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論文

A Negative probability table problem of heating number in FENDL-3.1d ACE file

今野 力; 権 セロム*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.320 - 325, 2020/10

FENDL-3.1dの非分離共鳴データのある33核種で、ACEファイルに入っている発熱数の確率テーブル(p-table)に負の値があることを見つけ、その原因を調べた。その結果、問題の核種はエネルギーバランスが崩れているためエネルギーバランス法で計算される捕獲反応の部分KERMA係数が異常に大きくなること、FENDL-3.1dでは運動学的手法で全反応のKERMA係数を計算していることがわかった。このため33核種のNJOY処理で問題が生じ、発熱数のp-tableに負の値が入ったと考えられる。この問題への対処方法として2つの方法を考案し、FENDL-3.1dのACEファイルを作り直し、発熱数のp-tableに負の値がないことを確認した。

論文

Benchmarks of depletion and decay heat calculation between MENDEL and MARBLE

横山 賢治; Lahaye, S.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.109 - 116, 2020/10

CEAと原子力機構(JAEA)は、共同研究の枠組みで燃焼・崩壊熱計算のベンチマークを進めている。両機関は核燃料サイクルの分野で着目すべき物理量を計算するのに必要な解析システム(CEAのMENDEL、JAEAのMARBLE)を独立に開発している。両者の結果を比較することで各々のシステムの検証に資することが本ベンチマークの目的である。MENDELは燃焼方程式を解く方法としていくつかの解法を備えている。照射計算に対しては、ルンゲクッタ法やチェビシェフ有理関数近似法(CRAM)を利用することができる。崩壊計算に対しては、解析的な解法も利用できる。MARBLEはクリロフ部分空間法やCRAMを利用することができる。このベンチマークの第1フェーズとして、Pu-239の高速中性子による核分裂後の崩壊熱と原子数密度の計算結果の比較を行った。この計算では、(1)JEFF-3.1.1、(2) JENDL/DDF-2015 + JENDL/FPY-2011、(3) ENDF/B-VII.1の3種類の核データライブラリを適用した。計算に必要な核データや燃焼チェーンは、これらの核データライブラリから、各々のシステムで独立して生成した。両システムの結果は互いにとてもよく一致することを確認した。また、この数値計算結果を実験値とも比較した。現在、ベンチマークの第2フェーズとして、ORLIBJ33で提供されている核データと燃焼チェーンを利用したMENDELとMARBLEの燃焼計算ベンチマークを行っている。なお、ORLIBJ33はJENDL-3.3に基づくORIGEN-2コードシステム用の断面積ライブラリである。このベンチマークでは、ORIGEN-2コードの計算結果とも比較する。ORLIBJ32, ORLIBJ33, ORLIBJ40を含むORLIBは特に日本では長年に亘って広く利用されており、ORLIBを使った比較はMENDLやMARBLEの性能を確認する上でも有効であると考えられる。

論文

Study of shields against D-T neutrons for Prompt Gamma-ray Analysis apparatus in Active-N

古高 和禎; 藤 暢輔

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.297 - 304, 2020/10

No established method exists to non-destructively measure the amount of highly radioactive nuclear fuel materials such as spent fuels, and it is one of the urgent issues in nuclear material accountancy. Therefore, JAEA has started a research on development of innovative non-destructive analysis (NDA) system for Special Nuclear Materials and Minor Actinides, in cooperation with EC-JRC. The aim of the project is to establish an NDA method which can be applied to highly radioactive nuclear materials and develop a demonstration system, named "Active-N", by utilizing an intense D-T neutron source and by combining the following mutually complemental active-neutron NDA methods: DDA, N RTAs, and PGA (Prompt Gamma-ray Analysis). The PGA measurements play a crucial role in the system, because it can detect/quantify neutron poison elements which disturb DDA measurements, as well as explosives and chemical warfare agents, by utilizing a high-energy resolution Germanium detector. To make an NDA system to be efficient one, an intense neutron generator has to be employed. On the other hand, exposure of a Ge detector to an immense amount of fast neutron makes the detector severely damaged and inoperative. Therefore, in order for the system to be efficient, it is essential to develop effective shield of the PGA system against fast neutrons. In this work, by performing particle transport calculation using Monte Carlo method, we have investigated effective shielding methods for the PGA measurement system in the Active-N system, against fast neutrons from the D-T neutron source. Materials and their configurations which effectively reduce fast-neutron doses and at the same time emit no interfering gamma rays, were examined. Through the calculation, a shield which reduces fast neutron dose sufficiently have been developed. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.92 - 96, 2020/10

Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. The former studies showed the RRRP method with a super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. It turned out afterwards that a radially-dependent analytical uncertainty remained in the CRW estimation, which also affected the estimation of radial power distribution (RPD) in the control-rod inserted core. Fortunately, those effects were negligible for smaller fast reactor cores. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD for large fast reactor cores, this study refined the super-cell model in the RRRP method with the help of Monte-Carlo simulation.

論文

Applications of radiocesium migration models to Fukushima environmental issues: Numerical analysis of radiocesium transport in temperature-stratified reservoirs by 3D-Sea-SPEC

山田 進; 町田 昌彦; 操上 広志

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.140 - 146, 2020/10

本発表は、2011年の福島第一原子力発電所の事故により環境中に放出され、地上に降下した放射性セシウムのダム内での振る舞いの研究についての発表である。大きなダムでは、夏期に上層の水温が高く下層が低い状態が保たれる水温の成層化と呼ばれる状態が観測されており、成層化しているダム内での詳細な振る舞いを計算機シミュレーションにより評価するためには、その状態を考慮した機能を追加することが必須である。そこで、これまでに著者らが開発してきた3次元流体シミュレーションコード「3D-Sea-SPEC」に水平方向の移動に関する補正機能を追加することで、温度の成層化を再現することを可能にした。本発表では、「3D-Sea-SPEC」の紹介を行うとともに、成層化を再現するための補正方法について報告する。また、水温を変化させたシミュレーションを実施し、ダム内が成層化する条件を調査するとともに、水温の成層化の有無による放射性セシウムの振る舞いの違いを評価し、その結果を報告する。

論文

Interactive in-situ steering and visualization of GPU-accelerated simulations using particle-based volume rendering

河村 拓馬; 長谷川 雄太; 井戸村 泰宏

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.187 - 192, 2020/10

汚染物質の大気拡散予測の実現に向けて、GPUスーパーコンピュータ(スパコン)向けに最適化された適合格子細分化(AMR)による流体シミュレーションが開発されており、その結果の対話的な可視化や計算パラメータのステアリング技術が必要とされている。本研究では、これまでに開発してきた構造格子向けの粒子ベースIn-situ可視化手法をAMR向けに拡張し、ファイルを介したIn-situ制御機構を利用して計算パラメータのIn-Situステアリングを可能にした。開発した手法をGPUプラットフォーム上で動作する都市部でのプルーム分散シミュレーションに結合し、膨大なパラメータスキャン無しにヒューマンインザループにより汚染源探索が可能なことを示した。

論文

A Comparative study of sampling techniques for dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants

久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10

動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。

論文

Validation study of finite element thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly at low flow rate condition

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10

有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。

論文

Image-based view selection for shape comparison of mode water regions in virtual reality spaces

矢野 緑里; 伊藤 貴之*; 田中 裕介*; 松岡 大祐*; 荒木 文明*; Czauderna, T.*; Stephens, K.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.201 - 208, 2020/10

気候モデルの調整には複雑な過程が必要なため、可視化を用いた分析は気候モデルやそのモデルの変数、出力結果を評価・理解する上で重要な役割を果たす。仮想現実(VR)技術は3次元可視化に効果的であり、近年、よりさまざまな科学データの可視化分析に用いられている。しかし、ユーザーの操作方法や観察対象の形状の特徴によってはVR空間の利点をうまく活用できない状況がある。そこで、そうした状況を解決するために画像ベースの視点選択手法を提案し、モード水領域の形状をもとにシミュレーションと観測の海洋状態の差異を把握することを目指す。この視点選択では、シミュレーションデータと観測データから抽出したモード水領域の形状を比較するときの評価基準を考慮している。本論文では、この視点選択手法を2種類の形状比較事例に適用し、比較形状の類似度合いについて考察した。

