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長家 康展; 森 貴正
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
原子炉炉心解析では、制御棒反応度,ボイド反応度,サンプル反応度のような反応度価値を計算する必要がある。しかし、反応度価値の大きさが小さいとモンテカルロ法で計算することは難しい。今回、微分演算子サンプリング法を用い、4次までの微分係数と4次までの源摂動効果を考慮できるようにし、4次の微分演算子サンプリング法の反応度価値に対する計算精度を調べた。ベンチマーク計算として、Godiva炉心に対する反応度価値計算を行った。摂動は中心1cmの領域の密度を減少させることにより加えた。4次の微分演算子サンプリング法の結果は参照解とよく一致した。また、実際の計算として、TCAにおける
Npサンプル反応度価値の計算を行った。微分演算子サンプリング法の結果は、高次の効果を考慮するにつれて参照解に近づくが、4次まで考慮しても約
17%の誤差を生じることがわかった。この場合、さらに高次の項を考慮するか別の手法が必要であることがわかった。
川村 英之; 伊藤 集通; 小林 卓也; 乙坂 重嘉; 広瀬 直毅*; 外川 織彦
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
日本原子力研究開発機構は、1997年から2002年の間に日本海海洋調査を実施して、日本海における人工放射性核種濃度の分布を明らかにした。本研究の目的は、海洋大循環モデルを使用して数値実験を行い、日本海海洋調査で得られたさまざまな知見を確証することである。数値実験は、大気中核実験が主な起源である大気降下量を海面の境界条件とし、東シナ海の平均表層濃度を対馬海峡からの流入境界条件とした。モデル結果は、
Srと
Csの濃度に関して、観測結果とよく一致した。表層におけるSrとCsの濃度は、それぞれ1.01.5Bq/m
と2.02.5Bq/mであり、表層から深層にかけてこれらの濃度は指数関数的に減少する。また、日本海全域におけるSrとCsの全存在量は、それぞれ1.34PBq(1PBq=10
Bq)と2.02PBqとなり、日本海海洋調査で得られた観測データによる見積もりとよく一致した。さらに、1945年から2000年における全存在量を計算して、1964年にSrは4.86PBq、Csは7.33PBqの最大値を示すことがわかった。
櫻井 健; 小迫 和明*; 森 貴正
Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2010/10
A feasibility design work has been carried out with a Monte Carlo transport code on an active nondestructive assay system for low-level uranium-bearing waste from uranium enrichment facilities. Delayed neutrons from photofission of uranium isotopes in the metal waste are counted with this system to confirm that the activity of this waste is below the clearance level. The design work needs a coupled neutron/photon transport code which can simulate the photonuclear reaction and the resultant emission of neutrons. We have modified a continuous-energy Monte Carlo transport code MVP and equipped it with the function to simulate the emission of photoneutrons along with the delayed neutrons from photofission. The photonuclear data library for the modified MVP code was prepared on the basis of evaluated photonuclear data by IAEA. For the delayed neutron yields and spectra, the decay constants and relative abundances of six precursors group from uranium isotopes, JENDL Photonuclear Data File 2004 was adopted. With this code system, a time dependent simulation of neutron counts was made for the assay system, which consisted of a 15 MeV end-point bremsstrahlung photon source, helium-3 neutron detectors and the waste. The present paper describes the modification of the MVP code and the results of the simulation.
I in the atmosphere emitted from nuclear fuel reprocessing plants西沢 匡人; 鈴木 崇史; 永井 晴康; 外川 織彦
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
鈴木ら(
, 
, 268-275, 2008)は日本海において採取した海水中のIの80%以上が核燃料再処理施設起源であると推定した。欧州の再処理施設から日本海までの距離と大気及び海洋循環の時間スケールを考慮すると、Iの大部分は大気を経由して輸送したものと考えられる。本研究では、欧州の核燃料再処理施設から放出されるIの動態と遠隔地における沈着量を調べるために全球化学物質輸送モデルMOZART-4を用いた。1950年代から50年以上に渡る数値シミュレーションの結果を観測値との比較により検証し、Iの濃度及び沈着量分布の特徴を調べた。その結果、モデルは欧州における降水中のI濃度と日本近海におけるI沈着量の観測値と同じオーダーにあった。大気中に放出されたIは、偏西風により北半球全体に拡散・沈着したことがわかった。よってIの大気中への放出は、Iの遠隔地への輸送と沈着を考えるうえで重要であることがわかった。
Van Rooijen, W. F. G.*; 羽様 平; 竹田 敏一*
Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2010/10
炉心解析で使用する拡散係数は、現状ではBenoistの手法に基づき、異方性を考慮した衝突確率を用いて求めている。しかしながら、Benoistの手法では、スラブ形状の2次元のボイド領域を含む体系の拡散係数を適切に評価できない。また、ゼロバックリングを仮定しているため、その妥当性も課題である。現在、ボイド領域を含む体系でも適切な拡散係数が得られるように決定論手法による格子計算の改良を図っており、その比較参照に供するためモンテカルロ手法による拡散係数の算出を試みた。
