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報告書

燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2020-028, 68 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-028.pdf:4.01MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元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始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、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育,講義等の座学,施設見学、の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和元年度は、主に概念設計,試作,コンセプト立案を行った。

報告書

令和元年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12

JAEA-Evaluation-2020-002.pdf:1.59MB

システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。

論文

Image-based view selection for shape comparison of mode water regions in virtual reality spaces

矢野 緑里; 伊藤 貴之*; 田中 裕介*; 松岡 大祐*; 荒木 文明*; Czauderna, T.*; Stephens, K.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.201 - 208, 2020/10

気候モデルの調整には複雑な過程が必要なため、可視化を用いた分析は気候モデルやそのモデルの変数、出力結果を評価・理解する上で重要な役割を果たす。仮想現実(VR)技術は3次元可視化に効果的であり、近年、よりさまざまな科学データの可視化分析に用いられている。しかし、ユーザーの操作方法や観察対象の形状の特徴によってはVR空間の利点をうまく活用できない状況がある。そこで、そうした状況を解決するために画像ベースの視点選択手法を提案し、モード水領域の形状をもとにシミュレーションと観測の海洋状態の差異を把握することを目指す。この視点選択では、シミュレーションデータと観測データから抽出したモード水領域の形状を比較するときの評価基準を考慮している。本論文では、この視点選択手法を2種類の形状比較事例に適用し、比較形状の類似度合いについて考察した。

論文

Development of three-dimensional distribution visualization technology for boron using energy resolved neutron-imaging system (RADEN)

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

Boron carbide is used as a neutron-absorbing material in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), producing borides that are twice as hard as oxides (such as UO$$_{2}$$ and ZrO$$_{2}$$). The high neutron absorption of boron affects the evaluation of re-criticality during the process of debris retrieval. Therefore, it is important not only to determine the presence of boron but also to investigate the distribution of boron inside the material in a non-destructive manner during decommissioning. To address the uncertainties in the core material relocation behavior of boiling water reactor (BWR) during a severe accident (SA), solidified melt specimens of a simulated fuel assembly were prepared by plasma heating. If core material melting and relocation (CMMR) specimens can be used to estimate the B distribution in 1F Unit-3, that will provide valuable information in the decommissioning of 1F. To address this, the authors focused on the energy-resolved neutron imaging system, RADEN, which utilizes a wide energy range, from meV to keV. This is an innovative three-dimensional analysis technology for boride distribution that affects the evaluation of hardness and re-criticality. In the calibration standard samples (Zr$$_{x}$$B$$_{1-x}$$ and Fe$$_{x}$$B$$_{1-x}$$), there was a good correlation between boron concentration and the energy-dependence of the cross sections of cold and epi-thermal neutrons. In the CMMR specimens, boron distribution was confirmed from the contrast difference between cold and epi-thermal neutrons. In the future, the results of calibration standard samples will be applied to the results of CMMR specimens. With this method, three-dimensional boron distribution will be measured, and the understanding of boride distribution 1F Unit-3 will be improved, which may be reflected in an improved SA code.

報告書

Visual Basic for Applicationsを利用した放射性試料分析のための前処理法の自動化技術

山本 昌彦; 家老 克徳*; 小高 典康; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2019-014, 68 Pages, 2019/10

JAEA-Technology-2019-014.pdf:2.93MB

グローブボックス, 遮蔽セル内で実施している放射性試料分析の前処理法であるカラム分離操作を自動化するため、Microsoft製Excel Visual Basic for Applications(VBAマクロ)でプログラムを作成し、シリンジポンプ, 電動ビュレット, フラクションコレクター, 電動バルブを制御した。各機器に合わせてケーブルを製作し、通信設定を調整した結果、プログラム通りに操作できることがわかった。そこで、VBAマクロで各機器を逐次的に制御した自動コンディショニング装置と自動分離装置を製作した。自動コンディショニング装置では最大8本のカラムへ、硝酸の添加と静置の操作を繰り返し自動で行うことができた。また、自動分離装置では、Srを吸着・溶離可能なEichrom Technologies製Srレジンを用いて、模擬高放射性廃液中のSrを良好に分離・回収することができた。汎用ソフトであるVBAマクロを利用した本法は、作業の省力化、作業者の被ばく低減、分析の誤操作を防止することができ分析操作の自動化に有効であると共に、自動化に係るコストの大幅な削減も期待できる。

