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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。
Malins, A.; 越智 康太郎; 町田 昌彦; 眞田 幸尚
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.147 - 154, 2020/10
Compton-to-peak analysis is a method for selecting suitable coefficients to convert count rates measured with in situ gamma ray spectrometry to radioactivity concentrations of 
Cs & 
Cs in the environment. The Compton-to-peak method is based on the count rate ratio of the spectral regions containing Compton scattered gamma rays to that with the primary Cs & Cs photopeaks. This is known as the Compton-to-peak ratio (RCP). RCP changes as a function of the vertical distribution of Cs & Cs within the ground. Inferring this distribution enables the selection of appropriate count rate to activity concentration conversion coefficients. In this study, the PHITS Monte Carlo radiation transport code was used to simulate the dependency of RCP on different vertical distributions of Cs & Cs within the ground. A model was created of a LaBr
(Ce) detector used in drone helicopter aerial surveys in Fukushima Prefecture. The model was verified by comparing simulated gamma ray spectra to measurements from test sources. Simulations were performed for the infinite half-space geometry to calculate the dependency of RCP on the mass depth distribution (exponential or uniform) of Cs & Cs within the ground, and on the altitude of the detector above the ground. The calculations suggest that the sensitivity of the Compton-to-peak method is greatest for the initial period following nuclear fallout when Cs & Cs are located close to the ground surface, and for aerial surveys conducted at low altitudes. This is because the relative differences calculated between RCP with respect to changes in the mass depth distribution were largest for these two cases. Data on the measurement height above and on the Cs & Cs activity ratio is necessary for applying the Compton-to-peak method to determine the distribution and radioactivity concentration of Cs & Cs in the ground.
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。
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.
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.
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。
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。
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。
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。
山口 瑛子; 浅野 育美*; 北川 結理*; Meng, C.*; 中尾 淳*; 奥村 雅彦
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.127 - 130, 2020/10
粘土鉱物は身近な鉱物の一つであり、環境中の元素挙動に大きな影響を及ぼすにも関わらず、未解明な点が多い。粘土鉱物の重要な特性の一つに、同程度の大きさのイオンによる置換反応(同形置換)があり、粘土鉱物の強い吸着力の要因の一つと考えられているが、実際にどの程度影響を及ぼすか評価されたことはない。本発表では、系統的なモデル作成と第一原理計算を用いることで、同形置換が剥離強度に与える影響を数値的に評価した結果を報告する。
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。
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
63倍, 29倍のソケットあたり性能の向上を達成した。
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。
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。
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。
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、
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。
5 grain boundary of 
-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、5でのリン移動をシミュレーションし、3との結果と比較した。その結果、800Kにおいて、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、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。
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。
中村 博樹; 町田 昌彦
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.104 - 108, 2020/10
It is not easy to measure high-temperature properties of actinide dioxides, which are the main component of nuclear fuels, due to their high melting points. CaF is alternative materials of actinide dioxides since it has the same crystal structure and a lower melting point. In this paper, we perform machine-learning molecular dynamics with the Behler-Parrinello neural-network potential which is optimized by first-principles calculation results. We confirm the Bredig transition peak in the heat capacity and coefficient of thermal expansion in calculated results. We also discuss the availability of the present neural-network potential to analyze the high-temperature properties of CaF.
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。
