに対して感度解析を行った。また、3次元有限要素モデルにおける不確定性を持つ入力パラメータ設定に関して、建屋応答解析結果のばらつき評価を実施した。

論文

原子力プラントの地震応答解析と可視化

中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘

可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10

組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。

論文

A Parametric study for the seismic response analysis of a nuclear reactor building by using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を進めてきた。2011年東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区の高温工学試験研究炉(HTTR)では、震度5強を観測した。本研究では、様々な不確定性を有するパラメータ(地盤・建屋相互作用、地盤物性)を用いたHTTRの3次元有限要素モデルによって実施した東北地方太平洋沖地震の地震応答解析のパラメータスキャン結果を報告する。上記の不確定性を有するパラメータに対する応答結果のばらつきを評価することにより、妥当性の高い3次元有限要素モデルの構築に必要な知見が得られた。

論文

「京」利用による次世代耐震シミュレーションの例証

中島 憲宏; 鈴木 喜雄; 宮村 浩子; 西田 明美; 川上 義明; Guo, Z.; 富山 栄治*

計算工学, 20(4), p.3338 - 3340, 2015/12

HPCI戦略プロジェクトの分野4ものづくりにおける課題5「原子力施設等の大型プラントの次世代耐震シミュレーションに関する研究開発」の研究開発内容について解説した。例証は高温工学試験研究炉を対象としている。FIESTA(Finite Element Analysis for Structure of Assembly)を京上に実装し、その並列化効率や実装効率を報告した。また、大規模可視化技術による可視化事例も報告した。

論文

Time domain response analysis for assembly by integrating components

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 井土 久雄*

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

システム計算科学センターではFIESTAと呼ぶ組立構造解析コードをベースとした仮想振動台の研究開発を展開している。本報では、千代田化工建設と協力し、石油プラントのストラクチャーの仮想振動台実験を実施した結果について報告する。仮想振動台実験を用いた数値実験では、石油プラントのストラクチャーを詳細に部品毎にモデル化し、部品毎に作成された有限要素分割モデルを統合して、組宛て構造解析コードを用いて、動的解析を実施した。時刻歴応答解析では、オンサイト波等4波を用いて京コンピュータで計算した。いずれの計算でも俯瞰的には従来の解析技法による結果が保守的であることを確認でき、詳細な部位の計算では仔細な構造挙動の分析が可能となった。

論文

Seismic response simulation of High-Temperature Engineering Test Reactor building against 2011 Tohoku earthquake

西田 明美; 中島 憲宏; 川上 義明; 飯垣 和彦; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

原子力機構システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。これまでに、原子力機構の研究炉のひとつであるHTTR(高温工学試験研究炉)の建屋や機器の3次元モデルを作成し、観測記録等との比較により継続的にモデルの妥当性検証を行っている。2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震は、HTTRが建設されている大洗地区において、震度5強を観測した。今般、HTTR建屋の3次元モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震観測シミュレーションを実施し、従来モデルでは再現が困難であった振動モードの再現に成功したので、得られた結果を報告する。

論文

Numerical modeling assistance system in finite element analysis for the structure of an assembly

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。

論文

設計計算モデリングの動的支援技法

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄

日本機械学会第24回設計工学・システム部門講演会講演論文集(USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/09

計算科学を用いたアナリシスとして有限要素法を用いた構造解析やシミュレーションが活用され始めて久しい。実現象、特に「ものづくり」における利用条件を想定したなかでの設計対象の構造分析をシミュレーションすることはやさしくない。一層合理的な設計対象の分析を可能とするために、シミュレーショ手続きを動的に管理制御し、創発的方法論に基づく設計対象の構造分析を「京」のような並列計算機を活用して、その考え方を実装した。その結果、適切な解析解の推定を可能とする見通しを得た。

論文

Structural analysis for assembly by integrating parts

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 岡田 達夫*; 鶴田 理*; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

