VR extension of client server type particle-based volume visualization application

河村 拓馬; 坂本 尚久*; 尾崎 司*

Journal of Advanced Simulation in Science and Engineering (Internet), 10(1), p.31 - 39, 2023/02

https://doi.org/10.15748/jasse.10.31

遠隔地の大規模な流体計算結果をVRにより、とりわけボリュームレンダリングを使用して可視化することは、可視化分野における重要な課題である。遠隔可視化アプリケーションCS-PBVRは遠隔地にある大規模データを対話的にボリュームレンダリングできる。本研究では、CS-PBVRの画像生成をヘッドマウントディスプレイ向けに拡張し、遠隔VR可視化アプリVR-PBVRを開発した。またVR空間中で両手によるジェスチャ制御によって可視化データを操作できる機能を開発した。VR-PBVRを遠隔地のボリュームデータに適用し、対話的フレームレートで可視化できることを確認した。

Numerical analyses of design extension conditions for sodium-cooled fast reactor designed in Japan

山野 秀将; 久保 重信; 時崎 美奈子*; 中村 博紀*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 12 Pages, 2022/10

日本で設計された新型ナトリウム冷却高速炉の独特な設計の特徴は、設計拡張状態(DEC)において、受動的炉停止系,受動的崩壊熱除去系(DHRS),異常な過渡時スクラム失敗(ATWS)事象に対する炉内事象終息(IVR)概念である。本論文では、日本で研究された事象シーケンスのための数値解析手法を記述するとともに、典型的なATWS事象に対する受動的炉停止系及び溶融炉心物質のIVRのためのシビアアクシデント対策の有効性を示す。受動的炉停止能力のため、数値解析により、厳しいATWS事象に対して自己作動型炉停止系の有効性を示した。その際、温度応答遅れ時間を流体力学計算(CFD)コードにより評価した。また、デブリベッド冷却性評価のため、最近、3次元CFD解析コードと1次元デブリベッドモジュールを結合させた手法を開発し、受動的DHRSを用いてデブリベッド周辺の3次元流動場を模擬するとともに、コアキャッチャーでのデブリベッド冷却性を示した。

Numerical investigations on the coolability and the re-criticality of a debris bed with the density-stratified configuration

Li, C.-Y.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*

第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07

溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。

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。

Performance evaluation of runtime data exploration framework based on in-situ particle based volume rendering

河村 拓馬; 野田 智之; 井戸村 泰宏

Supercomputing Frontiers and Innovations, 4(3), p.43 - 54, 2017/07

AA2017-0206.pdf:3.74MB

https://doi.org/10.14529/jsfi170302

最新のメニーコア・プラットフォーム上で、In-Situ粒子ベースボリュームレンダリング(In-Situ PBVR)に基づくIn-Situデータ探索フレームワークのパフォーマンスを検証した。In-Situ PBVRはコストの高い順序計算を回避することができ、並列モンテカルロサンプリングによって、大規模なボリュームデータを小さな可視化用粒子データに変換する。この特徴により、大規模シミュレーションのボトルネックである、1ノードあたりのメモリ制限や、計算速度とノード間通信速度のパフォーマンスギャップを回避することができる。さらに、サイズの小さな粒子データをクライアントPCに転送することによる自由な視点位置のボリュームレンダリング、そして非同期のファイルベースの制御シーケンスによるバッチ処理実行時の可視化パラメータを変更という、In-Situデータ探索が可能になった。In-Situ PBVRは、8208個のIntel Xeon Phi7250(Knights Landing)プロセッサで構成されたOakforest-PACS上で、約10万コアまでの強スケーリング(問題サイズを固定し、CPU数を増加させて処理を加速させるスケーリング)と省メモリ特性を示した。

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.

A Preliminary evaluation of unprotected loss-of-flow accident for a prototype fast-breeder reactor

鈴木 徹; 飛田 吉春; 川田 賢一; 田上 浩孝; 曽我部 丞司; 松場 賢一; 伊藤 啓; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Technology, 47(3), p.240 - 252, 2015/04

https://doi.org/10.1016/j.net.2015.03.001

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss-of-flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of In-Vessel Retention (IVR) for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of IVR against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

球面サンプリング法を用いたボリュームレンダリングの没入型VR装置への適用

鈴木 喜雄*; 竹島 由里子; 大野 暢亮*; 小山田 耕二*

日本バーチャルリアリティ学会論文誌, 10(2), p.231 - 240, 2005/06

http://ci.nii.ac.jp/naid/110008728891

ボリュームレンダリングは物理量の3次元データの分布を直感的に理解する手法として幅広く用いられてきている。しかし、データが入れ子上に分布している場合では、観測者はその内部の情報を見ることができない。この問題を解決する方法の一つとして、没入型バーチャルリアリティ装置を用いることがあげられる。しかし、従来用いられている平面サンプリング法によるボリュームレンダリングでは、没入型VR装置では画質の劣化が目立ってしまうという問題点がある。そこで、本論文では、没入型VR装置におけるボリュームレンダリング手法として球面サンプリング法を導入し、平面サンプリング法との画質及び画像生成速度の比較を行う。

ITBL棟における可視化環境とその利用

安原 裕子*

JAERI-Data/Code 2004-009, 31 Pages, 2004/12

JAERI-Data-Code-2004-009.pdf:8.42MB

コンピュータで科学技術計算を行った結果出力されるデータを視覚化する可視化技術は、計算科学のうえで非常に重要な技術の一つであり、近年さまざまな可視化ソフトウェアが数多く開発され、利用されている。計算環境の大規模化,高性能化に伴い、データ容量は年々大きくなり、より複雑な現象を扱うことが多くなってきている。数値のみのデータではなく、3次元表示や立体表示を行うことで、現象をより直感的に把握することができ、また理解も深まることから、さらなる研究の発展が期待されている。日本原子力研究所(以下、原研と略す)関西研究所にある、ITBL棟のビジュアリゼーション室には、3面スクリーンのVR(Virtual Reality)システムを始め、簡易VRシステム,Mixed Realityシステム,alchemyといった装置群が設置されており、メガネやヘッドマウントディスプレイを装着することで、簡単にVirtual Realityの世界を体験することが可能である。本報告書では、上記の可視化環境の紹介と、それらの利用状況,今後の課題等について報告を行う。