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伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; 今村 俊幸*; 小野寺 直幸
Proceedings of International Conference on High Performance Computing in Asia-Pacific Region (HPC Asia 2023) (Internet), p.29 - 34, 2023/02
ヤコビ前処理による混合精度クリロフソルバは、ヤコビ前処理をFP16やBF16のような低精度で計算した場合しばしば著しい収束性の悪化を示すことがある。この収束性の悪化はデータ変換時の丸め誤差により対角優位性が失われることに起因することがわかった。この問題を解決するために、元の行列データの対角優位性を保つように設計された新しいデータ変換方法を提案する。NVIDIA V100 GPU上でポアソン方程式を共役勾配法、双共役勾配安定化法、一般化最小残差法にFP16/BF16ヤコビ前処理を組み合わせた混合精度クリロフソルバによって計算することによって提案手法を検証する。データ変換はCUDAの組み込み関数を利用して最近接丸め、正の無限大丸め、負の無限大丸め、ゼロ方向丸めを切り替えて実装し、これが主反復の前に一度だけ呼び出される。したがって、提案するデータ変換にかかるコストは無視できる程度に小さい。連立一次方程式をスケーリングして行列の係数を連続的に変化させた場合に、最近接丸めによる従来のデータ変換では、対角係数と非対角係数の丸め誤差に依存して収束性が周期的に変化する。ここで、収束性悪化の周期と大きさは仮数部のビット長に依存する。一方、提案するデータ変換方式では収束性悪化を完全に回避できることが示され、ヤコビ前処理において余分なコストを伴わないロバストな混合精度計算が可能となった。
池内 宏知; 小山 真一; 逢坂 正彦; 高野 公秀; 中村 聡志; 小野澤 淳; 佐々木 新治; 大西 貴士; 前田 宏治; 桐島 陽*; et al.
JAEA-Technology 2022-021, 224 Pages, 2022/10
JAEA-Technology-2022-021.pdf:12.32MB
燃料デブリ試料の核種・元素量の分析に向けて、酸溶解を含む一連の分析技術を確立する必要がある。本事業では、分析精度の現状レベルの把握と不溶解性残渣発生時の代替手法の確立を目的として、ブラインド試験が実施された。模擬燃料デブリ(特定の組成を持つ均質化された粉末)を対象に、日本国内の4分析機関においてそれぞれが有する溶解・分析技術を用いて、全体組成の定量値が取得された。各技術の特徴(長所・短所)を評価した結果に基づき、燃料デブリの暫定的な分析フローを構築した。
小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; 長谷川 雄太; 下川辺 隆史*; 青木 尊之*
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 26, 3 Pages, 2021/05
本研究では、二相流体解析コードJUPITER-AMRに対して、圧力ポアソン方程式に対する混合精度前処理手法を開発した。マルチグリッド前処理手法として、3段のVサイクルの幾何学的MG法およびキャッシュを再利用したSOR(CR-SOR)法を適用した。原子力工学問題での性能測定として、バンドル体系に対する多相流体解析を実施した。計算速度として、単精度演算を適用する事で、倍精度演算の75%へと削減すると共に、強スケーリング性能においては、32台から96台のGPUを利用する事で1.88倍を実現した。
横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*
JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03
JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MBJAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MBJAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB
高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。
田口 茂郎; 宮内 啓成*; 堀籠 和志; 山本 昌彦; 久野 剛彦
分析化学, 67(11), p.681 - 686, 2018/11
表面電離型質量分析法において、フィラメント中の不純物を放出し、バックグラウンドの影響を最小限に抑えるために、脱ガスは重要な処理方法の1つである。本研究では、通電加熱処理によるタングステンフィラメントの表面変化が、ウラン同位体(
U/
U)測定へ与える影響について調査した。その結果、タングステンフィラメントの通電加熱処理は、フィラメント表面を平滑にする効果があり、試料固着状態の改善効果もあることが判明した。さらに、これに伴い、ウラン同位体(U/U)の測定精度も改善された。
林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.317 - 323, 2005/07
