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西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.576 - 581, 2011/10
本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震評価への貢献である。本論文では、本目的を実現するための重要な技術要素として「弾塑性接合モデル」と呼ぶ部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを提案し、実プラントへの適用例を示す。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を弾塑性接合モデルとして考慮することを試みる。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。われわれは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。その結果、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化等、弾塑性接合モデル導入による効果が確認された。
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。
木野 千晶; 立川 崇之; 手島 直哉; Kim, G.; 鈴木 喜雄; 新谷 文将; 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), 4 Pages, 2010/10
フォールトトレラント機能を備えた新しいアプリケーション統合のための制御システムを開発した。本システムはアプリケーションを一つのジョブ実行と複数のファイル転送によって構成されるタスクとして取り扱う。本システムではフォールトトレラント機能を備えたジョブ実行APIを用いることで、投入されたジョブが何らかのトラブルで正常に実行されない場合は新しい計算機を指定し、必要なファイルを転送し、再度ジョブが投入される。これらのプロセスはXML形式で記述された定義ファイルによって制御される。複数のアプリケーションを連携させた流体・構造連成シミュレーションに本システムを適用し、システムの有用性を確認した。
西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*
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
本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震設計への貢献である。本目的を実現するための技術要素の一つとして、われわれは、「弾塑性接合モデル」と呼んでいる部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを開発している。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を考慮することを試みた。本論文では、この弾塑性接合モデルの提案と、実プラントへの適用例を示す。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。われわれは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。結果として、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化が確認されたので、ここに報告する。
山田 知典; 新谷 文将
High Performance Computing on Vector Systems 2009, p.223 - 232, 2009/11
We, CCSE/JAEA, are constructing a vibration table in an extended world for safety simulation of nuclear power plants. In our vibration table, the balancing domain decomposition method is adopted to reduce the computation cost. In this research, a prediction methodology of optimal number of subdomains, which has great influence on the computational cost, is introduced and numerical validation is performed with a component of an actual nuclear power plant.
Kim, G.; 鈴木 喜雄; 手島 直哉; 西田 明美; 山田 知典; 新谷 文将; 武宮 博; 中島 憲宏; 近藤 誠
Proceedings of 1st International Conference on Parallel, Distributed and Grid Computing for Engineering (PARENG 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2009/04
We developed the Script Generator API to support users to develop Grid-enabled client application. The Script Generator API automatically generates a Grid-enabled workflow script needed to execute jobs on a Grid system. Using the Script Generator API enables users to use a Grid environment without consciousness of a Grid computing system. In this paper, we show the implementation of the Script Generator API in our Grid infrastructure and its utilization to the Full-scale 3D Vibration Simulator for an Entire Nuclear Power Plant. By developing a Grid-enabled client application for the Full-scale 3D Vibration Simulator, we confirmed the usability of the Script Generator API.
西田 明美; 新谷 文将; 山田 知典; 櫛田 慶幸; 武宮 博; 中島 憲宏
安全研究フォーラム2009資料集, p.25 - 29, 2009/02
本課題は、部品レベルで実プラントを模擬して、地震応答解析が可能な計算科学的手法を用いた3次元仮想振動台を開発することを目的としている。従来の地震応答解析法の保守性や地震PSAにおける機器損傷確率評価への活用により、安全性の向上に資するための調査研究を行う。まずは質点系モデルによる解析や実測値との比較検討を可能とする仕組みを整備する。将来的にはPRA/QRA手法への適用方策に繋げられるようにする。既に数値解析機能を実証済みで、現在実際の振動データ等による応答精度の検証作業を実施中である。今後、応答精度の検証の継続により地震応答解析技術を実証する予定である。
鈴木 喜雄; 西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 阿久津 拓; 手島 直哉; 中島 康平; 近藤 誠; 林 幸子; 青柳 哲雄; et al.
