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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。
鵜沢 憲
Proceedings of 9th International Conference on Flow Dynamics (ICFD 2012) (USB Flash Drive), p.392 - 393, 2012/09
使用済み燃料プールのスロッシングに起因する機器構造物の異常事象を未然に防止するためには、スロッシングにより発生する溢水量や流体圧力値の正確な把握が求められる。このためには、これまでプールの形状等に依存する実験的な経験値(減衰定数)で置き換えられてきた内部構造物や水面の近傍での乱れ(乱流)によるエネルギー散逸を定量的に評価する必要がある。そこで本研究では、エネルギー散逸をより機構論的に評価可能とするため、矩形水槽内のスロッシングを対象とした数値シミュレーションを実施し、スロッシングに対する乱流モデルの有効性を検証した。LESにおける運動エネルギーの保存式を導出し、運動エネルギーに対する乱流粘性散逸項の寄与をレイノルズ応力モデルと比較した結果、ほぼ同等であることを明らかにした。このことより、乱流粘性散逸は両モデルで同等に評価できているものの、壁付近の乱流の非等方性はLESの方が再現性が高いことがわかった。
鵜沢 憲; 渡辺 正*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.229 - 240, 2012/06
使用済燃料プールのスロッシングに起因する機器構造物の異常事象を未然に防止するためには、スロッシングにより発生する溢水量や流体圧力値の正確な把握が求められる。このためには、これまでプールの形状等に依存する実験的な経験値(減衰定数)で置き換えられてきた内部構造物や水面の近傍での乱れ(乱流)によるエネルギー散逸を定量的に評価する必要がある。そこでわれわれは、エネルギー散逸をより機構論的に評価可能とするため、スロッシングの素過程であるダム崩壊現象を対象とした数値シミュレーションを実施し、乱流モデルの有効性を検証している。本研究では、RANS乱流モデルにおける運動エネルギーの保存式を導出し、運動エネルギーに対する圧力項と重力項、乱流粘性散逸項の寄与をRANS乱流モデル間で比較した。その結果、乱流粘性散逸項の寄与のみがモデルに依存し、ダム崩壊流の挙動の支配要因であることがわかった。また、レイノルズ応力モデルと比較して渦粘性モデルでは乱流粘性散逸を過大評価し圧力を過小評価するために実験圧力値と乖離することを明らかにした。
鵜沢 憲
ながれ, 31(3), p.271 - 276, 2012/06
使用済燃料プールのスロッシングに起因する機器構造物の異常事象を未然に防止するためには、スロッシングにより発生する溢水量や流体圧力値の正確な把握が求められる。このためには、これまでプールの形状等に依存する実験的な経験値(減衰定数)で置き換えられてきた内部構造物や水面の近傍での乱れ(乱流)によるエネルギー散逸を定量的に評価する必要がある。そこで本研究では、エネルギー散逸をより機構論的に評価可能とするため、ダム崩壊現象や矩形水槽内のスロッシングを対象とした数値シミュレーションを実施し、スロッシングに対する乱流モデルの有効性を検証した。その結果、レイノルズ応力モデルとLESによるスロッシング波高の計算値が実験値と良好に一致することがわかり、波高の評価に対してはレイノルズ応力モデルとLESの使用が有効であることを明らかにした。
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。
鵜沢 憲; 渡辺 正; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 武宮 博
High Performance Computing on Vector Systems 2011, p.171 - 184, 2012/01
