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論文

Interactive in-situ steering and visualization of GPU-accelerated simulations using particle-based volume rendering

河村 拓馬; 長谷川 雄太; 井戸村 泰宏

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.187 - 192, 2020/10

汚染物質の大気拡散予測の実現に向けて、GPUスーパーコンピュータ(スパコン)向けに最適化された適合格子細分化(AMR)による流体シミュレーションが開発されており、その結果の対話的な可視化や計算パラメータのステアリング技術が必要とされている。本研究では、これまでに開発してきた構造格子向けの粒子ベースIn-situ可視化手法をAMR向けに拡張し、ファイルを介したIn-situ制御機構を利用して計算パラメータのIn-Situステアリングを可能にした。開発した手法をGPUプラットフォーム上で動作する都市部でのプルーム分散シミュレーションに結合し、膨大なパラメータスキャン無しにヒューマンインザループにより汚染源探索が可能なことを示した。

論文

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。

論文

VR技術を応用した福島第一原子力発電所の廃止措置への挑戦

堀口 賢一

技術士, 30(4), p.8 - 11, 2018/04

AA2017-0669.pdf:1.0MB

福島第一原子力発電所の廃止措置では、事前検証や操作訓練が他の原子力発電所の廃止措置に比べ、重要である。日本原子力研究開発機構楢葉遠隔技術開発センターでは、実測データを基に事故後の建屋内部状況を模擬したVRシステムや各種実規模大のモックアップ設備を応用して廃止措置に適用するための技術開発が行われている。これらを活用することにより確実かつ効率的な現地での作業への貢献が期待できる。本報では、これまでの原子力発電所での廃止措置におけるVRシステムの活用例を紹介し、VRシステムを活用することで廃止措置を進めるうえでどのような利点が得られたかをまとめる。また、福島第一原子力発電所の廃止措置に貢献することが期待されている楢葉遠隔技術開発センターのVRシステムについて、2017年1月に日本技術士会原子力・放射線部会での視察を踏まえ、その概要について報告する。

論文

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

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。

論文

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

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04

高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。

論文

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.

論文

オープンソース遠隔可視化ソフトウェアPBVR

河村 拓馬

計算工学ナビ・ニュースレター(インターネット), 7, p.4 - 5, 2015/06

従来の遠隔可視化システムは、可視化処理速度やメモリ使用量、データ転送量がボトルネックとなって、可視化作業に膨大な時間が必要とされていた。遠隔可視化ソフトウェアPBVR(Particle-Based Volume Rendering)はクライアント・サーバ システムを採用し、大規模な結果データをサイズの小さい可視化用粒子データに変換して転送することでこれらの問題を解決し、ボリュームレンダリングによるインタラクティブな可視化を実現している。開発したPBVRシステムをオープンソースとして公開し、これを記事として寄稿した。

論文

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

 被引用回数:17 パーセンタイル:86.9(Nuclear Science & Technology)

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.

論文

Multivariate volume rendering using transfer function synthesizer implemented in remote visualization system PBVR

河村 拓馬; 井戸村 泰宏; 宮村 浩子; 武宮 博

Proceedings of SIGGRAPH Asia 2015 (SA 2015) (Internet), 4 Pages, 2015/00

本論文では多変量ボリュームレンダリング向けの新しい伝達関数設計手法を提案する。この手法は従来の1次元伝達関数や変量の論理演算によって多次元伝達関数を生成するものである。この手法は解析者が変量の相関を抽出したり、多変量に対するサーフェスやボリュームの統合表示をしたりできるようにする。そしてこの手法は幾つかのスーパコンピュータ上で最適化されている遠隔可視化システムPBVRに実装されている。原子力分野における燃料溶融の多層シミュレーションから得られたデータに対して実験を行い、溶融物の複雑な挙動を抽出することで有効性を示した。

論文

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.

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li$$_2$$O; Transport in porous sintered pellets

谷藤 隆昭*; 八巻 大樹; 實川 資朗

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.595 - 600, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.6(Nuclear Science & Technology)

かさ密度81%の焼結体からのトリチウム放出速度dF/dtは拡張指数法則Exp(-kt)$$^beta$$に従う結果が得られた。ここで$$beta$$は約0.5と、また、みかけ活性化エネルギーは約139kJ/molと求められた。活性化エネルギーの値などから放出の律速過程はトリチウム・トラップの消滅過程であると推定された。一方かさ密度88%の焼結体からの放出過程ではトリチウム残存量、(1-F)はAvrami式1-F=exp(kt)$$^n$$に従って減少する傾向を示した。指数nは約0.5と、みかけ活性化エネルギーは約160kJ/molと求められた。この場合の律速過程は連結細孔内の移行過程であると推定された。

論文

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

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。

論文

西大和学園におけるSuper Science Highschoolの授業; プログラミング・可視化・VR教育の試み

上島 豊

i-Net, (13), p.6 - 9, 2005/05

国際数学・理科教育調査など多くのデータが青少年の科学技術離れを指摘している。文部科学省は、科学技術及び理科の理解増進を図るために「科学技術・理科大好きプラン」を立ち上げ、推進している。日本原子力研究所関西研究所では、「科学技術・理科大好きプラン」の柱の2つであるScience Partnership Program(SPP)及びSuper Science High-school(SSH)にかかわっている。平成14-16年度に渡り、奈良県SSH指定高校の西大和学園において可視化・バーチャルリアリティーをキーワードに物理,生物,情報,美術の最先端を横断的に学ぶ授業に挑戦した。本報告では、このSSHとの連携を通じて行った新しいスタイルの授業モデルの開発について紹介する。