論文

Communication-avoiding Krylov solvers for extreme scale nuclear CFD simulations

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; Ali, Y.*; 今村 俊幸*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.225 - 230, 2020/10

ジャイロ運動論的トロイダル5次元オイラーコードGT5Dにおける半陰解法差分ソルバ向けに新しいFP16(半精度)前処理付き省通信型クリロフソルバを開発した。このソルバでは、大域的集団通信のボトルネックを省通信型クリロフ部分空間法を用いて解決し、FP16前処理を用いて収束特性を改善することで袖通信の回数を削減した。FP16前処理は演算子の物理特性に基づいて設計され、A64FXにおいて新たにサポートされたFP16SIMD演算を用いて実装された。本ソルバは富岳(A64FX)とSummit(V100)に移植され、JAEA-ICEX(Haswell)に比べてそれぞれ$$sim$$63倍, $$sim$$29倍のソケットあたり性能の向上を達成した。

論文

Intuitive interactions for immersive data exploration of numerical simulation results

田畑 銀河*; 坂本 尚久*; 河村 拓馬

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.193 - 200, 2020/10

対話的な可視化・解析において、画面上における可視化結果の対話的な操作は知見の抽出に直結する重要な技術である。従来の2次元ディスプレイ上では、マウスを使って視点移動や可視化パラメータの調整等の対話的操作を行っていた。そして、CAVEシステムやヘッドマウントディスプレイ(HMD)等の仮想現実(VR)テクノロジが可視化・解析に利用されるようになり、VR空間中で可視化結果データを対話的に操作する技術の開発が可視化分野における重要な課題の一つとなった。本論文では、リープモーションにより現実のハンドジェスチャーを取り込み、HMDによるVR空間中で直感的に視点移動や可視化パラメータを変更する技術を提案する。開発した技術を4人にテストしてもらい、操作感のアンケートから視点変更が容易であるという結果を得ることができた。

論文

Performance portable implementation of a kinetic plasma simulation mini-app with a higher level abstraction and directives

朝比 祐一; Latu, G.*; Bigot, J.*; Grandgirard, V.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.218 - 224, 2020/10

エクサスケール計算機時代には、CPUやGPUの種類を問わずに高性能を発揮する性能可搬性が重要となることが予想される。発表者は、どのような技術を活用すれば運動論的モデルを採用するプラズマ乱流コードの高可搬性実装が可能となるかを調べた。運動論的コードの例として仏国CEAで開発されたGYSELAコードに着目し、当該コードを特徴付ける高次元性(4次元以上)とSemi-Lagrangianスキームといった特徴を抽出したミニアプリケーションを作成した。発表者はミニアプリケーションをOpenACC, OpenMP4.5およびKokkosを用いて並列化し、それぞれの手法の利点,欠点を調査した。OpenACCおよびOpenMP4.5は指示行を挿入することで、Kokkosは高レベルな抽象化を行うことで性能可搬実装を実現する。発表では、生産性,可読性,性能可搬性の観点からそれぞれの手法の利点,欠点を論じる。

論文

Ensemble wind simulations using a mesh-refined lattice Boltzmann method on GPU-accelerated systems

長谷川 雄太; 小野寺 直幸; 井戸村 泰宏

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.236 - 242, 2020/10

都市域の風況および汚染物質拡散は建造物や植生に強く影響されるため、従来のメソスケールモデルで記述することは困難である。この問題を解決するため、細分化格子ボルツマン法(LBM)を用いたGPUベースのCFDコードの開発を進めており、現在、数メートル解像度の汚染物質拡散のリアルタイム解析を実現している。しかし、このような高解像度のシミュレーションでは流れは極めて強い乱流状態にあり、計算結果は様々な計算条件の影響で大きく変化する。本研究では、このようなカオス状態のシミュレーションにおいて計算の信頼性を向上させるため、アンサンブル計算を実装し、不確かさの統計的評価を可能とした。開発したコードを用いてオクラホマシティにおける野外拡散実験JU2003の検証計算を行った。結果として、風況が実験とよく一致するとともに、トレーサガス濃度の平均値がアンサンブル計算と実験値の間でFactor2の条件(計算値と実験値の比が1/2から2倍の間にあること)を満たすことを確認した。