論文

Evaluation growing and collapsing behaviors of cavitation bubbles under flowing condition

川村 駿介; 直江 崇; 池田 翼*; 田中 伸厚*; 二川 正敏

Advanced Experimental Mechanics, 4, p.33 - 37, 2019/08

J-PARCのパルス核破砕中性子源のステンレス鋼製の水銀ターゲット容器は、圧力波によって誘発されるキャビテーションによる損傷を受ける。キャビテーション損傷の低減化を期待して水銀の狭隘流路を有する二重壁構造の容器が採用された。狭隘流路によるキャビテーション損傷の低減効果は、実験的には確認されているもののそのメカニズムは明らかにされていない。本研究では狭隘流路におけるキャビテーション損傷低減効果を明らかにするための基礎研究として、流れ場における火花放電によるキャビテーション気泡の挙動を高速度ビデオカメラを用いて可視化した。さらに、キャビテーション気泡崩壊時の衝撃による壁面の振動を流速を変化させて測定した。流れがない場合は、気泡崩壊時のマイクロジェットは壁面に垂直に放出される、一方、流れ場ではその角度は斜めに変化する。その結果、壁面への衝撃力は流動によって低下することが分かった。

論文

Visualization study on droplet-entrainment in a high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 齋藤 慎平*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

Na冷却高速炉の蒸気発生器内伝熱管破損時Na-水反応現象に対する数値解析コードの妥当性評価に資するため、水中に高圧空気が噴出した際に噴流の気液界面から液滴がエントレインされる様子を可視化し、その挙動について調べた。本実験により、気液界面から比較的大きい径の液滴が生成した後、小径の液滴へ微粒化するなどの挙動を明らかとした。

報告書

幌延深地層研究センターにおける掘削損傷領域の可視化手法の検討(共同研究)

青柳 和平; Chen, Y.*; 櫻井 彰孝; 石井 英一; 石田 毅*

JAEA-Research 2017-014, 49 Pages, 2018/01

JAEA-Research-2017-014.pdf:16.29MB

本研究では、坑道掘削により周辺岩盤に形成された掘削損傷領域の割れ目の三次元的な可視化を行うことを目的として、幌延深地層研究センターの地下350mの調査坑道を対象として、樹脂を坑道周辺の岩盤に注入し、掘削損傷領域の割れ目を固定し、紫外線照射下の観察により割れ目の連結性や開口幅の検討を行った。原位置における樹脂の注入に際しては、粘性が低く紫外線照射によって発光する樹脂を開発して坑道周辺岩盤へ圧入した。その結果、割れ目の状態を乱すことなく、坑道周辺に形成された割れ目へ樹脂を浸透させ、固定させることに成功した。さらに、割れ目への固定の後に、注入孔周辺をオーバーコアリングし、孔壁面及び得られたコア表面を紫外線照射下で観察した。観察の結果、割れ目は孔口から約0.9mの範囲まで発達していた。また、孔口から約0.3mまでは、複数本の割れ目が交差しており、開口幅は1-2mm程度であったのに対し、孔口から0.3-0.9mに分布する割れ目は単独で存在し、開口幅は1mmよりも小さいことがわかった。一方、ボアホールテレビューア観察では、孔口から0.2mまでの明瞭に開口した割れ目しか検出されていないことから、カメラの分解能の影響で開口幅の小さい割れ目を検出することが難しいため、割れ目の発達の範囲を過小評価する可能性があることがわかった。

論文

原子力プラントの地震応答解析と可視化

中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘

可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10

組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。

論文

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(5), p.707 - 712, 2016/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:21.82(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度:約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

論文

Interactive visualization for singular fibers of functions $$f$$:$$R^{3}$$ $$rightarrow$$ $$R^{2}$$

櫻井 大督; 佐伯 修*; Carr, H.*; Wu, H.-Y.*; 山本 卓宏*; Duke, D.*; 高橋 成雄*

IEEE Transactions on Visualization and Computer Graphics, 22(1), p.945 - 954, 2016/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.16(Computer Science, Software Engineering)

