Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12
To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-012, 75 Pages, 2023/10
JAEA-Data-Code-2023-012.pdf:4.45MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。ポンプシールLOCAは、0.1%低温側配管破断により模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系及び低圧注入系の全故障とともに、ECCSの蓄圧注入タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。蒸気発生器(SG)二次側水位が特定の低水位まで低下すると、一次系圧力は上昇に転じた。SG二次側水位喪失後、加圧器の安全弁が周期的に開いたため、一次冷却材の喪失につながった。故に、高圧条件でボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒被覆管表面温度の10Kの上昇を確認した時点で、SG二次側減圧を一番目のAM策として開始した。このAM策では、両SGの安全弁を開放した。また、一番目のAM策開始後少し遅れた時点で、加圧器の安全弁の開放による一次系減圧を二番目のAM策として開始した。さらに、一番目のAM策に従いSG二次側圧力が1.0MPaに低下した時点で、低水頭ポンプによる給水ラインから両SG二次側への注水を三番目のAM策として開始した。三番目のAM策の開始直後、SG二次系からの除熱が再開したため、一次系圧力の低下が促進された。蓄圧注入系から両低温側配管への冷却材注入による炉心水位の回復により、全炉心はクエンチした。窒素ガスがSGU字管内に蓄積したため、一次系の減圧率は低下した。本報告書は、ROSA/LSTFTR-LF-15実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Nuclear Engineering and Design, 411, p.112443_1 - 112443_12, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02For realizing a highly reliable fracture limit evaluation of fuel cladding tubes during loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water reactors, we developed a method to quantify the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes. This method employs a hierarchical Bayesian model that can quantify uncertainty even with limited experimental data. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation (Equivalent cladding reacted: ECR) and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in the fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. We divided the regression coefficients of this model into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences among various types of fuel cladding tubes. This hierarchical structure enabled us to quantify the fracture limit uncertainty through the effective use of prior knowledge and data, even for high-burnup advanced fuel cladding tubes with a small number of data points. The fracture limits representing a 5% fracture probability with 95% confidence of the high-burnup advanced fuel cladding tubes evaluated by the hierarchical Bayesian model were higher than 15% ECR for the initial hydrogen concentrations of up to 700-900 wtppm and restraint loads below 535 N. These fracture limits were comparable to the limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube, indicating that the burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly lower the fracture limit of fuel cladding tubes. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data, instead of the binary data, depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after performing the LOCA-simulated test, thereby increasing the amount of information in the data.
外川 織彦; 外間 智規; 平岡 大和
JAEA-Review 2023-013, 48 Pages, 2023/08
JAEA-Review-2023-013.pdf:2.11MB
原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等の汚染状況を確認するため避難退域時検査が行われるが、その迅速性を損なわないことが重要である。現状の検査では、車両の指定箇所検査をワイパー部とタイヤ側面で実施し、要員によるGMサーベイメータ等の表面汚染検査用測定器で検査することを基本としている。また、車両の迅速かつ効率的な検査実施のため、可搬型車両用ゲート型モニタの活用も計画されているところである。本報告書では、迅速かつ効率的な避難退域時検査に資するため、原子力災害時における車両の汚染状況と除染措置に関する調査を実施した。利用可能な関連文献や情報はごく少数であったが、当該文献等に記載された調査結果を目的に応じて抽出して整理するとともに、避難退域時検査の迅速かつ効率的な運用という観点からその調査結果について検討を行った。
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：98.57(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
17 type PWR fuel cladding tube under LOCA-simulated burst conditions古本 健一郎; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.500 - 511, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In order to contribute to better modeling and evaluation of fuel fragmentation, relocation, and dispersal expected under loss of coolant accident (LOCA) conditions, LOCA-simulated cladding burst experiments were performed on as-received nonirradiated 17 17 type Zircaloy-4 cladding specimens that were internally pressurized. The experiments were designed to terminate at burst occurrence to focus on ballooning and rupture opening formation and to investigate the effects of various factors. The postburst cladding hoop strain decreased with the increase in azimuthal temperature distribution (ATD) of the cladding, as found previously. The rupture opening size increased with the increase in ATD and the increase in energy of the pressurized gas stored inside the pressure boundary of the test sample system. Comparison with the existing database, which included tests on irradiated rods containing fuel pellets, suggested that formation of the rupture opening was influenced by the characteristic behavior of high burnup fuels, such as limited gas migration in the cladding tube due to fuel-cladding bonding and interaction of the ejected fuel fragments with the cladding tube.
