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論文

Ensemble wind simulations using a mesh-refined lattice Boltzmann method on GPU-accelerated systems

長谷川 雄太; 小野寺 直幸; 井戸村 泰宏

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.236 - 242, 2020/10

都市域の風況および汚染物質拡散は建造物や植生に強く影響されるため、従来のメソスケールモデルで記述することは困難である。この問題を解決するため、細分化格子ボルツマン法(LBM)を用いたGPUベースのCFDコードの開発を進めており、現在、数メートル解像度の汚染物質拡散のリアルタイム解析を実現している。しかし、このような高解像度のシミュレーションでは流れは極めて強い乱流状態にあり、計算結果は様々な計算条件の影響で大きく変化する。本研究では、このようなカオス状態のシミュレーションにおいて計算の信頼性を向上させるため、アンサンブル計算を実装し、不確かさの統計的評価を可能とした。開発したコードを用いてオクラホマシティにおける野外拡散実験JU2003の検証計算を行った。結果として、風況が実験とよく一致するとともに、トレーサガス濃度の平均値がアンサンブル計算と実験値の間でFactor2の条件(計算値と実験値の比が1/2から2倍の間にあること)を満たすことを確認した。

論文

Corrosion in nuclear fuel reprocessing plants; Corrosion in boiling nitric acid

加藤 千明

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.4, p.528 - 563, 2020/08

使用済み燃料の再処理プラントに使用されるPUREXプロセス法では、核分裂生成物,ウラン,プルトニウムの分離に硝酸が使用される。このPUREXプロセスは、使用済み燃料から生じる酸化性金属イオンを含む高濃度の硝酸溶液を高温で用いられるため、非常に腐食性が高くなる。本解説では、硝酸のユニークな化学的性質を最初に説明する。その次に、沸騰伝達における硝酸における酸化力の発現プロセスを、酸化還元電位と沸騰硝酸の熱力学的モデルを使用して説明する。最後に、再処理環境に固有の腐食挙動と腐食促進メカニズムを、溶液化学の観点から説明する。

論文

Utilizing PUNITA experiments to evaluate fundamental delayed gamma-ray spectroscopy interrogation requirements for nuclear safeguards

Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08

Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.

論文

Computational study on the spherical laminar flame speed of hydrogen-air mixtures

Trianti, N.; 茂木 孝介; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

The computational fluid dynamics (CFD) have been developed to analyze the correlation equation for laminar flame speed of hydrogen-air mixtures. This analysis was carried out on the combustion of hydrogen-air mixtures performed at the spherical bomb experiment facility consists of a spherical vessel equipped (563 mm internal diameter). The facility has been designed and built at CNRS-ICARE laboratory. The simulation was carried out using the reactingFoam solver, one of a transient chemical reaction solver in OpenFOAM 5.0. The LaunderSharmaKE model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was taken into account using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The initial condition of spherical flame analysis was set so as to be consistent with those of the experiment. The position of the flame front was detected by the steep drop of hydrogen mass fraction in the spherical radii, and the flame propagation velocity was estimated from the time-position relationship. The analysis result showed the characteristic of spherical flame acceleration was qualitatively reproduced even though it has a discrepancy with the experiment. After validating the calculation of spherical experiments, a laminar burning velocity correlation is presented using the same boundary conditions with the variation of hydrogen concentration, temperature, and pressure. The calculation of laminar flame speed of hydrogen-air mixtures by reactingFoam use reference temperature T$$_{rm ref}$$ = 293 K and reference pressure P$$_{rm ref}$$ = 1 atm with validated in the range of hydrogen concentration 6-20%; range of temperature 293-493 K; and range of pressure 1-3 atm.

論文

Kinetic inductance neutron detector operated at near critical temperature

Vu, TheDang; 西村 和真*; 宍戸 寛明*; 原田 正英; 及川 健一; 宮嶋 茂之*; 日高 睦夫*; 奥 隆之; 曽山 和彦; 相澤 一也; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 1590, p.012036_1 - 012036_9, 2020/07

Our CB-KID neutron imager detects high spatial resolution neutrons transmission images by using a delay-line technique. We found that the number of events was remarkably increased with increasing the detector temperature until close to the critical temperature Tc. We investigated the properties of CB-KID at near Tc. We observed systematic changes of neutron signals as a function of the detector temperature from 4 K to Tc. The simulations modeled the sequential physical processes for $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reactions and energy deposition by particles within CB-KID, including neutrons, $$^{4}$$He particles, $$^{7}$$Li particles, photon and electron transport.