報告書

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。

論文

西大和学園のSSHにおける3DAVS-Player及びPortable VRを用いた可視化・プログラミング教育の試み

上島 豊

可視化情報(CD-ROM), 24(Suppl.3), 6 Pages, 2004/10

青少年の科学・理科離れ抑止のため文部科学省が進めている「科学技術・理科大好きプラン」の中のSuper Science High-school(SSH)の指定高校と日本原子力研究所の連携が平成14-16年度に渡り行われている。その連携において新しいタイプの授業体系の開発を行っており、本論文では、その実践に基づく調査結果を報告する。奈良県SSH指定高校の西大和学園と日本原子力研究所において可視化・バーチャルリアリティーをキーワードに物理,生物,情報,美術の最先端を横断的に学ぶ授業に挑戦し、その結果、予想をはるかに超えた子供達の能力及び熱心さが見いだされた。また、可視化,バーチャルリアリティー技術を応用したCG製作を通じて、生徒達は、一つのテーマにかかわるさまざまな分野横断的背景を自分達で調べながら自立的に進んでいった。これは、現在専門化が進み、科学の孤立化が懸念される状況で分野横断的意識が醸成される手法としても注目すべきことである。そして、本授業の壁を乗り越えたことによる自信が「私達でもやればできる」という気持ちをうみ、他の授業などの取り組みでも積極性が向上するということが見いだされている。

論文

臨界プラズマ試験装置JT-60における実験プラズマの可視化

鈴木 昌栄*

VizJournal(インターネット), 5 Pages, 2004/10

グリッド技術を基盤とした遠隔共同研究を進めるうえで重要な要素の1つに、遠隔可視化システムの開発が挙げられる。その中で、VR(Virtual Reality)の技術を用いてJT-60の放電実験で得られたプラズマを3次元立体表示させ、遠方にいる協力研究者が臨場感を持って遠隔実験に参加できるシステムを開発した。本発表ではプラズマの3次元可視化システムの概要,可視化した物理量、及び作成した3次元立体図を述べる。

論文

3GeVRCS制御システムの概要

高橋 博樹; 榊 泰直; 佐甲 博之; 吉川 博; 加藤 裕子*; 杉本 誠*; 川瀬 雅人*

Proceedings of 1st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 29th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.233 - 235, 2004/08

3GeVRCSは、MLFと50GeVMRの両施設に、異なるパラメータのビームを送る。よって、施設ごとのビームを混在することなく監視を行うことが要求される。また、パラメータ変更等が、加速器を停止することなく連続運転中に行われることから、操作によるビームロスを可能な限り低減することが要求される。本報告では、これらの実現を目指す3GeVRCS制御システムの検討・設計等の現状について報告する。

論文

制御系との連携を考慮したイベント通知機能の概要

川瀬 雅人*; 吉川 博; 榊 泰直; 高橋 博樹; 佐甲 博之; 神谷 潤一郎; 高柳 智弘; 本郷 礼二*

Proceedings of 1st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 29th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.537 - 539, 2004/08

インターロック発生時などにおいては、上位制御系に対して、機器情報を可能な限り高速に上位制御系に情報を授受することが必要である。FA-M3を用いた機器においては、イベント通知機能を用いることで、これに対応することができる。今発表では、上位制御系との連携を考慮したイベント通知機能について、3Gev Kicker電磁石電源を例に説明する。

論文

球面サンプリング版ボリュームレンダラーの研究・開発

鈴木 喜雄; 齋 和憲*; 大野 暢亮*; 小山田 耕二*

可視化情報学会誌, 24(Suppl.1), p.443 - 446, 2004/07

近年、スーパーコンピュータの進展に伴い、科学分野においてさまざまな複雑現象の解析が可能となってきた。ここで、複雑現象の解析を行うための可視化手法の一つとして、没入型バーチャルリアリティ(VR)装置の利用が行われはじめている。一方、物理量の3次元的な分布を直感的に理解するための表示方法としてボリュームレンダリング法が広く用いられており、没入型VR装置においてもボリュームレンダリング表示が行われてきた。しかしながら、従来、ボリュームレンダリングに利用されてきた平面スライスサンプリング法では、視点がボリューム内部に没入した場合に、画質低下が著しいことが問題であった。そこで、本研究開発では、同心球面スライスサンプリング法を適用することにより、この問題解決を図った。これら二つの方法を没入型VR装置に実装することにより、両方法における画質と表示速度についての比較を行った。本講演では、これらの結果について報告を行う。

論文

没入型VR装置における並列ボリュームレンダリング; ステレオボリュームレンダリングの並列化とCAVEへの応用

大野 暢亮*; 鈴木 喜雄; 呉田 昌俊

可視化情報学会誌, 24(Suppl.1), p.315 - 316, 2004/07

計算機や計測機器の発達によりデータの大型化・3次元化が進み、3次元のデータを立体視により3次元のまま観察が可能な没入型VR装置での可視化が注目を集めている。日本原子力研究所では、金属容器内を流れる沸騰流のボイド率を計測できる技術を開発した。この得られたデータを可視化するのには、等値面等よりデータ全体を把握できるボリュームレンダリングが適している。没入型VR装置でボリュームレンダリングを行う場合、テクスチャマッピングを利用すると簡易に実行できるが、特に視点がデータに近い場合、描画速度に問題がある。今回われわれは、2つの高速化アルゴリズムの併用とその並列化により、128$$times$$128$$times$$128程度のデータであれば、テクスチャ利用の場合より高速に描画することを可能にした。本開発により、上記データの等値面やサーフェスレンダリングでは不可能であったデータ全体の把握を、没入型VR装置でも可能にした。

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