システム計算科学センターでは、原子力施設の安全・安心を担保するため、計算機内に振動実験台を構築し、原子力施設の全容シミュレーションを可能とする技術(3次元仮想振動台)の研究開発に取り組んでいる。これまで、3次元仮想振動台実現のための要素技術の一つとして組立構造解析法を提案してきた。本技術の応用研究として、大洗研究開発センターの高温工学試験炉HTTR構造の大規模振動解析に適用し、課題解決に寄与することができた。また、科学技術振興機構が推進するCRESTプロジェクトにおいて、原子力施設の地震耐力予測シミュレーションを可能とする計算機環境の構築に寄与した。また、平成23年度より、3次元仮想振動台実現のための要素技術の一つとして流体解析技術の研究開発を開始した。原子力施設の運転に障害をもたらす可能性のあるスロッシングへの地震の影響を確認するため、スロッシングの特性を分析可能な気液二相乱流モデルの提案を行った。また、流体が構造に与える影響をより精緻に評価するためには、乱流の効果を考慮する必要がある可能性を示唆した。
鵜沢 憲; 渡辺 正
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/10
使用済み燃料プールが想定を超える巨大地震動を受けた場合、スロッシングと呼ばれる液面揺動が発生し、プールからの放射性を帯びた水の溢流や、構造物の損傷を引き起こす可能性がある。これらの問題を未然に防止するためには、スロッシングにより発生する波の高さや、流体圧力に対する乱流効果を定量的に評価する必要があるが、その定量的評価はまだ十分には行われていない。そこでわれわれは、スロッシングの素過程としてダム崩壊問題を選定し、レイノルズ平均乱流モデルの一種であるLaunder-Gibson (LG)モデルを用いた数値実験を実施している。これまでに、LGモデルを用いることで、乱流効果を考慮しない場合と比較して、より実験圧力値に近づけることを明らかにしたが、本研究では、より第一原理に近いモデルであるLarge Eddy Simulation(LES)によって同等の結果が得られることを確認した。また、本モデルを矩形プールのスロッシングに適用し、溢水に対して先行研究よりも一桁精度が良い結果を得ることができた。
鵜沢 憲; 渡辺 正; 西田 明美; 武宮 博
Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10
想定加速度を超える応答加速度が原子力プラント中の気液二相界面を持つ流体に印加された場合、気泡の分裂・合体を伴う界面形状の大変化や、界面近傍に生じる微視的な乱流構造が炉心内の熱伝達状況やボイド率を変化させる可能性がある。現在上記メカニズムの検討とモデル化を行い、原子力プラントの耐震シミュレーションシステムである3次元仮想振動台を高度化するための気液二相流の数値解析ツールを、オープンソースのCFDソフトウェアOpenFOAMをもとに開発中である。本報告では、気液二相流の代表的な検証問題においてOpenFOAMを用いた結果を実験結果と比較しその有効性を示すとともに、気液二相界面における乱流の効果について得られた知見を述べる。
Li, J.*; 鵜沢 憲*; Lin, Z.*; 岸本 泰明; 宮戸 直亮; 松本 太郎; Dong, J. Q.*
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
トカマクプラズマ中の多階層乱流において、定常波として振る舞う2次の非等方コヒーレント構造、すなわち、帯状流/平衡流,ストリーマー及び低周波長波長の揺動などのダイナミクスを3次元シミュレーション及び2次元モデル解析によって調べる。とりわけ、イオン温度勾配(ITG)及び電子温度勾配(ETG)駆動乱流と2次構造間の相互作用における非線形モード間結合の役割を議論する。非線形モード間結合の重要性を示す2つの結果を得た。(1)2次的な帯状流と長波長モードが非線形モード間結合を通して生成される一方、それらは乱流の慣性領域のスペクトル構造をべき則から指数則へと変化させる。(2)最も不安定なETGモードから駆動されるストリーマー様の長波長揺動が、トカマクプラズマにおけるトロイダルモード結合に相当するモード間結合を通してスラブETG乱流を飽和させうる。これは低いETG揺動レベルと電子輸送を示すものである。さらにITG乱流により生成される帯状流を、ETG乱流での帯状流生成における平衡流とみなした場合の効果も、非線形モード間結合の役割に重きをおいて議論する。