被引用回数：10 パーセンタイル：56.74(Nuclear Science & Technology)核融合炉燃料であるトリチウムの安全貯蔵とその効率的な計量の観点から、ZrCo金属間化合物を用いた通気式熱量計量方式による「その場」トリチウム計量機能付き貯蔵ベッドを開発し、計量精度: 
1%のITERの要求性能を実証するとともに、試験的に実用に供して総合的実証を進めている。本ベッドは、一次容器内にZrCo金属間化合物700gを充填したもので、ZrCoT1.8として約25g-T2,約100Lの水素同位体ガスを貯蔵できる。また、ZrCoの一次容器内に螺旋状の配管を有し、この配管内部にHeガスを循環することにより、貯蔵したトリチウムの崩壊熱を循環Heの温度上昇として計測し、トリチウム貯蔵量を計量できる構造となっている。今回は、長期保管後の計量性能の確認のため、約13gの純トリチウムの7か月間の安定貯蔵、及び約5gのトリチウムを同量の重水素で希釈したガスの5年4か月間の安定貯蔵の前後にくり返し熱量計測を実施し、初期の計量性能と比較した。その結果、計測条件(一次容器内に蓄積する3Heガス圧など)を整えることにより、初期の計量感度(約0.2g)及び精度(約0.05g)を維持できること、などを確認し、現状までのトリチウム貯蔵においては計量性能の劣化はないことを確証した。
循環試験技術に関する研究; HI循環系高温耐食性圧力センサの開発石山 新太郎
日本機械学会論文集,A, 69(686), p.102 - 107, 2003/10
ダイヤフラム部をタンタル/SUS316でアーク溶接した高感度隔膜式圧力発信器を試作し、HI循環系を模擬したHI循環試験装置で20,000時間使用した後、高サイクル疲労試験を行った結果、下記結論を得た。(1)アーク溶接によりTa/SUS316製ダイヤフラム接合体を試作し、ダイヤフラム振動節部に下記組成の接合合金組織を生成した。Ta:Ni:Cr:Fe:Mo=83:2:2:11:2(wt%)。この組成の合金は、機械的特性ならびに耐腐食性の極めてすぐれた合金組成であることが明らかとなった。(2)上記組成のダイヤフラムを用いた隔膜式圧力センサーは、500万回以上の圧力繰り返しに耐える長寿命型センサーであり、その際の計測最大誤差は0.44%F.S./
以下の極めて高精度のものである。(3)HI高温溶液による長時間循環試験に20,000時間使用した後の同圧力センサーの寿命ならびに計測精度に劣化傾向は認められなかった。以上の結果から、本研究で試作したTa/SUS316製圧力センサーは500万回の繰り返しに耐える長寿命型・高耐食性センサーとして実用に耐えるものであることが結論された。
桜井 淳; 山本 俊弘
日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.202 - 214, 2003/06
原研原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部モンテカルロシミュレーションワーキンググループは、主にここ10年間の国内大型原子力施設のモンテカルロ計算例について、調査・検討した。調査した対象のうち、大部分は測定値との比較がなされておらず、厳密な確度・精度評価は、これからの課題であることがわかった。いまの状況からすれば、加圧水型原子炉や使用済み燃料輸送船,使用済み燃料中間貯蔵施設に対しては、意図すればいつでも測定値は得られる。高速増殖原型炉ではこれまでの炉物理特性試験で得られたデータからでも部分的に議論できる。ITERや核変換炉については、近い将来、測定値が得られ、計算値との比較も可能になる。モンテカルロ計算は、ベンチマーク実験解析の段階から、大型実施設の解析の段階に移行しており、一部の大型施設で測定値との厳密な比較がなされているものの、多くの大型施設ではこれからの課題である。これから測定値を得るための提案や計算値との比較評価を実施する研究プロジェクトを発足させる必要がある。そして将来的には実施設の解析においてモンテカルロ法を標準的な解析手法に位置付けられるようなデータベースの作成が必要である。
吉田 浩*; 青木 尊之*; 内海 隆行*
電子情報通信学会論文誌, A, 86(3), p.223 - 231, 2003/03
固体ターゲットへのレーザー照射に伴うプラズマ流体運動を数値的に解析するためには、高精度かつ安定的な数値解析手法の開発が必要である。プラズマ流体運動の連続体モデルは双曲型偏微分方程式で表され、この数値解法として局所補間微分オペレーター法(IDO)が提案されてきた。従来のIDO法では従属変数の時間積分をテーラー展開で行い時間微分を空間微分で置き換える方法をとってきた。しかし、この方法では補間関数の次数に時間精度が制限されるだけでなく多次元問題では計算の煩雑さから補間関数の持つ空間精度が十分に出ないということがおこる。また、数値安定性の面でもCFL数による安定領域は狭い。そこで、本論文では、空間・時間精度の確保を図るためにルンゲクッタ法による時間積分を適用することを提案する。結果として、多次元の場合についてルンゲクッタ法はテーラー展開より高い精度,安定性を得ることができ、有効性を確認した。
北村 敏勝; 外川 織彦; 荒巻 能史; 鈴木 崇史; 水谷 義彦*; 甲 昭二*; 須藤 一彦*
JNC TN7200 2001-001, p.31 - 34, 2002/01