単変量のトポロジーは、Morse理論の形をとって、科学技術現場でデータを解析及び可視化するための計算ツールを提供してきた。等値線間の接続性が変化する様子は、等値線を1点に縮約することで、Reebグラフとして表現できる。多変量データについては、等値線はファイバー(値域の点の逆像)に一般化され、そのためこの分野はファイバートポロジーとして知られている。しかしながら、ファイバートポロジーはMorse理論に比べれば未開拓の状態にあり、また現在の研究は人の手による可視化に頼っている。そのため本稿では、多変量関数$$f$$:$$R^{3}$$ $$rightarrow$$ $$R^{2}$$に含まれるファイバーの特異性を可視化するインターフェイスを紹介する。本インターフェイスはファイバートポロジーでの伝統的可視化作業に則っているが、Reebグラフを拡張したReeb空間に基づく3次元ビューをも新規に導入している。本インターフェイスの妥当性を評価するために、我々はいくつかのケースで検討し、支援可能かどうか検証を進めている。本発表では数学分野での利用を想定し、そのワークフローを支援できるかどうか、当該分野の専門の数学者と、経験の浅い数学者とを対象に検証したのでその結果について発表する。

論文

Development of prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, 16; Experimental and numerical study of pressure fluctuation effects on bubble motion

加藤 由幹; 吉田 啓之; 横山 諒太郎*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

In this study, visualization experiment for the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration was performed to understand bubbly flow behavior under earthquake acceleration. Liquid pressure was also measured at upstream and downstream of the test section. In addition, to consider detailed effects of pressure gradient on bubble motion, numerical simulation of two-phase flow in horizontal pipe with vibration was performed by a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method: TPFIT. Based on observed images and calculated results, bubble velocity was evaluated. It was confirmed that the pressure gradient amplitude increased with the increase of the frequency of the table. In addition, it was observed that the bubble velocity amplitude also increases with the increase of the frequency of the table. It was concluded that the bubble motion was strongly affected by the pressure gradient in the test section.

報告書

PHITSシミュレーション結果の4次元可視化・解析ツールの開発

古高 和禎

JAEA-Data/Code 2014-027, 32 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-027.pdf:7.25MB

放射線輸送シミュレーション・コードPHITSにより得られた結果を4次元(3次元空間+時間)可視化することにより、シミュレーション結果の定量的理解を容易にし、それを用いた装置開発を促進することを目的として、ソフトウェア・ツールを開発した。実用に堪えるツールを可能な限り早く使用に供するために、使用可能な既存のソフトウェアを最大限活用することにし、可視化にはParaViewを、解析にはROOTを用いることにした。そして、PHITSによるシミュレーション結果をParaViewで可視化することができるようにするために、データ形式の変換ツール及び可視化を簡単化するツール(angel2vtk, DispDCAS1, CamPos)を作成した。一方、dieawayプロットの解析のためには、ROOTを利用したソフトウェア、dianaを作成した。

論文

Remote visualization system based on particle based volume rendering

河村 拓馬; 井戸村 泰宏; 宮村 浩子; 武宮 博; 坂本 尚久*; 小山田 耕二*

Visualization and Data Analysis 2015 (Proceedings of SPIE Vol.9397) (Internet), p.93970S_1 - 93970S_8, 2015/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:11.37

この論文は遠隔地にあるスーパーコンピュータ上の大規模データに対する対話的な可視化を目的とした、粒子ベースボリュームレンダリング(PBVR)に基づく遠隔可視化システムについて提案するものである。遠隔PBVRシステムはレンダリングに必要な粒子データを生成するサーバとボリュームレンダリングを実行するクライアントから構成され、粒子データのサイズは画像解像度により計算されるものであり元のボリュームデータよりも十分に小さくなるという特徴がある。そのためネットワークの帯域幅に従って高フレームレートを得るための柔軟な画像詳細度制御が可能である。サーバはハイブリッドなプログラミングモデルにより様々なプラットフォームの高並列環境下で最適化可能である。この手法によりサーバ上のマッピング処理速度はCPU単体と比較して二桁高速化され、約一億格子のデータを数秒で処理可能である。提案手法を商用の可視化ツールと比較し、全体性能が激的に高速化されたことを確認した。

論文

Distance for fragmentation of a simulated molten-core material discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/12