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.60 - 71, 2009/00
原子力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のための大規模シミュレーション技術の研究開発を実施している。特に、原子力プラントの震動応答解析のため、スーパーコンピュータを複数台接続した環境での3次元仮想振動台の構築を進めている。原子力プラントの全容シミュレーションでは、大規模なデータを処理することが課題となる。この課題克服のため、われわれは、シミュレーションのフレームワークとコンピュータのプラットフォームを提案し、構築した。コンピュータプラットフォームでは、グリッドコンピューティング基盤ITBL-IS及びAEGISにより、大規模な原子力プラントの全容シミュレーションを可能とした。また、本プラットフォームをベースとしたシミュレーションフレームワークでは、原子力施設HTTRの圧力容器と冷却システムに対する線形弾性解析に成功した。
中島 憲宏; 新谷 文将; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 井田 真人; 山田 知典; 櫛田 慶幸; Kim, G.; 木野 千晶; 武宮 博
Proceedings of International Symposium on Structures under Earthquake, Impact, and Blast Loading 2008, p.119 - 123, 2008/10
日本は第4のエネルギー消費国といわれているが、その消費資源である石油や天然ガスといった化石燃料資源はほとんど保有しておらず、それらの消費量の多くは輸入に依存しているために、安定したエネルギー供給が一つの問題になっている。一方、温室効果ガス制限のために、省エネルギー化の推進は、重要課題となっている。このような背景において、1966年に始まった日本の商業原子力発電は、今日ではそのエネルギー供給が日本の電気の消費量の約3割を占めるに至っている。日本の土地柄、地震対策は、社会基盤の運用上重要な課題である。その対策確保のために、計算科学的アプローチだけでなく、さまざまなアプローチにより多くの社会基盤の耐震性を検証してきている。本論では、地震対策のための計算科学的アプローチの一つとして、FIESTA(組立構造物のための有限要素解析)による大規模なシミュレーション技術を提案する。本論では、原子力分野で検討すべき衝撃荷重の事例を紹介するとともに、そのシミュレーション課題を議論する。
中島 憲宏; 新谷 文将; 鈴木 喜雄; 西田 明美; 松原 仁; 中島 康平
第27回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.511 - 514, 2008/06
本論は、原子力発電プラントなどの原子力施設の状態を振動工学や構造力学の観点でシミュレーションする3次元仮想振動台が出力するテラバイトを超える量のシミュレーション結果を評価する作業過程を効率的に支援するために、データ分析・監視支援機能を提案する。ここでは有限要素解析結果を例にとり、分析対象となる要素とその近傍における要素間の相互関係と要素全体との関係を確認しながら評価する手段を、マルチ画面管制技術により提案する。その実現環境は、シミュレーションとの連係や大規模可視化システムが不可欠なため、グリッド・コンピューティング環境AEGIS(atomic energy grid infrastructure)で実現する。
中島 憲宏; 新谷 文将; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 櫛田 慶幸; 山田 知典
第57回理論応用力学講演会講演論文集, p.33 - 35, 2008/06
組立構造解析手法を提案することにより部品ごとの設計解析に利用したデータを利用して、全体解析をする手段を提案した。全体解析はAEGIS計算機環境において実現した。組立構造解析手法を有限要素法により実現するために、独立に有限要素分割された部品間で不整合な有限要素の接合状態、すなわち節点が必ずしも一致しない境界を計算する手段を用いて演算できるようにした。本手法を基礎的な検証問題や実問題に適用し、その解の妥当性を確認した。その結果、3次元仮想振動台というシステムが目標とする大規模な組立構造物を静的,動的解析により計算するシステムの一部を有限要素解析により実現できた。
鈴木 喜雄; 中島 憲宏; 新谷 文将; 羽間 収; 西田 明美; 櫛田 慶幸; 阿久津 拓; 手島 直哉; 中島 康平; 近藤 誠; et al.