論文

GPU-acceleration of locally mesh allocated two phase flow solver for nuclear reactors

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; Ali, Y.*; 山下 晋; 下川辺 隆史*; 青木 尊之*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.210 - 215, 2020/10

本研究では、ブロック型局所細分化(AMR)法に基づくPoisson解法のGPU高速化を実施した。ブロック型AMR法はGPUに適したデータ構造であり、複雑な構造物で構成された原子炉等の解析に必須な解析手法である。これに、最新の前処理手法であるマルチグリッド(MG)法を共役勾配(CG)法へと組み合わせることで、計算の高速化を実現した。MG-CG法を構成する計算カーネルをGPUスーパーコンピュータであるTSUBAME3.0上にて測定した結果、ベクトル-ベクトル和、行列-ベクトル積、およびドット積の帯域幅は、ピークパフォーマンスの約60%となり、良好なパフォーマンスを実現した。更に、MG法の前処理手法として、3段のVサイクル法および各段に対してRed-Black SOR法を適用した手法を用いて、$$453.0times10^6$$格子点の大規模問題の解析を実施した結果、元の前処理付きCG法と比較して、反復回数を30%未満に削減すると共に、2.5倍の計算の高速化を達成した。

論文

Molecular dynamics study of phosphorus migration in $$Sigma$$5 grain boundary of $$alpha$$-iron

海老原 健一; 鈴土 知明

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.65 - 69, 2020/10

リンは鉄鋼材料において粒界脆化を引き起こす元素として知られている。さらに、照射による空孔や格子間原子の増加によってリン原子の粒界偏析が促進される。このことから、照射量や温度に対する粒界リン偏析量を評価するため、原子レベルの素過程に基づく拡散レート理論モデルを開発している。しかし、このモデルでは、粒界でのリンのトラップ及びデトラップモデルが適切に取り込まれていないため、実験結果と直接比較できる量を計算できない。粒界からのデトラップを考察するため、これまで、これまで鉄中の$$Sigma$$3対称傾角粒界内におけるリンの移動を分子動力学シミュレーションにより考察してきたが、本研究では、$$Sigma$$5でのリン移動をシミュレーションし、$$Sigma$$3との結果と比較した。その結果、800Kにおいて、$$Sigma$$3ではリン原子は比較的容易に鉄原子の間を移動するが、$$Sigma$$5では空孔がないと移動できないことが分かった。また、リン原子を置かない粒界領域中の鉄原子についても同様の傾向が見られた。これは、デトラップ過程をモデル化するための1つの知見を与えると考えられる。

論文

Estimation of air dose rate using measurement results of monitoring posts in Fukushima Prefecture

関 暁之; 真弓 明恵; Wainwright-Murakami, Haruko*; 斎藤 公明; 武宮 博; 井戸村 泰宏

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.158 - 164, 2020/10

空間線量率の時間変化を近くのモニタリングポストの測定結果を使って推定する手法を開発した。この手法は、対象地点のわずかな測定値と近くのモニタリングポストの高頻度な測定値から観測モデルを設定し、階層ベイズモデルによって推定するものである。この手法の妥当性を福島県内のモニタリングポストを対象に調査したところ、ほぼ全ての対象地点において誤差が10%以内で推定することができた。

論文

JAEA activities related to the use of computer programs and databases in the nuclear field

鈴木 喜雄; 大谷 孝之; 坂本 健作; 高倉 正博*; 桑原 康弘*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.287 - 294, 2020/10