鈴木 喜雄; 鵜沢 憲; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、巨大地震下における原子力施設の耐震評価のさらなる向上のため、3次元仮想振動台の研究開発を実施している。ここで、シミュレーションにおける不確かさの低減に向け、より現実に即したモデル化を行うため、部品間の相互作用や冷却材との相互作用などを考慮可能な、構造-流体連成フレームワークを構築している。本研究では、多数の部品から構成される原子力施設において、地震下でのある部位の評価を行おうとした場合、建屋-機器の境界を含む部品境界での振動状態、他の部品との相互作用、部品間の接合状態、内部(場合によっては外部)を流れる冷却材との相互作用、などの問題が、特に不確かさ低減に重要と考え、これらの問題解決から着手している。これらの問題解決のためのアプローチとして、種々の構造解析技術、流体解析技術を統合するためのフレームワークの構築を進めている。これに必要となる要素技術を検討し、方法論を提案した。
鵜沢 憲
no journal, ,
使用済み燃料プールが想定を超える巨大地震動を受けた場合、スロッシングと呼ばれる液面揺動が発生し、プールからの放射性を帯びた水の溢流や、構造物の損傷を引き起こす可能性がある。これらの問題を未然に防止するためには、スロッシングにより発生する波の高さや、流体圧力に対する乱流効果を定量的に評価する必要があるが、その定量的評価はまだ十分には行われていない。そこで本研究では、スロッシングの素過程としてダム崩壊問題を選定し、レイノルズ平均乱流モデルの一種であるLaunder-Gibson(LG)モデルを用いた数値実験を実施した。その結果、LGモデルを用いることで、乱流効果を考慮しない場合と比較して、より実験圧力値に近づけることが可能になった。また、気液二相界面近傍での乱流粘性散逸が、流体バルクにおけるそれと同程度に流体圧力に影響があることを明らかにした。
西田 明美; 鈴木 喜雄; 木野 千晶; 鵜沢 憲
no journal, ,
日本原子力研究開発機構システム計算科学センターでは、原子力プラントの全容解析を目指し、原子力施設の3次元仮想振動台の研究開発を実施している。本講演では、これまでに開発してきた大規模複雑構造となる原子力施設の多数の部品を組合せるために必要な組立構造解析技術の概要、及び、現在取り組んでいる非弾性を扱うための構造解析技術,構造解析と流体解析を連成させるための方法論等について、その概要を述べる。
中島 憲宏; 河村 拓馬; 武宮 博; 鵜沢 憲; 井戸村 泰宏; 山田 進
no journal, ,
米国で開催される世界最大のスーパーコンピューティングにかかわる国際会議の2011年年次大会(SC '11)の展示会にて、平成22年度のシステム計算科学センターの研究成果として、耐震シミュレーション、材料シミュレーション、シミュレーション基盤技術,原子力分野における応用シミュレーションを発表するとともに、技術展示する。
鵜沢 憲
no journal, ,
システム計算科学センターでは、原子力施設の耐震安全性を担保するため、計算機内に振動実験台を構築し、原子力施設の全容シミュレーションを可能とする技術である3次元仮想振動台の研究開発に取り組んでいる。昨年度より、3次元仮想振動台実現のための要素技術の1つとして、スロッシングに代表される地震時流体現象の解析技術の研究開発を開始した。これまで、スロッシングの減衰に対しては、減衰定数と呼ばれる経験的な値を用いることで渦(乱流)の効果を保守的に評価していたが、その定量性に問題があった。そこで本研究では、スロッシング解析の前段階として、時間的に静的・動的な二相流検証問題を対象に、乱流効果を定量的に調査した。その結果、レイノルズ応力モデルが自由表面における渦の非等方性を満足し、実験値と良好に一致することがわかった。このことより、これまでの減衰定数と呼ばれる経験的な値を用いた保守的な評価と比較し、乱流の流動場を精緻に解くシミュレーション手法が有効となることが示唆された。
鵜沢 憲
no journal, ,
システム計算科学センターでは、原子力施設の耐震安全性を担保するため、計算機内に振動実験台を構築し、原子力施設の全容シミュレーションを可能とする技術である3次元仮想振動台の研究開発に取り組んでいる。昨年度より、3次元仮想振動台実現のための要素技術の1つとして、流体解析技術の研究開発を開始した。特に、原子力施設の定格運転に影響を与える可能性のあるスロッシングへの地震時の影響を確認するため、スロッシングの分析に適した気液二相乱流シミュレーションコードを開発している。本研究では、並列計算でボトルネックとなるMPI通信に関する部分を改良し、1024コアを使用した大規模並列計算において92.8%の高い高速化率を得た。提案モデルを用いてスロッシングによる溢水や流体圧力の評価を行い、実験結果と定量的に一致する結果を得た。このことより、スロッシングの最大の課題であるスロッシングの減衰について、これまでの減衰定数と呼ばれる経験的な値を用いた保守的な評価と比較し、乱流の流動場を精緻に解くシミュレーション手法が有効となることを明らかにした。
