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論文

Numerical modeling assistance system in finite element analysis for the structure of an assembly

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。

報告書

原研におけるクリーン化学分析所の整備; 高度環境分析研究棟(CLEAR)

半澤 有希子; 間柄 正明; 渡部 和男; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 郡司 勝文*; 山本 洋一; 高橋 司; 桜井 聡; et al.

JAERI-Tech 2002-103, 141 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-103.pdf:10.38MB

原研で整備した、クリーンルームを有する実験施設である高度環境分析研究棟(CLEAR)について、設計,施工及び2001年6月の運用開始段階における性能評価までを概観する。本施設は、保障措置環境試料分析,包括的核実験禁止条約(CTBT)遵守検証及び環境科学にかかわる研究を目的として、環境試料中の極微量核物質等の分析を行うための施設である。本施設では、クリーンルームの要件と核燃料物質使用施設の要件とを両立した点及び、多量の腐食性の酸を使用した金属元素の微量分析に対応してクリーンルームの使用材料に多大な注意を払った点に大きな特徴がある。そのほか、空調及び空気清浄化の設備,クリーンフード等の実験用設備,分析施設としての利便性及び安全設備についてもその独自性を紹介し、さらに完成したクリーンルームについて、分析操作に対するバックグラウンド評価の結果を示した。本施設の整備により、環境試料中の極微量核物質等の信頼性のある分析を行うための条件が整った。

論文

Evaluation of a long-range lagrangian dispersion model with ETEX

山澤 弘実; 古野 朗子; 茅野 政道

Atmospheric Environment, 32(24), p.4343 - 4349, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:17.41(Environmental Sciences)

WSPEEDIの長距離拡散モデルの性能を、混合層モデル化と入力データの時間・空間分解能との関連で調べた。比較のための基準データとして、ETEXラン1の地上濃度分布を用いた。解析の結果、モデル性能は混合層モデル化及び入力データ分解能には大きく依存せず、モデル運用時に入力可能な低分解能入力データを用いても、モデル性能は十分に実用的であることが示された。しかし、用いている拡散のパラメタリゼーションは、拡散を大きく見積もる傾向があり、最大濃度の過小評価傾向が指摘された。また、同じ理由により、スケールの小さい濃度分布が不明瞭になる。モデルの性能向上のためには、より詳細な拡散パラメタリゼーションが必要である。

論文

Sensitivity analysis of long-range dispersion model on spatial resolution and mixing layer depth by using ETEX data

山澤 弘実; 茅野 政道; 古野 朗子

ETEX Symp. on Long-Range Atmospheric Transport,Model Verification and Emergency Response, p.191 - 194, 1997/00

WSPEEDIで用いられている長距離拡散モデルの性能を、境界層のモデル化と入力データの時間、空間分解能との関連で調べた。その結果、境界層高度が1km以下では、モデルの性能は境界層高度の変化に対してわずかに依存する程度であることが示された。入力データの分解能に関しては、緯度経度で2.5°以下であれば、モデル性能の空間分解能依存性は小さく、入力データの時間間隔が12時間以下では、モデル性能は大きく変化しないことが示された。以上より、現在のモデル仕様は実用的である。

論文

Sensitivity analysis of model output; Performance of the iterated fractional factorial design method

A.Saltelli*; T.H.Andres*; 本間 俊充

Computational Statistics & Data Analysis, 20, p.387 - 407, 1995/00

 被引用回数:42 パーセンタイル:89.68(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

本報告では、感度解析における正確さと再現性の観点から反復部分因子法(IFFD)の性能評価を行った。その結果、IFFDは十分大きなサンプル数では高い再現性を示した。また、モデル出力と入力間の2次の効果を検出できる点で線形手法より優れているが、それ以上のオーダーの効果を扱う点では問題がある事が明らかとなった。

論文

炉内構造物実証試験部(HENDEL-T$$_{2}$$)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析

井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.52(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。

報告書

確率論的システム評価コードによる不確かさ・感度解析,I; 廃棄物処分システムの安全評価に関する国際比較問題レベル0への適用

本間 俊充; 笹原 孝*

JAERI-M 93-207, 36 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-207.pdf:0.86MB