日本原子力研究開発機構(JAEA)システム計算科学センター(CCSE)高性能計算技術利用推進室では、JAEAでの研究開発成果の普及と研究開発効率の向上に向け、JAEAで開発されたコンピュータープログラム(CP)とデータベース(DB)の管理を担当している。これらCPおよびDBの情報は、我々が開発したPROgram and DAta base retrieval System (PRODAS)(https://prodas.jaea.go.jp)を利用して検索することができる。また、日本では、OECD NEAデータバンク(NEADB),米国の放射線安全情報計算センター(RSICC)、および国際原子力機関(IAEA)が保有する原子力分野のCPおよびDBを取得できる。本論文では、JAEA内で開発されたCPとDBの所蔵と配布の最近の状況と、国際的に原子力分野のCPとDBを入手・提供するためのフレームワークを紹介する。

口頭

A Computational approach for an object situated alone in infinitely expanded radiation field by Monte Carlo codes using reflection boundaries

古田 琢哉; 高橋 史明

no journal, , 

無限放射線場に存在する対象物に対する線量計算をモンテカルロ輸送計算で実行する従来手法は非常に効率が悪く、長い計算時間を必要としていた。これは、無限放射線場を近似するためには放射線の平均自由行程の数倍の広さが必要である一方で、放射線が対象物に到達する確率は非常に低く、ほとんどの輸送計算が無駄になるためである。そこで、我々は対象物よりも少し大きい程度の小さな計算領域に反射境界を利用することで、目的の線量計算を効率的に実行する手段を提案した。まず、第一段階として対象物を置かない状況で、計算領域の端の境界面に反射面を考え、領域内に閉じ込めた放射線を輸送することで無限放射線場を模擬し、反射直後の放射線の位置・運動量を記録する。次に、第二段階として対象物を設置し、反射面を取り除いた状況で、計算領域内から発生する放射線と計算領域に外部から入射する放射線で対象物に対する線量計算を実行する。第一段階で取得した放射線の反射面直後の記録が無限放射線場から計算領域に入射する外部放射線と見なすことができるので、本手法により無限放射線場に孤立した対象物に対する線量計算が実行できる。本手法では計算時間を従来手法に比べて数百分の一程度に短縮することが可能である。本発表では、いくつかの適用例を紹介し、本手法の有用性を示す。

口頭

Estimation method of systematic uncertainty associated with uncertainty of total cross section model in PHITS

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

no journal, , 

モンテカルロ法に基づいた粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、加速器施設の遮蔽計算等の目的で多く利用されている。PHITSの計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、計算の試行回数に関連する統計的不確かさと、輸送計算で使用される全断面積モデル等の不定性に起因する系統的不確かさの両方を評価する必要がある。我々は、統計学的手法である分散分析を導入することで、計算結果の分散から統計的および系統的不確かさを同時に推定することを可能とさせた。また、ベイズの定理に基づいたKALMANコードを利用することで、内部パラメータが不確かさの幅を持つ全断面積モデル開発した。ここで、不確かさの幅は実験値の誤差と対応しており、幅の範囲で内部パラメータを変動させながら輸送計算を実行することにより、モデルの不定性に起因する系統的不確かさを適切に評価することが可能となる。

口頭

Particle and Heavy Ion Transport code System: PHITS

佐藤 達彦; 岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 甲斐 健師; Tsai, P.-E.; 松田 規宏; 松谷 悠佑; et al.

no journal, , 

PHITSとは、原子力機構が中心となって開発を進めている汎用モンテカルロ放射線輸送計算コードであり、あらゆる物質中での様々な放射線挙動を模擬することができる。その計算精度は、包括的に行ったベンチマーク計算により保証されており、加速器遮蔽、医学物理、放射線防護、粒子・宇宙線物理、環境科学など様々な分野で応用されている。PHITSは、Windows, Mac, Linuxなどほぼ全てのコンピュータ上で動作し、メモリ分散型(MPI)及びメモリ共有型(OpenMP)並列計算に対応している。発表では、最新版PHITSの特徴について解説するとともに、ベンチマーク計算結果などを紹介する。

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