論文

ブロック型適合細分化格子でのPoisson解法のGPU高速化

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; Ali, Y.*; 下川辺 隆史*; 青木 尊之*

第25回計算工学講演会論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2020/06

原子力機構では3次元多相流体解析手法としてJUPITERを開発している。本研究では、JUPITERの圧力Poisson方程式解法として、適合細分化格子(AMR)を用いたマルチグリッド前提条件付き共役勾配法(P-CG)を開発した。計算の高速化として、全ての計算カーネルはCUDAを用いて実装すると共に、GPUスーパーコンピュータ上にて高い性能を発揮する様に最適化した。開発したマルチグリッド圧力Poisson解法は、オリジナルのP-CG法と比較して約1/7の反復回数で収束することが確認された。また、TSUBAME3.0上で8から216GPUまでの強スケーリング性能測定により、更なる3倍の高速化が達成された。

論文

Self-shielding effect of double heterogeneity for plutonium burner HTGR design

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史

Annals of Nuclear Energy, 138, p.107182_1 - 107182_9, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

プルトニウム燃焼高温ガス炉のための二重非均質による自己遮蔽効果の研究が行われた。プルトニウム燃焼高温ガス炉設計の先行研究では、二重非均質性の利点を用い余剰反応度の制御を行った。本研究では、自己遮蔽効果のメカニズムを燃焼解析及び厳密摂動論に基づいた反応度分解法により解明した。結果として、燃焼反応度の特性が$$^{240}$$Puの1eVの共鳴断面積ピークにより決まり、背景断面積の表面項に依存することが明らかとなった。すなわち燃料塊からの中性子の漏洩と減速材への衝突により決定される。さらに、顕著なスペクトルシフトが燃焼期間中に起こり、この効果が、$$^{239}$$Puと$$^{240}$$PuのEOLにおける反応度価値が強化されることが分かった。

論文

自転車競技の集団走行に対する大規模空力解析

青木 尊之*; 長谷川 雄太

自動車技術, 74(4), p.18 - 23, 2020/04

LESに基づくCFD計算を用いて自転車競技の空力解析を行った。単独での走行および2$$sim$$4人の集団走行では、算出された抗力は風洞実験と良く一致した。競合する2集団の走行について、集団内の選手の配置を複数検討した。72人の選手の集団走行として、GPUスーパコンピュータで22.3億格子を用いた大規模空力解析を実施した。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

報告書

放射性微粒子の基礎物性解明による廃炉作業リスク低減への貢献(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 茨城大学*

JAEA-Review 2019-041, 71 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-041.pdf:3.38MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「放射性微粒子の基礎物性解明による廃炉作業リスク低減への貢献」について取りまとめたものである。福島第一原発事故にて放出された放射性微粒子が廃炉手順の確立(溶融燃料等の回収、炉内除染、作業員の安全確保等)に関し重要な炉内事故事象解明のための情報源ともなっている。本研究は、これら粒子の基礎的な物性(粒径, 組成, 電気的性質, 光学的性質など)につき詳細な知見を得るとともに、日英のシナジー研究により$$alpha$$放射体の量的評価を含む放射性微粒子の諸特性をさらに解明して、「廃炉」計画のリスク低減にむけた作業全般に寄与する研究・開発を行う。

論文

Overlapping communications in gyrokinetic codes on accelerator-based platforms

朝比 祐一*; Latu, G.*; Bigot, J.*; 前山 伸也*; Grandgirard, V.*; 井戸村 泰宏

Concurrency and Computation; Practice and Experience, 32(5), p.e5551_1 - e5551_21, 2020/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Computer Science, Software Engineering)

2つのジャイロ運動論コード、GYSELA, GKVを最新のアクセラレータ環境、Xeon Phi KNL, Tesla P100 GPUに移植した。一台のSkylakeプロセッサーに比べ、KNLにおけるGYSELAの逐次計算カーネルは1.3x、P100 GPUにおけるGKVの逐次計算カーネルは7.4x高速化された。GYSELAとGKVのスケーリングテストをそれぞれ16-512 KNLおよび32-256 P100 GPUで実施し、GYSELAのセミラグランジアンカーネルおよびGKVの畳み込みカーネルにおけるデータ転置通信が主要なボトルネックとなることがわかった。この通信コストを削減するために、これらのコードにパイプライン法およびタスク並列法に基づく通信オーバーラップを実装した。