高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 17 Pages, 2023/04
受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。そのため、大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、原子炉からの発熱を常に除去できるのかについて安全評価を実施する必要がある。そこで本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の余裕(裕度)について同一条件で比較した。その結果、提案した大気輻射を利用したRCCSは、外気(大気)の擾乱に対して原子炉圧力容器(RPV)の温度を安定的に維持できる利点を明らかにすることができた。さらに、RPV表面から放出される廃熱をすべて利用できる方法も提案した。
成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2022 (ASRAM 2022) (Internet), 11 Pages, 2022/12
To realize a more reliable safety evaluation of loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water-reactors, we developed a quantification method of the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes using a hierarchical Bayes model that can quantify uncertainty even when experimental data are limited. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. The hierarchical Bayes model was developed by dividing the regression coefficients into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences between types of fuel cladding tubes. Using the developed model, we showed that the fracture limits of the high-burnup advanced fuel cladding tubes tended to be on average equal to or higher than that of an unirradiated conventional fuel cladding tube. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after the LOCA-simulated test instead of the binary data, thereby increasing the amount of information in each data.
ders deformation in an Fe-5Mn-0.1C medium-Mn steel小山 元道*; 山下 享介*; 諸岡 聡; 澤口 孝宏*; Yang, Z.*; 北條 智彦*; 川崎 卓郎; Harjo, S.
ISIJ International, 62(10), p.2036 - 2042, 2022/10
被引用回数：4 パーセンタイル：75.47(Metallurgy & Metallurgical Engineering)The local plasticity and associated microstructure evolution in Fe-5Mn-0.1C medium-Mn steel (wt.%) were investigated in this study. Specifically, the micro-deformation mechanism during Lders banding was characterized based on multi-scale electron backscatter diffraction measurements and electron channeling contrast imaging. Similar to other medium-Mn steels, the Fe-5Mn-0.1C steel showed discontinuous macroscopic deformation, preferential plastic deformation in austenite, and deformation-induced martensitic transformation during Lders deformation. Hexagonal close-packed martensite was also observed as an intermediate phase. Furthermore, an in-situ neutron diffraction experiment revealed that the pre-existing body-centered cubic phase, which was mainly ferrite, was a minor deformation path, although ferrite was the major constituent phase.
ders band propagation in an Fe-5Mn-0.1C medium Mn steel clarified through 
scanning electron microscopy小山 元道*; 山下 享介*; 諸岡 聡; Yang, Z.*; Varanasi, R. S.*; 北條 智彦*; 川崎 卓郎; Harjo, S.
ISIJ International, 62(10), p.2043 - 2053, 2022/10
被引用回数：2 パーセンタイル：43.26(Metallurgy & Metallurgical Engineering)
deformation experiments with cold-rolled and intercritically annealed Fe-5Mn-0.1C steel were carried out at ambient temperature to characterize the deformation heterogeneity during Lders band propagation. Deformation band formation, which is a precursor phenomenon of Lders band propagation, occurred even in the macroscopically elastic deformation stage. The deformation bands in the Lders front grew from both the side edges to the center of the specimen. After macroscopic yielding, the thin deformation bands grew via band branching, thickening, multiple band initiation, and their coalescence, the behavior of which was heterogeneous. Thick deformation bands formed irregularly in front of the region where the thin deformation bands were densified. The thin deformation bands were not further densified when the spacing of the bands was below 10 
m. Instead, the regions between the deformation bands showed a homogeneous plasticity evolution. The growth of the thin deformation bands was discontinuous, which may be due to the presence of ferrite groups in the propagation path of the deformation bands. Based on these observations, a model for discontinuous Lders band propagation has been proposed.
Kim, G.*; Im, S.*; Jee, H.*; Suh, H.*; Cho, S.*; 兼松 学*; 諸岡 聡; 小山 拓*; 西尾 悠平*; 町田 晃彦*; et al.