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質のデブリ化距離に関する評価手法を開発するため、X線透過装置を用いたナトリウム中デブリ化挙動の可視化実験を行った。本実験では、溶融炉心物質の模擬物質として約0.9kgの溶融アルミニウム(初期温度: 約1473K)を内径20mmのノズルを通じてナトリウム中(初期温度: 673K)へ流出させた。実験の結果、ナトリウム中へ流出した溶融アルミニウムのデブリ化距離は100mm程度と評価された。本実験を通じ、デブリ化距離に関する評価手法の開発に有益な知見が得られた。今後、より比重の大きい模擬物質を用いた実験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を表す実験相関式を開発する。

論文

Relationship between self-priming and hydraulic behavior in venturi scrubber

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0026_1 - TEP0026_11, 2014/08

As revealed by Fukushima Daiichi nuclear disaster, countermeasures against severe accident in nuclear power plants are an urgent need. In particular, from the viewpoint of protecting containment and suppressing the diffusion of radioactive materials, it is important to develop a device which allows filtered venting of contaminated high pressure gas. In the filtered venting system that used in European reactors, so called Multi Venturi Scrubbers System is used to realize filtered venting without any power supply. This system is able to define to be composed of Venturi Scrubbers (VS) and a bubble column. In the VS, scrubbing of the contaminated gas is promoted by both gas releases through a submerged VS and gas-liquid contact with splay flow formed by liquid suctioned through a hole provided in the throat part of the VS. This type of VS is called self-priming ones. However, the mechanism of the self-priming VS are understood insufficiently in the previous studies. In this study, to understand operation characteristics of the VS for filtered venting, we discussed the mechanisms of self-priming phenomena and hydraulic behavior in the VS. In this paper, we conduct visualized observation of the hydraulic behavior in the VS and measure the liquid flow rate in the VS for understanding self-priming. As results, it is shown that the possibility that the VS decontamination performance falls low level with no self-priming.

報告書

大規模データの可視化処理速度調査

星 芳幸; 久米 悦雄

JAERI-Data/Code 2005-010, 48 Pages, 2005/09

JAERI-Data-Code-2005-010.pdf:8.7MB

近年の科学技術計算は、計算機の高速化と記憶容量の増大により計算規模が飛躍的に拡大し、そこから得られる計算結果も膨大なものになってきている。これに伴い、この膨大な数値データを理解するためのポスト処理、すなわち可視化処理が非常に重要な役割を担うようになっている。一方、可視化を行うための画像処理用計算機においては、この大規模データの可視化処理はまだ大きな負荷となっているのが現状である。このため、原研既設の画像処理用計算機を対象に、汎用可視化ソフトウェアを用いて大規模データを処理する際のハードウェアごとの描画速度の調査を実施した。本報告は、この調査結果に基づき、可視化データの規模と使用すべき計算機について、その利用指針をまとめたものである。

報告書

高温融体中への水ジェットの貫入と直接接触沸騰に関する研究

柴本 泰照

JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08

JAERI-Research-2005-016.pdf:4.54MB

高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。

報告書

AVS/ITBLの数値環境システムでの利用手引書

鈴木 喜雄; 松本 伸子*; 山岸 信寛*; 荒川 拓也*; 倉石 英明*

JAERI-Data/Code 2004-013, 163 Pages, 2005/02

JAERI-Data-Code-2004-013.pdf:33.81MB

日本原子力研究所計算科学技術推進センターでは、e-Japan重点計画の一つであるITBL(Information-Technology Based Laboratory)計画を推進している。ITBL計画の目的は、大学や研究機関に分散された計算機・プログラム・データ等の知的資源を共有し、研究者間の共同研究を支援するための仮想研究環境の構築である。AVS/ITBLは、このITBL環境において効率的に可視化が行えることを目指して開発している可視化ツールである。本可視化ツールは、ITBL基盤ソフトウェア上のツールとして実装しており、AVS/Expressと連携して動作する。AVS/ITBLの主な機能として、ITBL環境において遠隔地にある計算データを直接的に可視化可能なAVSクライアントによる可視化機能,Webブラウザで可視化画像を表示可能なWebクライアントによる可視化機能,複数の利用者が協調して可視化を行うことが可能な可視化コラボレーション機能、及びシコマンドラインからの実行によりバッチ的に可視化を行うことが可能なバッチ可視化機能がある。本書では、ITBL計画におけるアプリケーションの一つである数値環境システムでのこれら機能の利用手引について記述しており、操作概要について詳細に記述を行っている。

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。

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