論文

Measurement of prompt neutron decay constant with spallation neutrons at Kyoto University Critical Assembly using linear combination method

方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(2), p.169 - 176, 2020/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)等の未臨界体系の未臨界度測定手法として、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数(以下、$$alpha$$とする)を、複数の中性子検出器の測定結果を用いて推定する線形結合法を提案し、過去には京都大学臨界集合体(KUCA)においてDT中性子源を用いた検証を行った。本検討では、核破砕中性子源を用いた検証を行い、提案手法が中性子源に対しても頑健に$$alpha$$の測定が可能であることを示した。

論文

Study on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:21.8(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

論文

Monte Carlo radiation transport modelling of the current-biased kinetic inductance detector

Malins, A.; 町田 昌彦; Vu, TheDang; 相澤 一也; 石田 武和*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 953, p.163130_1 - 163130_7, 2020/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.15(Instruments & Instrumentation)

Radiation transport simulations were used to analyse neutron imaging with the current-biased kinetic inductance detector (CB-KID). The PHITS Monte Carlo code was applied for simulating neutron, $$^{4}$$He, $$^{7}$$Li, photon and electron transport, $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reactions, and energy deposition by particles within CB-KID. Slight blurring in simulated CB-KID images originated $$^{4}$$He and $$^{7}$$Li ions spreading out in random directions from the $$^{10}$$B conversion layer in the detector prior to causing signals in the $$X$$ and $$Y$$ superconducting Nb nanowire meander lines. 478 keV prompt gamma rays emitted by $$^{7}$$Li nuclei from neutron-$$^{10}$$B reactions had negligible contribution to the simulated CB-KID images. Simulated neutron images of $$^{10}$$B dot arrays indicate that sub 10 $$mu$$m resolution imaging should be feasible with the current CB-KID design. The effect of the geometrical structure of CB-KID on the intrinsic detection efficiency was calculated from the simulations. An analytical equation was then developed to approximate this contribution to the detection efficiency. Detection efficiencies calculated in this study are upper bounds for the reality as the effects of detector temperature, the bias current, signal processing and dead-time losses were not taken into account. The modelling strategies employed in this study could be used to evaluate modifications to the CB-KID design prior to actual fabrication and testing, conveying a time and cost saving.

報告書

平成30年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

高性能計算技術利用推進室*

JAEA-Review 2019-017, 182 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-017.pdf:11.11MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(環境の回復・原子炉施設の廃止措置)に向けた研究開発や、高速炉サイクル技術に関する研究開発、原子力の安全性向上のための研究、原子力基礎基盤研究等といった主要事業に利用された。本報告は、平成30年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

報告書

被覆燃料粒子の応力計算のためのCode-B-2.5.2

相原 純; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2019-018, 22 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-018.pdf:1.39MB

Pu燃焼高温ガス炉とは、再処理Puの量を安全に減らすための高温ガス炉である。Pu燃焼高温ガス炉では、PuO$$_{2}$$-YSZの微小球にZrC層を被覆し、更にSiC-TRISO被覆を施したCFPを用いる計画である。ZrC層の役割は、酸素ゲッターである。主に、このPu燃焼高温ガス炉のCFPにも適用するための現時点で可能な範囲での準備として、高温ガス炉の燃料であるCFPの内圧破損確率評価のための、健全CFPの被覆層の応力計算用コードシステムであるCode-B-2を改良し、Code-B-2.5.2とした。本報告では、Code-B-2.5.2の基礎式を報告する。

論文

Inner and outer-layer similarity of the turbulence intensity profile over a realistic urban geometry

稲垣 厚至*; Wangsaputra, Y.*; 神田 学*; Y$"u$cel, M.*; 小野寺 直幸; 青木 尊之*

SOLA (Scientific Online Letters on the Atmosphere) (Internet), 16, p.120 - 124, 2020/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Meteorology & Atmospheric Sciences)