Cement and Concrete Research, 159, p.106869_1 - 106869_17, 2022/09
被引用回数：3 パーセンタイル：83.76(Construction & Building Technology)This study explored the effect of M-S-H formation on the local atomic arrangements and mechanical properties of C-S-H. The elastic moduli of the samples were calculated using shifted atomic distances (r) and d-spacings (d) acquired by applying an external load on the pastes during X-ray scattering experiments. The experimental results indicated that the crystal structure of C-S-H remained intact with MgCl
addition. At the highest Mg/Si ratio (Ca/Si = 0.6, Mg/Si = 0.2), change in the dominant phase occurred from C-S-H to M-S-H because the low pH environment hindered the formation of C-S-H and facilitated the formation of M-S-H. The elastic modulus decreased with increasing Mg/Si ratio up to 0.1 owing to both C-S-H destabilization and low M-S-H content in the samples. Conversely, the elastic modulus increased in the paste synthesized with the highest Mg/Si ratio because considerable M-S-H had formed, which exhibited a higher elastic modulus than C-S-H.
有吉 玄; 大林 寛生; 佐々 敏信
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1071 - 1088, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：40.11(Nuclear Science & Technology)液体重金属中の局所流速計測において、電磁誘導を用いた計測手法は効果的手法の一つである。永久磁石を利用した流速計として、Ricou and Vives' probeやVon Weissenfluh's probeが広く知られているが、これらの流速計は液温上昇に伴う永久磁石の熱減磁により、流速感度および計測体積が低下することが問題点として挙げられる。特に、永久磁石のキュリー温度を超える温度域では流速検出不能となる。そこで本研究では、流速計が持つ温度依存性の解消を目的とし、小型電磁石を内蔵する流速計を開発した。開発された流速計の直径は6mm、長さは155mmである。流速計の基本性能は、室温環境下における矩形管内水銀流れの局所流速分布計測を通して確認され、流速感度および計測体積が評価された。計測された局所流速分布は数値計算によりその妥当性が確認された。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 9 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、溶融炉心物質が制御棒案内管などの流路を通って炉心領域下の炉心入口プレナムに流れ込む。溶融炉心物質は、ナトリウム冷却材中で入口プレナムの水平板に衝突しながら冷却・固化されると見込まれる。しかし、水平構造物に衝突した溶融炉心物質の固化・冷却挙動は、これまで十分に研究されていなかった。これはナトリウム冷却高速炉の安全性向上の観点から解明が必要な重要な現象である。そこで、カザフスタン共和国国立原子力センターの実験施設において、模擬溶融炉心物質(アルミナ: AlO
)を水平構造物上のナトリウム冷却材中に放出する一連の実験が実施された。本研究では、高速炉安全性評価コードSIMMER-IIIを用いたナトリウム試験に関する解析を実施した。解析結果と実験データの比較により、解析手法の妥当性を確認した。また、ジェット衝突時の冷却・固化挙動を評価した。その結果、溶融炉心物質が水平板への衝突により破砕され、周辺部へ飛散することがわかった。さらに、模擬溶融炉心物質がナトリウムによって冷却され、その後、固化することを確認した。
垣内 一雄; 宇田川 豊; 山内 紹裕*
JAEA-Research 2022-001, 21 Pages, 2022/06
JAEA-Research-2022-001.pdf:1.84MB
冷却材喪失事故(LOCA)時想定される被覆管脆化の主たる要因は、高温酸化に伴う金属層中酸素濃度の増大とこれに起因する微細組織の変化である。被覆管が破裂した場合には、燃料棒内に侵入した水蒸気によって生じる被覆管内面の酸化及びこれに伴う燃料棒内水素分圧の上昇の結果、破裂開口部からやや離れた軸方向位置で局所的な水素吸収が起こり(二次水素化)、二次水素化部では水素脆化による延性低下も重畳する。これら微細組織の変化がLOCA条件下における燃料棒の機械特性に及ぼす影響をより詳細かつ定量的に把握するため、LOCA模擬試験後試料の破裂開口部及び二次水素化部の延性評価にナノインデンテーション法を適用した。硬さやヤング率に加えて、押込み荷重-変位曲線から算出される塑性仕事割合を評価したところ、二次水素化部の金属層(prior-
相)における塑性仕事割合は、被覆管外周のZrO層と
-Zr(O)層に近い水準であり、破裂開口部に比べて酸素濃度が低いにもかかわらず、水素の影響により有意に延性が低下していることが示唆された。
complex as a possible origin of localized electron behavior in hydrogen-irradiated SrTiO
伊藤 孝
e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), 20(3), p.128 - 134, 2022/05
A recent muon spin rotation (
SR) study on a paramagnetic defect complex formed upon implantation of pseudo-proton into SrTiO is reviewed with a specific focus on the relation with experimental signatures of coexisting delocalized and localized electrons in hydrogen-irradiated metallic SrTiO films. The paramagnetic defect complex, composed of interstitial and Ti small polaron, is characterized by a small dissociation energy of about 30 meV. Density functional theory (DFT) calculations in the generalized gradient approximation (GGA) +
scheme for a corresponding hydrogen defect complex reveal that a thermodynamic donor level associated with electron transfer from an H
-Ti complex to the conduction band can form just below the conduction band minimum for realistic values. These findings suggest that the coexistence of delocalized and localized electrons can be realized in hydrogen-irradiated SrTiO in electron-rich conditions.