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
Center for computational science and e-systems of Japan Atomic Energy Agency is carrying out R&D in the area of extra large-scale simulation technologies for solving nuclear plant structures in its entirety. Specifically, we focus on establishing a virtual plant vibration simulator on inter-connected supercomputers intended for seismic response analysis of a whole nuclear plant. The simulation of the whole plant is a very difficult task because an extremely large dataset must be processed. To overcome this difficulty, we have proposed and implemented a necessary simulation framework and computing platform. The simulation framework based on the computing platform has been applied to a linear elastic analysis of the reactor pressure vessel and cooling systems of a nuclear research facility, the HTTR. The simulation framework opens a possibility of new simulation technologies for building a whole virtual nuclear plant in computers for virtual experiments.
西田 明美; 新谷 文将; 松原 仁; 羽間 収; 中島 憲宏
安全研究フォーラム2008参考資料集, p.93 - 94, 2008/02
本課題は、部品レベルで実プラントを模擬して、地震応答解析が可能な計算科学的手法を用いた3次元仮想振動台を開発することを目的としている。従来の地震応答解析法の保守性や地震PSAにおける機器損傷確率評価への活用により、安全性の向上に資するための調査研究を行う。まずは質点系モデルによる解析や実測値との比較検討を可能とする仕組みを整備する。将来的にはPRA/QRA手法への適用方策に繋げられるようにする。
羽間 収; 櫛田 慶幸; 松原 仁; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 新谷 文将; 青柳 哲雄; 中島 憲宏; 近藤 誠
Proceedings of 9th MpCCI User Forum, p.118 - 124, 2008/00
原子力発電プラントが安定的にエネルギーを供給していくためには、機器部材等の経年劣化を踏まえたうえでの巨大地震に対する耐震性能・設計裕度の確認及び未来状態の予測が急務である。原子力発電プラントのような社会的にも大きなインパクトを有する構造物の耐震性能とその限界の確認は、可能であれば実大試験で実証されるべきである。しかし規模やコスト面の制限によりその実施は事実上不可能である。本研究では、原子力発電プラント内機器の振動特性を3次元・実スケール解析により定量的に見極めることを可能とする統合的なシミュレータを提案し、実装することを目的とする。
山田 知典; 新谷 文将; 西田 明美; 櫛田 慶幸; 中島 憲宏
Theoretical and Applied Mechanics Japan, 57, p.81 - 87, 2008/00
現実の地震をコンピュータ上において模擬し、現実世界とデジタル空間において協調した実験が可能な仮想振動台を構築する。このためデジタル空間において組立構造物の解析を行うための方法論と必要とされる膨大な計算資源を可能とするための計算機環境について本論文で述べる。
西田 明美; 松原 仁; Tian, R.; 羽間 収; 鈴木 喜雄; 新谷 文将; 中島 憲宏; 谷 正之; 近藤 誠
日本原子力学会和文論文誌, 6(3), p.376 - 382, 2007/09
ここ数年、原子力プラントにおいて予期しえなかった事象が相次いで起こり、その安全保守性に対して従来以上に高い信頼性が求められている。しかしながら、実際の原子力プラント等を用いた保全管理実験や経年運転検証実験には膨大な費用と年月が必要である。そこで、進展著しい計算科学の力を活用して安全かつ効率的に原子力プラントの保全性評価を行おうという試みがなされるようになってきている。著者らは、将来的な原子力耐震情報管制システム構築を見据え、原子力プラント3次元全容シミュレーションの研究開発に取り組んでいる。3次元仮想振動台と呼んでいる本技術は、原子力プラントの機器,建屋,地盤の連成を考慮した実環境下での原子力プラントまるごと数値シミュレーションを最終目標とする。今般、3次元仮想振動台実現のための要素技術として、構造物を部品の組立品として扱い、部品間の連成を考慮することで巨大施設の全体解析を可能とする組立構造解析法を提案し、並列分散計算機環境においてプロトタイプを実装した。本論文では、組立構造解析法の並列分散環境におけるシステム構築について述べ、数千万自由度を有する実プラント冷却系統への適用例を示す。
羽間 収; 新谷 文将
日本機械学会2007年度年次大会講演論文集, Vol.1, p.685 - 686, 2007/09