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。
宮村 浩子; 林 幸子*; 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), 4 Pages, 2010/10
時空間マップとマップをデザインする機能を提案する。時空間マップは空間・時間情報をマッピングする技術である。このマップでは、物理量の変化を2次元空間に割り当てている。この時空間マップは、例えばデータマップの解像度や色に割り当てている物理量など、観察者が対話的にマップを変えながら観察することでより特徴を把握できる。そこで、データマップをユーザが対話的にデザインする機能を併せて開発し、提案する。
立川 崇之; 手島 直哉; 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), 6 Pages, 2010/10
原子力エネルギー分野では、さまざまな物理現象,大スケールのシステムの挙動を扱うための大規模な統合シミュレーションが開発されている。統合シミュレーションでは、各々のコードがシステム内の各々の物理過程,各パーツを取り扱うようにして、複数のコードを連携して実行する。各コードは別々の組織によって開発され、特定の計算機での実行に適したように最適化されていることが多く、グリッド基盤を活用した連携実行が有用である。大規模シミュレーションは長時間にわたって実行されるため、実行中の耐故障性を考慮する必要がある。耐故障性は実行ジョブのみならず、ジョブ間のファイル転送に対しても考慮する必要がある。このため、われわれはエラー検知,ジョブ再投入,ジョブ間のファイル再転送機能を要する耐故障性機構を開発した。この機構を原子力エネルギーシステムに対して適用し、統合シミュレーションのエラー検知及び自動修復を行い、長時間実行を自動的に継続できることを示した。
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。
鈴木 喜雄; 櫛田 慶幸; 立川 崇之; 手島 直哉; Caniou, Y.*; Guivarch, R.*; Dayde, M.*; Ramet, P.*
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
CNRSとJSTが進める戦略的国際科学技術推進事業『仏国との「コンピュータサイエンスを含む情報通信技術」分野における研究交流』の下で実施している国際的マトリクスソルバー予測システムの研究開発(REDIMPS)プロジェクトにおいて、日仏間国際グリッドコンピューティング環境を構築し、本環境を利用できるようにマトリクスソルバー予測システムを設置して、本システムの機能を向上することを目的とした研究開発を実施した。具体的には、日本側のグリッドコンピューティング技術に仏国側のマトリクスソルバー予測技術を組合せ、日仏でそれぞれ開発したソルバーを追加し、日仏の理工学分野にかかわる計算科学研究者が、自身の有するアプリケーションプログラムに最適なマトリクスソルバーを選び出すことができる環境を実現した。これにより、両国の研究者に対し、各研究者自らアプリケーションプログラムの高速化等に有益な情報を取得できる場を提供することができた。
櫛田 慶幸
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
原子力分野におけるアプリケーションプログラムの幾つかは、非常に高い計算能力を専有利用可能な計算環境を必要とする。このようなアプリケーションプログラムの共通点は、ある時間以内に計算を完了させなければならない即時解析が要求されるということである。いわゆるスーパーコンピューターは、多人数で共有されているためこのような用途には向かない。しかし、今日現れてきたメニーコアプロセッサーは、非常に高い計算能力を低価格で提供しており、専有利用環境の構築に適している。本論文では、二つの例についてメニーコアプロセッサーを利用した即時解析の実現性を議論する。
Zhou, Z.; 西田 明美; 桑村 仁*
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
鋼部材接合部の構造力学的性能の研究には、接合部の崩壊挙動を詳細に検討する必要がある。本研究では、有限要素法と実験により、圧縮荷重を受ける角錐-角筒ソケット接合部の限界荷重を検討した。有限要素法解析においては四節点のシェル要素を使って接合部をモデル化し、三種類の解析、すなわち線形座屈解析,非線形座屈解析とRiks法解析を実施した。線形座屈解析では、座屈が起きる直前までは線形状態であることを前提とし、圧縮荷重は直接加えた。非線形座屈解析では、座屈前までは非線形解析を行い、材料非線形と大変形を考慮した。Riks法解析では、非線形と大変形を考慮し、Riksメソッドを使用した。これら有限要素解析の結果と実験結果と比較したところ、Riks法解析の結果と実験結果の一致は良好であり、鋼部材接合部の崩壊分析に適用できることがわかった。
永武 拓; 功刀 資彰*; 高瀬 和之
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
原子力分野において、大型計算を行うための高性能の計算機システムが必要となっている。この高性能計算機に関して、近年GPU(Graphics Processing Unit)が注目されている。GPUはコンピュータの画面描写のためのシステムであり、CPU(Central Processing Unit)の負荷を軽減する目的で開発されてきた。近年は高いクオリティーの3次元物体描画に対応するため、多数の演算ユニットと広いメモリバンドを有するようにGPUは拡張され、CPUと比較して数十倍程度と非常に高い演算能力を持つようになった。この結果、GPUを学術計算等に用いる試みが世界中でなされている。本研究では混相流解析手法の一つであるMARS(Multi-interfaces Advection and Reconstruction Solver)をGPUに適応することを目的とし研究を行った。MARSは気液界面輸送時の体積・形状保存性に優れており、現在までに種々の混相流熱流動現象に対して高い予測精度を示している。具体的には界面追跡法及びポアソンソルバーの高速化について、GPU向けのチューニングを行いCPUとのパフォーマンスを比較・検討した結果、当初予測したとおりに高速化を行える見通しを得ることができた。
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。
山田 知典
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
原子力施設の詳細な耐震シミュレーションを可能とするアセンブリ構造解析ソルバーを開発している。原子力施設は巨大なアセンブリ構造物であるため、解析コード内では複数の部品をつなぎ合わせる必要がある。一般には行列の3重積を行う必要があるが大規模解析では計算機資源の問題で不可能である。このため、われわれは部品単位で行列の3重積を行うコードを開発し、現行の計算機資源でシミュレーションを可能とした。解析例として1000以上の部品から構成される原子炉を対象とした耐震シミュレーションを行った。