機械製品は、その大小や複雑さによらず少なくとも二つ以上の部品から組立てられており、原子力発電所などは1000万以上の部品からなる構造物である。本論では、その構成部品を集積してアセンブリ構造の解析方法論について報告する。集積された部品を有限要素解析しようとすると、部品間の合わさる部分の有限要素分割数が合わず、節点や要素が不連続な状態となり、一般には連続体として計算ができなくなる。これを回避する方法として、六面体の有限要素を結合する技術を開発した。これにより従来の自動要素分割手法等でも困難であったアセンブリ構造物の有限要素解析を可能とした。

論文

大型プラントの次世代耐震シミュレーション

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 岡田 達夫; 鶴田 理; 沢 和弘; 飯垣 和彦

ターボ機械, 42(5), p.332 - 338, 2014/05

原子力施設等の大型プラントの次世代耐震シミュレーションの研究開発では、強固な産学官連携体制の下、大型プラントのものづくりで必要とされる、実験では不可能な詳細かつ一体的な耐震シミュレーション技術(あるがままシミュレーション技術)を研究開発し、開発した技術の機能確認と動作検証及び具体事例への適用実験を行う。これにより、原子力施設等の大型プラントにおいて設計用基準地震動に対する安全余裕を一層合理的に設定する方法の確立に貢献していくとともに、安心・安全社会の構築に資することを目標としている。現在までに「京」の4096ノードまでを使い100ケース以上の解プロダクション・ランとして、感度解析などを実施してきたので、その事例も報告する。

論文

Assembly structure analysis system

中島 憲宏; 西田 明美; 松原 仁*; 羽間 収*; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Transactions of 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 10 Pages, 2013/08

原子力発電所のような原子力施設は、一千万点以上の部品から構成される組立構造物である。原子力施設は巨大で複雑な構造をしており、大地震時の施設の応答挙動を分析しておくことは必須である。本論では、原子力施設のような沢山の部品から組立てられる構造物の地震時の応答挙動を評価するための、数値シミュレーション技術について報告する。本シミュレーションは、大型構造物である組立品とその構成部品を全体と局所の両面から解析するものである。また、高性能計算機環境である分散及び/又は並列コンピューティング環境で動作するように実装した。本論では、組立構造解析システムの概要と機能について報告し、数値実験とその結果について報告する。実装したアルゴリズムを検証するため、片持ちモデルでの理論解との比較実験を行い、その結果、数値計算誤差範囲での一致を得た。応用実験として、並列コンピュータに組立構造解析システムを実装し、組立構造物のシミュレーションを、原子力機構の高温工学研究炉のデータを用いて計算し、その結果を示した。

論文

原子力施設のための3次元仮想振動台システムの研究開発への取り組み

西田 明美; 鈴木 喜雄; 山田 知典; 木野 千晶; 鵜沢 憲*; 宮村 浩子; 河村 拓馬; 武宮 博; 中島 憲宏

RIST News, (54), p.33 - 37, 2013/01

原子力施設は複雑かつ巨大な構造物であり、多数の部品から成り立っている。このような複雑・巨大構造物の挙動をシミュレーションしようとするときには、解析技術だけではなく、プリポスト処理を含めた総合的なシステムとしての視点が重要となる。そこで、システム計算科学センターでは、構造部品を部品単位で認識し、必要な解析のためのデータを組み上げていく組立構造解析アプローチを提案し、原子力施設のような複雑・巨大構造物の挙動解析のためのフレームワークを試作した。これまでに、原子力機構大洗研究開発センターにある高温工学試験研究炉の建屋や機器のデータを用いた数値実験を行い、原子力施設全体での大規模地震応答シミュレーションが可能であることを実証した。本稿では、3次元仮想振動台システムのフレームワーク、システムの核となる組立構造解析アプローチ、結果評価のための可視化技術、および、3次元仮想振動台システムの適用研究として2011年より着手した地震リスク評価への試みについて述べる。