次世代高速炉を実現するための革新技術の一つとして、直管型二重伝熱管蒸気発生器の採用が検討されている。しかし、これを実現するためには、厳しい機械的・熱的環境において7000本もの伝熱管を保持できる大型管板の開発が重要になっている。実現に向けて耐圧上有利な球形管板及び新材料の採用が検討されているが、これは従来設計法が適用できないため、管板の開発にあたって、まずは最大応力発生箇所及び最大応力値を把握することが必要となった。本報では、球形かつ表面に伝熱管保持用スタブ構造を持つ3次元複雑形状構造である球形管板中の最大応力発生箇所及び最大応力値を把握するため実施した大規模詳細熱応力解析の結果について報告する。
谷 正之; 中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 松原 仁; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 羽間 収; 近藤 誠; 川崎 幸三
Proceedings of Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computations and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA 2007) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/04
The quakeproof analysis for an assembly structure such as a nuclear power plant should not be calculated as a piece of structure as existed structural analyses as do so, because of heterogeneity of each part in the functionality, which relates to the boundary condition. As well known that nuclear power plant consists of over ten million detailed parts, it takes lots of computational resources such as memory, disk space, and computational power to carry out its analysis. In order to achieve the assembly structure analysis, it is to give an efficient performance method, a treatable data handling method, and taking account the heterogeneity of each part in the functionality. The proposed method is to treat a power plant size assembly with its components. The components are handled by one by one to reduce the size of data at a operation, and to concern heterogeneity of each part.
中島 憲宏; 新谷 文将; 平山 俊雄
原子力eye, 52(10), p.22 - 34, 2006/10
本報は、原子力機構における計算科学の展開の現状を紹介したものである。本報では、まず、原子力機構における計算科学の展開戦略、計算機環境、研究開発体制、そして機構内、国内及び国外における連携について概括的な紹介を行う。その後、計算機技術開発と計算科学の研究開発事例として、グリッド・コンピューティング技術、3次元仮想振動台システム、高速増殖炉サイクル技術、核融合エネルギー技術、及び量子ビームテクノロジーに関して、具体的な研究開発の内容を紹介する。
杉本 純*; 安濃田 良成*; 新谷 文將*; 山口 紀雄*; 佐藤 義則; 石川 敬二
JNC TN1200 2004-002, 100 Pages, 2004/07
JNC-TN1200-2004-002.pdf:5.41MB
原子力安全委員会の定める安全研究年次計画及び規制行政庁等のニーズを踏まえ、原研とサイクル機構が実施している安全研究について、原子力関係者及び一般を対象に、最近の成果を報告するとともに、統合後の新法人における安全研究の進め方に関する総合討論を行うことにより、今後、新法人が進める安全研究に資することを目的として、2004 年2 月6 日に東京で合同の研究成果報告会を開催した。本報告会には原子力関係者をはじめ規制行政庁を中心に、昨年の188 人を大幅に上回る259 人の参加があった。 本報告会は、研究成果の報告、特別講演、総合討論より構成した。まず、原研とサイクル機構の安全研究の成果の概要について、それぞれの機関より報告した。その後、原子力施設等、環境放射能、放射性廃棄物の各安全研究の成果について、原研及びサイクル機構から報告した。続いて、東原子力安全委員会委員より高レベル放射性廃棄物処分に対する防護基準の概要について特別講演があった。最後に、木村原子力安全委員会安全研究専門部会長が議長を勤め、規制行政庁、産業界、学界からのパネリストに原研及びサイクル機構からの各1名を加え、フロアからの参加も交えながら「新法人における安全研究の進め方」についての総合討論を行った。原研及びサイクル機構以外のパネリストから新法人における安全研究の進め方に関する考え方が示され、期待の大きいことが明確になった。新法人の安全研究計画の策定に際して参考となる多くの貴重な意見が得られた。本報告書は、上記合同報告会における特別講演、報告、質疑応答、総合討論及び使用された発表資料を取りまとめ、講演集としたものである。