都市境界層を対象とした風況解析により、内層および外層のスケーリングと乱流強度分布の類似性を検討した。計算条件として、現実的な建物形状の上に発達する中立条件を仮定すると共に、計算領域19.2km$$times$$4.8km$$times$$高さ1kmに対して2m格子を設定した。乱流強度分布は計算領域内で局所的に定義できる。内層と外層に対してスケーリング則を当てはめることで、表面形状に関係なく、内層と外層内の乱流強度予測のばらつきを減らすことが可能となる。スケーリングされたプロファイル間のばらつきは、各層のスケーリングパラメーターの不一致に起因するが、長さまたは速度の比率からなる無次元パラメーターを導入することで、それらの類似性を示した。

論文

PARaDIM; A PHITS-based Monte Carlo tool for internal dosimetry with tetrahedral mesh computational phantoms

Carter, L. M.*; Crawford, T. M.*; 佐藤 達彦; 古田 琢哉; Choi, C.*; Kim, C. H.*; Brown, J. L.*; Bolch, W. E.*; Zanzonico, P. B.*; Lewis, J. S.*

Journal of Nuclear Medicine, 60(12), p.1802 - 1811, 2019/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:43.67(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

従来の内部被ばく研究では、CT画像などに基づき構築したボクセル人体ファントムを適用し、線量評価データを解析することが一般的であった。しかし、皮膚や膜状組織などをより精密に表現できるポリゴンメッシュ人体ファントムの開発が進められており、内部被ばく研究でもこのファントムを用いた評価が要求されている。しかし、モンテカルロ放射線輸送計算コードにこのファントムを取り込んで計算を行うことは、コードに精通していない場合は難しい現状となっている。そこで、PHITSの使い方に関する詳しい知識を持たないユーザーでも、このファントムを用いた内部被ばく線量計算が簡単にできるツールPARaDIMを開発した。このツールでは、グラフィカルインターフェースにより、使用する四面体メッシュファントムの選択や臓器毎の放射性核種の設定、そしてPHITSの実行が操作できる。このツールを用いた実行例をいくつか示し、先行研究との比較を行うことで、本ツールの有用性を確認した。

論文

Application of linear combination method to pulsed neutron source measurement at Kyoto University Critical Assembly

方野 量太; 山中 正朗*; Pyeon, C. H.*

Nuclear Science and Engineering, 193(12), p.1394 - 1402, 2019/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:31.52(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)等の未臨界体系の未臨界度測定手法として、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数(以下、$$alpha$$とする)を、複数の中性子検出器の測定結果を用いて推定する線形結合法を提案してきた。本検討では京都大学臨界集合体(KUCA)において実施されたパルス中性子源実験において測定された中性子計数から線形結合法を用いて$$alpha$$の実測を行い、従来法と比べて高次モード成分を低減可能であることを実験的に示した。加えて、線形結合法によって基本モード以外のモードの抽出が可能であることも実験的に示した。

論文

GPU acceleration of communication avoiding Chebyshev basis conjugate gradient solver for multiphase CFD simulations

Ali, Y.*; 小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; 今村 俊幸*

Proceedings of 10th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems (ScalA 2019), p.1 - 8, 2019/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:3.08

大規模線形問題の反復法ソルバはCFDコードで共通に用いられる。前処理付共役勾配(P-CG)法は最も広く用いられている反復法の一つである。しかしながら、P-CG法では、特に演算加速環境において、大域的集団通信が重要なボトルネックとなる。この問題を解決するために、省通信版のP-CG法がますます重要になっている。本論文では多相CFDコードJUPITERにおけるP-CG法と前処理付チェビシェフ基底省通信CG(P-CBCG)法を最新のV100GPUに移植する。全てのGPUカーネルは高度に最適化され約90%のルーフライン性能を達成し、ブロックヤコビ前処理はGPUの高い演算性能を引き出すように再設計し、さらに残された袖通信のボトルネックは通信と計算のオーバーラップによって回避した。P-CG法とP-CBCG法の全体性能は大域的集団通信と袖通信の省通信特性によって左右され、GPUあたりのノード間通信帯域が重要となることが示された。開発したGPUソルバはKNLにおける以前のCPUソルバの2倍に加速され、Summitにおいて7,680GPUまで良好な強スケーリングを達成した。

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