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論文

粒子ベースボリュームレンダリングを利用した遠隔可視化システム

河村 拓馬; 井戸村 泰宏; 宮村 浩子; 武宮 博

日本シミュレーション学会論文誌, 6(2), p.15 - 26, 2014/09

遠隔地にあるスーパーコンピュータシステム上で計算された大規模データに対して対話的な可視化を可能にする、粒子ベースボリュームレンダリング(PBVR)を利用した遠隔可視化システムを提案する。このシステムはクライアント・サーバ型のスタイルを採用し、PBVRに必要とされる可視化用の中間処理(粒子データの生成)をスーパーコンピュータ上で実行し、クライアントマシンに可視化用データを転送することで、対話的なボリュームレンダリングを行うことが可能である。PBVRは粒子数が描画する画素数によって決まるため、大規模ボリュームデータに対してデータ転送量を大幅に削減でき、粒子データを利用することで高いフレームレートが実現できる。このシステムではサーバマシンとしてGPGPUクラスタを使用し、MPIとCUDAのハイブリッドなプログラミングモデルを用いる。粒子データの生成処理はCPUによる手法と比較して2桁高速化され、要素数約108の構造格子と非構造格子を数秒で処理できる。システムの全体性能を商用の可視化ソフトウェアと比較し、2桁以上の可視化時間の短縮を達成した。

論文

シミュレーション技術への期待; 未知の現象・事象の予知・予測

月森 和之

アドバンスシミュレーション, 12, P. 97, 2012/06

シミュレーション技術への期待することについて所見を述べる。シミュレーション技術の発展が、自然災害等による影響を的確に予測し、社会リスクの軽減に貢献することを求める。

論文

原子炉熱流動シミュレーションへの期待

高瀬 和之

アドバンスシミュレーション, 12, p.95 - 96, 2012/06

計算機性能の飛躍的な発展とともに、スーパーコンピュータを利用して軽水炉内の複雑な二相流挙動を直接的に解析する手法の開発が行われている。ここで、「直接的に解析する」ということは、物理現象に基づいて構築した数理モデルだけを使用し、試験データや二相流特有の経験則から導いた相関式等を極力使用しないことを意味する。このような機構論的な解析手法を原子炉設計に反映することによって開発期間の短縮や大幅なコストダウンが期待できる。一方、福島第一原子力発電所事故を受けて、シビアアクシデント時の原子炉内熱流動現象の詳細を数値的に明らかにする研究が始められている。シビアアクシデントによって溶融した核燃料が事象の進展に伴って下方へと移行する現象を正確に予測することで、原子炉容器下部に蓄積される溶融核燃料の位置の特定が容易になり、効率的な廃炉技術を確立が期待できる。このような観点から、機構論的原子炉熱流動シミュレーションの現状と課題並びにアドバンスソフトへの期待について述べる。

論文

並列密度行列繰りこみ群法の開発と量子物理学への応用

町田 昌彦; 奥村 雅彦; 山田 進

シミュレーション, 31(1), p.35 - 44, 2012/03

日本シミュレーション学会誌「シミュレーション」における小特集「計算物理」において、科学技術振興機構の受託研究にて行ってきた並列密度行列繰りこみ群法のアルゴリズムの特徴やその並列化手法について解説する。密度行列繰りこみ群法は、第一原理計算手法が有効でない強相関量子多体系(格子模型)に対して有効であり、その並列化が課題であったが、当該受託研究を通して、超並列化に成功し、さまざまな物理系への適用を実施してきた。本解説記事では、それらの成果の概要を解説し、将来展望についても議論する。

論文

核物理

千葉 敏

シミュレーション辞典, P. 23, 2012/02

コロナ社が編集する「シミュレーション辞典」の一項目として、原子核物理におけるシミュレーションのモデル,手法,ツールについて解説する。

論文

テンソルボリュームデータの可視化

河村 拓馬; 宮村 浩子

シミュレーション辞典, P. 223, 2012/02

昨今重要性を増しているシミュレーション技術の関連する広範な分野を総合的に俯瞰し、その基礎を体系的に記述するため、シミュレーション学会からシミュレーション辞典が発刊される。この辞典において、「テンソルボリュームデータ向け可視化」の項目を執筆した。関連する技術のサーベイを行い、テンソルグリフ表示,超流線表示、そしてテンソル場の縮退点探索技術についてまとめた。

論文

原子力発電施設の大規模耐震シミュレーションの進展

山田 知典; 塩谷 隆二*; 吉村 忍*

シミュレーション, 30(2), p.65 - 69, 2011/06

本稿では計算機技術の発展を象徴するスーパーコンピュータの性能向上とともに進化してきた原子力発電施設の耐震性評価のための詳細シミュレーションの歴史とその基盤となる数値解析技術,詳細シミュレーションの今後の可能性と課題について述べる。