本報告書は、OECD/NEA主催のPSAC利用者グループの比較問題レベル0に、開発中の確率論的システム評価コードを適用した結果を示すものである。この比較問題は、廃棄物の地層処分施設の性能評価に用いる確率論的システム評価コードの比較検証を目的として提案されたものの一つである。計算には、入力パラメータ値のサンプリングのためのプリ・プロッセッサーコードPREPと不確かさ/感度解析のためのポスト・プロッセッサーコードUSAMOを用い、廃棄物処分システムを構成する各サブシステムモデルは、レベル0の問題設定にしたがってコード化したものを用いた。比較問題の設問への回答の他に、不確かさ及び感度解析を行い、その結果も記載した。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアの性能評価モデル

中山 真一; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 大江 俊昭*; 河西 基*; 塚本 政樹*; 木村 英雄; 宗像 雅広

日本原子力学会誌, 34(4), p.342 - 364, 1992/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:27.46(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体から放出される放射性核種の人工バリア内での移行をモデル化し、緩衝材と岩盤との境界における$$^{99}$$Tc,$$^{135}$$Csおよび$$^{237}$$Npのフラックスを求めた。本解析の特徴的な点は、(1)多孔質媒体である緩衝材中の物質移動は、移流効果が無視でき拡散支配であることを、処分孔周辺の地下水流動解析から明らかにしたこと、(2)ガラス固化体からの放射性核種の放出挙動を地下水とガラス固化体、オーバーパック、緩衝材との地球化学的反応を考慮して解析したこと、(3)緩衝材中の$$^{237}$$Npの移行挙動に酸化還元反応を考慮したこと、(4)球状と無限円柱状の固化体形状の相違による核種放出率の相違を比較したこと、である。今回の解析は合理的で説得力のある統合評価モデルへの第一歩であり、この解析を通して、確たる根拠のない暗黙の過程やさらに考慮すべき現象を抽出し、性能評価モデル開発のための今後の研究方向や課題の提言を行なった。

報告書

ALARM-B2コードおよびTHYDE-B1コードとRELAP4/MOD6/U4/J3コードの比較計算

志水 孝司*

JAERI-M 82-094, 101 Pages, 1982/08

JAERI-M-82-094.pdf:2.25MB

原研で開発したBWR用ECCS性能評価コードシステムの中の原子炉主循環系の伝熱流動を解析するALARM-B2コードとTHYDE-B1コードの検証計算の一環として、WREM/J2コードシステムの構成コードRELAP4/MOD6/U4/J3との比較計算を行った。本報は、この計算から明らかとなったモデルの相違による影響や問題点について記述したものである。

報告書

ALARM-B2:A Computer Program for Analysis of Large Break LOCA of BWR

新谷 文将

JAERI-M 9655, 98 Pages, 1981/09

JAERI-M-9655.pdf:2.16MB

ALARM-B2は沸騰水型原子炉の大破断想定冷却材喪失事故時における熱水力学的挙動を解析するためのプログラムであり、ALARM-B1の改良版である。主な改良点は、一次元熱伝導方程式、熱伝達相関式及び一点近似原子炉動特性方程式を取り込むことにより、過渡期間中の炉心での熱伝達現象を計算できるようにした点である。流体の保存式の取り扱いはALARM-B1をそのまま踏襲している。即ち、積分型で解くいわゆるノード・ジャンクションモデルを採用している。このレポートの目的は、本コードの全体の構成を明かにし、併せて計算に必要な入力データを示すことである。新しく追加された解析モデルの妥当性は現在検証作業中である。

報告書

FACOM 230-75計算機の性能評価,2

藤井 実; 浅井 清

JAERI-M 8976, 50 Pages, 1980/08

JAERI-M-8976.pdf:1.43MB

FACOM 230-75計算機システムについて行った以下の性能評価事例について記す。(1)TSS端末の費用効果、(2)端末応答時間悪化の原因分析、(3)バッチ処理のスループット悪化の原因分析、(4)計算機利用の潜在需要推定、(5)カード・リーダ、ライン・プリンタの機器台数の見直し。これらは、計算機運用管理者としての立場から行われた性能評価事例であり、適用された手法は実務的なものである。本報告書は、計算センター運用にたずさわる人々に役立つものと思われる。

口頭

可視化におけるHPC活用

中島 憲宏

no journal, , 

可視化における創発的シンセシスの重要性を人工物工学の観点から紐解き、その考え方を具体的な可視化処理に適用する。具体的には、有限要素法を用いた構造解析における可視化を例にとり、その方法論と実装方法について解説する。計算機性能の向上に伴い、シミュレーション結果のデータが詳細化され、そのデータ量も増大しており、効率的なデータ処理のために、高性能計算機を活用した可視化技術について概観し、高性能計算機を活用した可視化結果を例示する。

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