論文

原子力施設の耐震シミュレーションのV&Vの研究開発

鈴木 喜雄; 西田 明美; 鵜沢 憲; 中島 憲宏

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 17, 4 Pages, 2012/05

原子力施設全体規模の耐震シミュレーションから得られる結果を評価し、実事象を推定することを目的とし、V&Vの研究開発を実施している。本研究では、原子力施設全体の耐震シミュレーションにこれまで広く用いられてきたビームモデルでの解析と、われわれが研究開発してきた、複数部品(ソリッドモデル)を組み立てて解析可能な組立構造解析の結果を比較するために、ビームモデルの一部を組立構造解析に置き換えて解析するズーミング解析を行えるツールを試作した。本システムを、さまざまな断面を持つ片持ち梁モデルへ適用し、システムが正しく動作することを確認した。

論文

Full-scale 3D vibration simulator for an entire nuclear power plant on the simple orchestration application framework

Kim, G.; 中島 康平*; 手島 直哉*; 立川 崇之; 鈴木 喜雄; 武宮 博

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.634 - 638, 2011/10

原子力機構では、地震時における原子力発電施設の健全性に関する確認手法の高度化を目指し、原子力プラント耐震性評価用三次元仮想振動台の構築を実施している。数千部品からなる原子力発電施設全体を対象とした解析は、膨大な計算を要することから単一の計算機では困難である。本課題を解決するための一つの手段として、グリッド上の複数の計算機を連携させて計算を実施することを提案する。その際、連携する複数の計算機上でジョブの投入,ジョブ間ファイル転送,ジョブ再実行などといったプロセスを何度も行う必要がある。従来の仮想振動台ではこれらのプロセスが自動化されていなかったため研究者が手動でやらなければならず大きな手間になっていた。本研究では、これらのプロセスの自動化を実現するために、統合シミュレーションフレームワークの機能に取り組んだ。また、その機能を利用して開発したグリッド対応三次元仮想振動台アプリケーションを用いて高温工学実験研究炉を対象にした施設全体規模の弾性解析を実施し、一週間に及ぶ自動長時間計算に成功した。本実施により、プロセス自動化の有効性を確認することができた。

論文

Component-wise meshing approach and evaluation of bonding strategy on the interface of components for assembled finite element analysis of structures

山田 知典; 櫛田 慶幸; 新谷 文将; 西田 明美; 中島 憲宏

Key Engineering Materials, 452-453, p.701 - 704, 2011/01

本論文では原子力プラント全体の耐震シミュレーションへの適用を前提とした、分解されたCADデータより作成した部品メッシュ群を統合し部品単位の並列計算を行う大規模有限要素構造解析コードと同コード内において部品間の接合にペナルティ法を用いた場合の計算効率について述べる。ペナルティ法利用時の反復解法の計算効率について評価するため、種々のペナルティ係数に対するメッシュ間変位誤差と反復解法の処理時間について調査するとともに、実原子力プラントモデルの耐震シミュレーションに適用した例を示した。

論文

Circulation improvement of articles in journals written in non-english languages; A Special journal titles translation list of journals written in Japanese for the international bibliographical database

權田 真幸; 国井 克彦; 中嶋 英充; 池田 貴儀; 板橋 慶造; 小池 明美*; 五十嵐 歩*

Proceedings of 12th International Conference on Grey Literature (GL-12), p.113 - 117, 2011/00