平成9年4月に海洋環境における放射性核種の移行挙動に係わる研究を目的としてタンデトロン加速器質量分析装置(HVEE社製 Model 4130-AMS)を導入した。その後炭素ラインの調整を進め、平成10年6月に測定精度0.5%を達成し、平成11年12月からC-14測定を開始した。一方、ヨウ素ラインの調整も並行して行い、平成12年7月、TOF検出器によるI-129アクセプタンステストを行い、その繰返し測定精度が1.1%であることを確認した。テスト終了後、加速器の内部点検、真空ポンプの解放点検等の保守点検を行いC-14測定を再開したが、イオン源に起因すると思われる幾つかのトラブルが発生したため測定を一時中断し、トラブルの原因を究明するとともにその対策を講じ、測定に向けた調整を進めた。本講演では、平成12年度の運転状況、整備状況、I-129測定精度の結果等及び今後の予定について紹介する。
古関 庄一郎*; 渡辺 泰広; Zhang, F.; 谷 教夫
平成14年電気学会全国大会講演論文集, p.6 - 7, 2002/00
計画中の大強度陽子加速器3GeVシンクロトロンに採用する共振励振方式電源の電流制御について検討した。電磁石の発生磁界を1
10
級のトラッキング性能で制御するためには、25Hzの通電電流の振幅だけでなく位相も同じ精度で制御しなければならない。一方、電磁石を共振させるためのコンデンサは温度で容量がおよそ1%変化し、電流に対して、フィードバック制御をしても110
級の位相変動の原因となる。このため補正制御が必要である。電磁石の飽和があるため、電流は磁界が正弦波になるように設定しなければならない。
高瀬 和之; 秋本 肇
Nuclear Fusion, 41(12), p.1873 - 1883, 2001/12
被引用回数：6 パーセンタイル：21.45(Physics, Fluids & Plasmas)核融合炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレッションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。
鐵 桂一*; 澤田 淳
JNC TN8430 2001-006, 65 Pages, 2001/10
JNC-TN8430-2001-006.pdf:15.23MB
NETBLOCKではこれまで、亀裂交差部の透水性を把握するための試験を行ってきた。しかし、試験で使用した岩体は透水性が高いため、制御可能な試験条件下で亀裂内の流れが乱流となる可能性が指摘されている。亀裂内の流れが乱流である場合、亀裂開口幅、透水量係数を過小評価してしまうため、層流状態を達成する必要がある。本試験では、水よりも粘性の高い流体(高粘性流体)を用い、これまで使用してきたT字に交差した天然亀裂を持つ花崗岩を用いた。また高粘性流体は、メチルセルロース系の水溶液を使用した。高粘性流体を用いることにより、マノメータを広い範囲で使用でき、測定の精度を上げることができた。また、0.1wt%以上の高粘性流体を用いることで、岩体亀裂内の流れが層流になる結果が得られた。
小嶋 拓治
放射線化学, 2001(72), p.37 - 40, 2001/08
Co-
線やMeV電子線に対する特性を明らかにした受感部の厚さが8
120
mのアラニン,三酢酸セルロース(CTA),Gaf,ラジアクロミックの4種のフィルム線量計の応用によりイオンビーム線量計測技術の開発を行った。熱量計を基準に信頼性を評価したファラデーカップを用いたフルエンス計測に基づき、これらの線量計がいずれもほぼ同じ応答特性を示すことを明らかにするとともに、線・電子線を用いた線量校正結果とこの応答特性結果とを組み合わせて用いることにより、イオンビーム計測が4.5%の高精度で可能であることを示した。さらに、Gafフィルム線量計と顕微分光光度計とを用いることにより、深度方向については、約10m、平面方向では1mの空間分解能で線量分布測定が技術的にはできることを明らかにした。
桜井 淳; 植木 紘太郎*
日本原子力学会誌, 43(4), p.351 - 352, 2001/04
モンテカルロ計算のここ四半世紀における発展の経緯をまとめた。特に核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析に携わった経験を通し、計算の精度が向上した経緯をまとめた。最近の臨界ベンチマーク実験解析では中性子増倍率が0.001の不確定を問題にしており、従来無視してきたU-234の考察が欠かせないことを指摘した。
高瀬 和之; 秋本 肇
Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00
核融合実験炉ITERの真空容器内に冷却材が侵入する事象はICE(Ingress-of-Coolant Event)と呼ばれる。著者らはICE予備実験装置を使ってICE事象時の物理現象を調べ、圧力上昇に及ぼす支配因子を摘出した。ICE予備実験の結果からICE事象時のITER安全性を予測することは、ICE予備実験装置がITER形状を模擬していないため困難である。しかしながら、ICE挙動の定量化及び安全性評価解析コードによる実験データの検証は核融合炉の安全設計にとってたいへん重要である。そこで、ITERの圧力抑制システムを参考にしてICE統合試験装置を製作し、ICE事象時の安全システムの妥当性を定量的に調べた。また、軽水炉の安全性評価解析に利用されたTRAC-PF1コードを使って数値解析を行って予測精度の妥当性を評価した。本研究の結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE事象時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、ダイバータやサプレツションタンク内の二相流挙動を定量的に把握することができた。さらに、TRAC-PF1コードによる解析結果は試験結果を十分予測でき、核融合炉用安全性評価解析コードの開発に高い見通しを得た。