論文

原子炉熱流動シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之

計算力学シミュレーションハンドブック, p.110 - 117, 2009/12

計算機性能の飛躍的な発展とともに、スーパーコンピュータを利用した物理現象の解明が可能になってきている。原子力の分野でも、物理現象に基づいて構築した数理モデルだけを使用し、実験データや二相流特有の経験則から求めた構成式等を極力使用しないで、シミュレーションを主体とした機構論的な熱設計手法の開発が行われている。このようなDesign by Analysisの概念を原子炉熱設計に反映することによって、開発期間の短縮や大幅なコストダウンが期待でき、効率的な新型炉開発の実現が可能になる。また、実験的検証が容易ではない二相流熱流動現象を正確に把握できるため、炉心成立性評価における予測精度を従来よりも大幅に向上できる可能性がある。本書では、軽水炉を対象にして、原子炉内で起こる二相流現象を大規模シミュレーションによって予測評価した結果について述べる。

論文

熱力学的手法を用いた物質挙動シミュレーションによる使用済み電解質再生プロセスの予備的構築

天本 一平; 小藤 博英; 明珍 宗孝; 寺井 隆幸*

シミュレーション, 27(3), p.189 - 197, 2008/09

乾式再処理プロセスから発生する使用済み電解質の処理について、ロシアの原子炉科学研究所(RIAR)では、NaCl-KCl等を媒質としており、これにNa$$_{3}$$PO$$_{4}$$やNa$$_{2}$$CO$$_{3}$$を添加することにより塩中に溶け込んでいる成分を沈殿させ、沈殿物をフツリン酸ガラス等で固化する方法を提案している。媒質の種類は異なるものの、RIARの沈殿法と沈殿物のリン酸塩固化技術が、当方の研究対象であるLiCl-KCl系の電解質処理に適用できれば、FPを固化体に35%程度充填できるため、廃棄物発生量の少ない処理技術と成り得る。このような考えに基づき、リン酸塩転換法の開発を進めていきたいが、直ちに試験を行うことは、核物質を使用していくうえでさまざまな制約があること、及び実施前に各物質の挙動を理論的に把握したうえで試験を行った方が、より合理的であることから、ここでは、熱力学的な手法を用いて、対象とする物質のリン酸塩転換挙動をシミュレートすることにより、実現性のある「使用済み電解質処理プロセス」の構築の予備的な考察を行い、リン酸塩転換法を用いたプロセスの有効性について予備的な確認をすることができた。

論文

シミュレーション結果評価過程支援システムにおけるデータ調査システム

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。

論文

階層的遠隔実験及びシミュレーション環境

小関 隆久

シミュレーション, 27(1), p.27 - 34, 2008/03

階層的構造を持つ多様な遠隔コミュニケーション環境の構築及び、データベースや計算機資源の有機的共有による複数の研究機関での研究環境の統合に向けて、大型核融合実験装置JT-60Uによる高度なセキュリティを持った遠隔実験システムを開発し、国際研究協力に基づいて、システムの実証を行った。また、臨場感を持った共同研究に向けて、実験で得られたプラズマを数値的に3次元立体可視化し、遠隔で共有するシステムを開発し、大規模シミュレーションを支援する遠隔共同研究システムを開発した。

論文

炉心燃料チャンネル内大規模二相流シミュレーション

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 秋本 肇; 青木 尊之*

第24回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.161 - 164, 2005/07

著者らは二相流計算に特有の実験式や構成式を極力用いないで原子炉内の水や蒸気の挙動を正確に予測する解析手法の開発を行っている。本報では、革新的水冷却炉に用いられる稠密燃料集合体内の複雑な水-蒸気系二相流挙動を、地球シミュレータ等のスパコンを利用した大規模3次元シミュレーションによって予測評価し、狭隘流路を流れる気泡の流動に及ぼす流路壁の影響や燃料棒表面を流れる液膜に及ぼすスペーサの影響などを定量的に明らかにした。今研究によって、大規模シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の開発に対して高い見通しを得ることができた。

論文

核分裂源摂動を考慮した$$k_mathit{eff}$$の変化量の評価

長家 康展; 森 貴正; Brown, F. B.*

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.105 - 115, 2004/12

微分演算子サンプリング法に基づくモンテカルロ摂動法は炉物理量の小さな変化料や感度を求めるために広く使われている。この手法は固定源問題では非常に有効であるが、固有値問題では核分裂源分布も摂動により変化するために困難が生じる。ほとんどのモンテカルロコードでは摂動が印加された後も核分裂源分布は変化しないと仮定している。最近、核分裂源分布変化による摂動量を評価する手法が提案された。この手法では核分裂源の微係数に対する付加的重みはサイクルごとに規格化され、摂動量は規格化された付加的重みをサイクル間で伝播することにより求められる。この手法とさまざまな体系における本手法の計算結果をレビューし、この手法が実効増倍率の摂動計算において非常に有効であることを確認した。