今日、学術情報の流通性が国際的に向上し、学術コミュニケーションは"国際語"である英語が中心となっている。一方、英語以外で書かれた文献については、言語の壁があり、物理的な流通性は英語文献と同様に向上しているにもかかわらず、依然"灰色文献"のままとなっていると推察される。こうした中、IAEAを中心に作成されているINISデータベースでは、書かれた言語にかかわらず、収録された文献情報は標題,抄録など、すべて英語で作成されており、原子力分野の学術情報の国際的な流通に寄与している。しかしながら、非英語雑誌の雑誌タイトルは字訳されたローマ字で表記されており、その言語を理解できない利用者にとっては、雑誌の主題や性格がわからないという欠点があった。この表記では、日本語を理解できない利用者はどのような雑誌かわからず、せっかく必要な記事が掲載されていたとしても、入手を躊躇してしまう恐れがある。日本語をはじめとする非英語雑誌の流通性を向上させるためにはこの言語の壁は早急に取り払われるべきである。そこで、非英語雑誌に掲載された文献の流通を向上させる試みとして、日本語雑誌を例にINISデータベースに収録されている雑誌タイトルの翻訳リストを作成した。このリストをINISデータベースに公開するほか、将来的にはデータベースに実装することにより非英語雑誌の流通性向上の一助とする。

論文

Feasible evaluation of neutron capture therapy for hepatocellular carcinoma using selective enhancement of boron accumulation in tumour with intra-arterial administration of boron-entrapped water-in-oil-in-water emulsion

柳衛 宏宣*; 熊田 博明*; 中村 剛実; 東 秀史*; 生嶋 一朗*; 森下 保幸*; 篠原 厚子*; 藤原 光輝*; 鈴木 実*; 櫻井 良憲*; et al.

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.157 - 160, 2010/10

In the treatment of hepatocellular carcinoma (HCC), only 30 % patients can be operated due to complication of liver cirrhosis or multiple intrahepatic tumours. Tumour cell destruction in BNCT is necessary to accumulate a sufficient quantity of $$^{10}$$B atoms in tumour cells. In this study, we prepared BSH entrapped WOW emulsion by double emulsifying technique using iodized poppy-seed oil (IPSO), BSH and surfactant, for selective intra-arterial infusion to HCC, and performed the neutron dosimetry using CT scan imaging of HCC patient. The $$^{10}$$B concentrations in VX-2 tumour obtained by delivery with WOW emulsion was superior to those by conventional IPSO mix emulsion. In case of HCC, we performed the feasibility estimation of 3D construction of tumor according to the CT imaging of a patient with epithermal neutron mode at JRR-4. Normal liver biologically weighted dose is restricted to 4.9 Gy-Eq; the max., min. and mean tumour weighted dose are 43.1, 7.3, and 21.8 Gy-Eq, respectively, in 40 minutes irradiation. In this study, we show that $$^{10}$$B entrapped WOW emulsion could be applied to novel intra-arterial boron delivery carrier for BNCT.

論文

Full-scale 3D vibration simulator for an entire nuclear power plant on the simple orchestration application framework

Kim, G.; 中島 康平*; 手島 直哉; 立川 崇之; 鈴木 喜雄; 武宮 博

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2010/10

原子力機構では原子力グリッド基盤(AEGIS)上で原子力発電施設の経年化・健全性確認への貢献、運転状態の科学的認知支援を目指し、原子力プラント耐震性評価用三次元仮想振動台の構築を実施している。数千部品からなる原子力発電施設の全容解析のためにはグリッド上の複数の計算機を跨いだ数週間に及ぶ長時間計算を実施する必要がある。また、実施の間複数ジョブの投入,ジョブ間ファイル転送,ジョブ再実行などといったプロセスを何度も行う必要がある。従来の仮想振動台ではこれらのプロセスが自動化されていなかったため研究者が手動でやらなければならなく大きな手間になっていた。本研究では、これらのプロセスを自動化させた三次元仮想振動台用グリッドアプリケーションを開発した。自動化を実現するためには原子力機構で開発した総合シミュレーションフレームワークの機能を取り組んだ。そして、開発したアプリケーションを用いて高温工学実験炉を対象にした全容解析を実施し、研究者の関与を必要としない高利便性の実行環境で一週間ほどの長時間計算に成功した。本実施により、プロセス自動化の有効性を確認することができた。

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