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。
吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 小泉 安郎*
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
In this study, the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed in the JAEA was applied to the water jet experiment as a first step of the validation work of the TPFIT for annular and dispersed flow. The liquid film that flowed on the fuel rod surface under the annular two-phase flow condition was imitated as the water jet. In the experiment, water gushed out downward from the nozzle to the atmosphere, and the water jet shapes were observed by a high-speed camera. Results of the detailed numerical simulation of the TPFIT were compared with the measured data including water jet shapes, water jet collapse length and length of water jet surface wave. In the results, the TPFIT could predict length of water jet surface wave. However, the predicted collapse length did not agree with the measured values. It is concluded that the evaluation method of surface tension force must be modified to improve accuracy of numerical simulations.
三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
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
As a part of development of a thermal-structure coupling analysis method, we have performed evaluation of boiling two-phase flow in a nuclear reactor core under an earthquake condition by using three-dimensional two-fluid model code ACE-3D. The ACE-3D code was improved so that the boiling two-phase flow in a fuel assembly excited by earthquake acceleration can be calculated. The boiling two-phase flow behavior in 2
2 subchannels of the fuel assembly with the earthquake acceleration was analyzed numerically. The flow condition in the present analysis simulates the operating condition of current BWRs. The earthquake acceleration is simulated by the sine wave which oscillates in the horizontal and axial directions. As a result, it was confirmed that the time-averaged void fraction distribution in the horizontal direction under the earthquake condition is different from that under no oscillation case, and the region in 22 subchannels where the void fraction fluctuation is large moves from near wall to subchannel center. Finally, we could make sure that the improved ACE-3D code is able to predict the boiling two-phase flow characteristics in fuel assemblies excited by the earthquake acceleration.
山口 正剛; 海老原 健一; 板倉 充洋; 鈴土 知明; 蕪木 英雄
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
粒界脆化のメカニズムは長年の間謎とされ、溶質元素がどのぐらい粒界偏析するとどのぐらい粒界の凝集エネルギーが低下するのかもわからなかった。われわれは第一原理計算により、鉄粒界の粒界凝集エネルギーがホウ素,炭素,リン,硫黄元素の偏析によってどの程度変化するのかを計算した。その結果、ホウ素,炭素は粒界凝集エネルギーを増大させ、逆にリンと硫黄は粒界凝集エネルギーを減少させることを示した。その変化分は、実験的に観測されている延性脆性遷移温度の変化とよく相関しており、粒界凝集エネルギーが粒界脆化の鍵を握る物理量であることを示している。
海老原 健一; 板倉 充洋; 山口 正剛; 蕪木 英雄; 鈴土 知明
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
鉄鋼材料の水素脆化を説明するモデルとして、鉄鋼中の粒界に水素が偏析し粒界強度が低下するとした粒界剥離モデルが提唱されているが、このモデルの妥当性を検証するためには、実際の引張試験条件下において、粒界での応力と水素濃度を評価する必要がある。そこで、本研究では三次元多結晶体モデルを用い、その粒界において応力及び水素濃度の評価を行った。なお、多結晶は、乱数を用いたボロノイ分割により生成し、各粒には異なる結晶方向を与えた。また、計算の境界条件としては、引張試験条件の下で、切欠き付き丸棒試料モデルにおいて計算した結果から切り抜いたデータを用いた。得られた粒界応力の評価結果によると、評価した応力は評価した水素量の条件下で第一原理計算により見積もられた破断応力には達せず、結晶の異方性のみによる応力集中では粒界剥離は起こらないと考えられ、他の要因を考察する必要があることが明らかとなった。