論文

ホウ素中性子捕捉療法のためのBNCT線量評価システム(JCDS)の開発

熊田 博明; 山本 和喜; 村山 洋二; 松村 明*; 中川 義信*

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.185 - 194, 2004/12

原研の研究用原子炉であるJRR-4の医療照射設備を利用してホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が行われている。原研では、BNCTによる中性子ビーム照射によって患者に付与される吸収線量を数値シミュレーションによって正確に評価することのできるBNCT線量評価システム(JCDS)を開発した。JCDSは、ファントム実験値,JRR-4で実施されたBNCTの臨床データ等との比較検証を経て公開コードとして2002年に公開し、実際のBNCTの臨床研究に2003年から適用されている。現在JCDSは、より高精度な線量計算を効率的に実行するため、MCNP5のメッシュタリーへの対応,PCクラスタと組合せた高速計算環境の構築等のさらなる高度化を進めている。

論文

大強度陽子加速器施設(J-PARC: Japan Proton Accelerator Research Complex)の放射線安全設計

中島 宏; J-PARC安全グループ

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.75 - 83, 2004/12

大強度陽子加速器計画施設における、放射線安全上の課題に対する対策・方針、それによる設計目標の考え方,設計条件の設定,遮蔽設計・安全評価に用いる手法及びその精度検証、そして最後に施設設計の現状を報告する。

論文

光核反応を用いる廃棄体中のウラン濃度検認法のモンテカルロコードによる概念検討

桜井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.168 - 176, 2004/12

ウラン濃縮施設等からは、ウランを含む廃棄物(以下、「ウラン廃棄物」)が発生する。このうち、ウラン濃度が低い廃棄物については浅地中処分が可能とされている。放射性廃棄物の処分においては廃棄物にかかわる精度の高い放射能評価が必要となることから、ウラン廃棄物の浅地中処分等を進めるためには、検出感度が高くかつ迅速なウラン濃度の検認法の開発が不可欠となる。このため、本研究では光核反応を用いるウラン濃度の非破壊検認法の概念検討とこれに必要となる計算コードの作成を行った。まず、概念検討に用いるために、中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVPを改良し、光核反応とその結果発生する光中性子の輸送を取り扱う機能を付加した。このコード用の光核反応データライブラリーは、IAEA Photonuclear Data Library等を処理して作成した。次に、検認システムの概念検討は、金属のウラン廃棄物を溶融処理して作製される金属インゴットの廃棄物を対象として実施した。その結果、深地/浅地中処分の分別レベルをはるかに下回るクリアランスレベル相当のウラン濃度にも余裕を持つ検出限界が達成可能となる見込みを得た。

論文

全体評価及び閉会の挨拶

桜井 淳

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.233 - 244, 2004/12

平成16年6月7-8日に原研東海で開催された第3回モンテカルロシミュレーション研究会における研究発表の全体的評価と研究課題についてまとめたものである。

論文

原子力耐震情報管制システムの開発

中島 憲宏; 木村 英雄; 樋口 健二; 青柳 哲雄; 鈴木 喜雄; 平山 俊雄; 矢川 元基

第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.117 - 120, 2004/06

原子力プラントの安全・安心ソリューションとして、より確実な担保が求めらている。発電プラント全体を組立品として安全解析するシステムを並列分散コンピュータ(グリッド・コンピューティング)上で開発した。弱連成を主体とした構造-流体-熱問題をシミュレーションできる環境を実現した。これにより原子力の設計・安全基準などへの計算科学による裏づけを与え、安全・安心な技術を支援する。

論文

炉心冷却材流路内燃料棒まわりの大規模二相流シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*

第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.121 - 124, 2004/06

革新的水冷却炉の稠密燃料集合体内二相流挙動を大規模計算によって予測する研究を行っている。今回の解析では、燃料集合体入口の流速,ボイド率等を種々に変えて行い、複数燃料棒まわりの液膜流挙動に関して、次のような定量評価が得られた。燃料棒の外周は薄厚の液膜で覆われ、その外側を蒸気が流れる。燃料棒間隔が狭い場所では、隣り合う燃料棒が液膜によって接続される架橋現象が見られる。また、蒸気は燃料棒三角ピッチ配列の中心部をストリーク状に鉛直方向に流れる。この領域は狭隘部に比べて摩擦抵抗が低いため、蒸気は流れ易いからである。さらに、一連の解析結果は、実験結果の傾向とよく一致することがわかった。

論文

原子力開発におけるモンテカルロ計算の現状と課題

桜井 淳; 中沢 正治*

シミュレーション, 22(4), p.248 - 253, 2003/12

本解説では、連続エネルギーモンテカルロコードMCNPの概要及び基礎放射線シミュレーション法,分散低減法の代表例としてウェイトウインドウ法,応用例,研究課題について記述している。計算の相対誤差は、臨界固有値問題で0.1%、一般固定線源問題で2-3%である。

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