鵜沢 憲
no journal, ,
システム計算科学センターでは、原子力施設の耐震安全性を担保するため、計算機内に振動実験台を構築し、地震時における原子力施設の挙動をシミュレーションする技術である3次元仮想振動台の研究開発に取り組んでいる。平成23年度より、3次元仮想振動台実現のための要素技術の1つとして、流体解析技術の研究開発を開始した。特に、原子力施設の運転に影響を与える可能性のある地震時のスロッシングに関する影響を確認するため、スロッシングの分析に適した気液二相乱流シミュレーションコードを開発している。本研究では、大規模並列計算環境を整備し、1024コアを使用した大規模計算において、一台の計算機で計算した場合と比較して950.2倍にのぼる高並列実行性能を得ることができた。この結果、乱流の効果を考慮した大規模なスロッシングシミュレーションを可能にしうる技術的見通しを得た。
鈴木 喜雄; 鵜沢 憲; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
原子力施設全体規模の地震時の挙動を推定・予測することを目的とし、原子力施設全体の耐震シミュレーションの実現に向け、「挙動解析のためのフレームワーク」と「不確かさの分析・評価技術」を両輪として研究開発している。ここでは、挙動解析のためのフレームワークについて述べる。本フレームワークは、できるだけ計算モデルの仮定を排除し、正確化・適正化するために、現在、(1)観測とより正確に比較するための地盤-建屋-機器(簡易モデル)統合解析技術、(2)部品間相互作用を考慮するための部品
機器(詳細モデル)の組立構造解析技術、(3)部品の挙動を個別に解析するためのズーミング解析技術、(4)冷却材が構造に与える内圧・熱応力を考慮可能とするための熱流体構造連成解析技術、の4つから構成されている。これまで、(1)と(2)を原子力機構が有する研究炉に適用し、観測結果と比較することで、計算モデルの正確化に向けた見直しを図った。また、(3)を、理論解を持つ簡易形状に適用し動作確認した。(4)については、スロッシング現象に適用し実験結果と比較することで動作確認した。
鵜沢 憲
no journal, ,
使用済み燃料プールのスロッシングに起因する機器構造物の異常事象を未然に防止するためには、スロッシングにより発生する溢水量や流体圧力値の正確な把握が求められる。このためには、これまでプールの形状等に依存する実験的な経験値(減衰定数)で置き換えられてきた内部構造物や水面の近傍での乱れ(乱流)によるエネルギー散逸を定量的に評価する必要がある。そこで本研究では、エネルギー散逸をより機構論的に評価可能とするため、矩形水槽内のスロッシングを対象とした数値シミュレーションを実施し、スロッシングに対する乱流モデルの有効性を検証した。その結果、スロッシング波高についてはレイノルズ応力モデルとLESによる計算値が実験値と良好に一致するものの、圧力値についてはLESのほうが良好に実験値と一致することがわかった。この原因として、LESでは界面形状の3次元性がより顕著であることを明らかにした。
鈴木 喜雄; 星 芳幸*; 坂本 健作; 鵜沢 憲; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
原子力機構では、巨大地震下における原子力施設の耐震評価のさらなる向上のため、原子力施設全体の挙動解析を可能とする3次元仮想振動台の研究開発を実施している。このようなシミュレーションを用いて実事象の正確な把握や予測を行うためには、結果の検証、妥当性確認(verification & validation: V&V)を経て、実事象を推定しなければならない。現在、実際の原子力施設全体を対象に3次元仮想振動台の研究を進めているが、そのV&Vの一環として、数百部品から構成される機器の一つを対象にメッシュの品質を確認したところ、シミュレーションの実行や結果の可視化により初めてメッシュの不良に気づくケースがあること、この不良の原因の特定のために試行錯誤が必要となることが課題として挙げられた。これらの課題の解決に向けて、不良の原因と修正方法を分析した結果、メッシュ不良の発生を低減できるようになった。