実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明
JNC TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12
JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB
再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、011mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に011mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度24mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.631 - 639, 2000/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉の真空境界破断(LOVA)時に起こる熱流動挙動、例えば容器内への空気侵入、放射化ダストの飛散、温度差に起因する置換流等を高精度で予測するための数値解析コードの開発を行っている。本コードの基礎方程式群は圧縮性流体の式、状態方程式、微小粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成される。本報は、開発中のLOVA事象解析コードを用いて行った解析結果を示す。破断位置及び破断面積をパラメータとして行ったLOVA発生後の真空容器内の平均圧力計算値と時間の関係は、LOVA予備試験結果と10%以内の誤差で良く一致し、本コードが核融合実験炉の安全設計上十分な予測精度を有していることを確認した。また、本研究によって減圧下におけるダストの飛散挙動や置換流によるダストの移行挙動の予測が初めて可能になった。現在は真球状のダスト形状を仮定しているが、今後はダスト条件(密度、サイズ等)をパラメータとした解析が行えるようにコードを改良する考えである。
荒巻 能史; 水島 俊彦; 水谷 義彦*; 山本 忠利; 外川 織彦; 甲 昭二*; 久慈 智幸*; Gottdang, A.*; Klein, M.*; Mous, D. J. W.*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 172(1-4), p.18 - 23, 2000/10
被引用回数：26 パーセンタイル：82.67(Instruments & Instrumentation)日本原子力研究所むつ事業所では、1997年にハイボルテージ社のタンデトロンを設置した。同装置は
C及び
Iの測定を行うための2つのビームラインを有している。Cについては精度確認を終了し、C/
Cについて1.58‰、
C/Cについて0.25‰の変動係数が得られた。Iについては精度確認のための最終調整を行っている。さらにC測定のための正確さを評価するため、IAEAが配布する標準試料を測定した結果、その値は他の機関により報告されている値と一致した。また、当研究室ではおもに海洋中の水循環や炭素循環を研究する目的でDIC中のC測定を計画している。そこで海水中のDICを効率よく抽出するための前処理法を開発し、自動化を推進している。講演では、これら前処理法を用いて得られた西部北太平洋のデータについても一部紹介する。
木村 暢之; 田中 正暁; 林田 均; 小林 順; 上出 英樹; アキラ トーマス トクヒロ; 菱田 公一
JNC TN9400 2000-057, 60 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-057.pdf:2.11MB
高速炉の実用化を目指した研究において、著しい進歩を遂げた数値解析手法を用いた熱流動現象の解明や設計が可能となってきている。熱流動に関する実験研究ではモックアップ試験装置による実証試験から要素を取り出した小規模試験による現象解明、解析手法の検証に重点が移りつつある。このような要求を満たす上で、実験データの質の向上が不可欠である。とくに流速場の測定においては速度の空間分布が時間経過とともに変化する過程を明らかにすることにより、これまで得られなかった情報を抽出し、現象の解明や解析手法の検証に大きく貢献できると考えられる。本報告では、流速の瞬時の空間分布が得られる手法として超音波を用いた流速分布測定法(UDV)と粒子画像流速測定法(PIV)の2つを取り上げた。これらを水流動試験に適用し、計測手法としての適用性を評価した。UDVでは配管体系、平板状噴流体系、さらに高速炉の熱流動現象の要素を取り出した燃料集合体間の隙間流れ(炉心槽内の流れ)に関する水試験に適用した。既存のレーザー流速計やPIVとの比較を行った結果、妥当な測定結果を与えることを確認するとともに、その課題をナトリウム体系への適用を含めて明らかにした。PIVでは炉心槽内の流れに適用し、その課題を明らかにした。炉心槽のような複雑形状流路へ適用する上では、トレーサー粒子以外の画像ノイズを除去する手法を開発することで測定精度の向上を図ることができた。