長谷川 雄太; 今村 俊幸*; 伊奈 拓也; 小野寺 直幸; 朝比 祐一; 井戸村 泰宏
Proceedings of 13th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Heterogeneous Systems (ScalAH22) (Internet), p.10 - 17, 2022/00
格子ボルツマン法(LBM)に基づく数値流体力学シミュレーションおよび局所アンサンブル変換カルマンフィルタ(LETKF)によるアンサンブルデータ同化をNVIDIA A100 GPU搭載スパコンに対して実装し、および最適化した。LBMとLETKFの協働のため、データ転置通信を実装し、LETKFのデータ依存性に基づいて計算,ファイルI/O、および通信のオーバーラップにより通信を最適化した。2次元等方乱流,アンサンブル数
,格子点数
の条件において、通信を最適化した実装は、LETKFを並列化しない単純な実装に対して3.85倍の高速化を達成した。LETKFの主要な計算カーネルは
の実対称密行列の固有値分解であり、その計算のため、バッチ形式固有値分解ソルバEigenGを新たに開発した。EigenGによるバッチ形式固有値分解は、既存ライブラリであるcuSolverに対して64倍の高速化を達成した。
長谷川 雄太; 青木 尊之*; 小林 宏充*; 井戸村 泰宏; 小野寺 直幸
Parallel Computing, 108, p.102851_1 - 102851_12, 2021/12
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Computer Science, Theory & Methods)GPUスーパコンピュータに対して格子ボルツマン法(LBM: lattice Botltzmann method)およびforest-of-octreesに基づくブロック構造型の局所細分化格子(LMR: local mesh refinement)を用いた空力解析コードを実装し、その性能を評価した。性能評価の結果、従来の空間充填曲線(SFC; space-filling curve)に基づく領域分割アルゴリズムでは、本空力解析において袖領域通信のコストが過大となることがわかった。領域分割の改善手法として本稿では挿し木法を提案し、領域分割の局所性とトポロジーを改善し、従来のSFCに基づく手法に比べて通信コストを1/31/4に削減した。強スケーリング測定では、最大で1.82倍の高速化を示し、128GPUで2207MLUPS(mega-lattice update per second)の性能を達成した。弱スケーリング測定では、8128GPUで93.4%の並列化効率を示し、最大規模の128GPU計算では44.73億格子点を用いて9620MLUPSの性能を達成した。
線による腐食影響加藤 千明; 山岸 功; 佐藤 智徳; 山本 正弘*
材料と環境, 70(12), p.441 - 447, 2021/12
ゼオライト粒子は福島第一原子力発電所(1F)の汚染水の浄化のためのセシウム吸着塔内で用いられている。使用後のセシウム吸着塔は敷地内で保管されているが、ステンレス鋼製胴部の局部腐食が懸念された。この腐食リスクに対し、線による影響データを照射下電気化学試験装置で取得した。また、内溶液の変化状態を実規模サイズのモックアップ試験装置で検討した。それらの結果から、過酸化水素による電位の上昇がゼオライト粒子の存在で防ぐことができ、塩化物イオンの濃化もそれほど生じないことを明らかにし、局部腐食が相当に小さく抑えられることを示した。
