日本原子力学会 計算科学技術部会

Computational Science and Engineering Division, Atomic Energy Society of Japan
  • 第16回(2018年度)部会賞受賞候補者推薦の募集

    2018.9.24 高田 コメント無し

    第16回「日本原子力学会 計算科学技術部会賞」受賞候補者の推薦を募集いたします。

    下記の募集要項をご参考の上,適当と思われる部会賞候補者を多数ご推薦下さるようお願い申し上げます。

    募集締め切りは【平成30年12月21日(金)】となっております。また、問い合わせ、応募先は以下となっております。

    日本原子力学会計算科学技術部会部会長 伊藤 啓
    e-mail : award[a]csed.sakura.ne.jp ([a]→@と変更ください)

    以上、大変お手数ですが宜しくお願い申し上げます。

  • 【報告】平成30年度 日本原子力学会秋の大会 計算科学技術部会 第24回全体会議

    2018.9.23 高田 コメント無し

    平成30年度日本原子力学会秋の大会 計算科学技術部会 第24回全体会議

    議事録

    1.日時:平成30年9月7日(金) 12:00~13:00

    2.場所:岡山大学津島キャンパスH会場

    3.議事次第
    全体会議
    1)部会長挨拶
    伊藤部会長より挨拶が行われた。
    2)部会賞表彰細則改定
    学会においてカテゴリの見直しによる区分コードの変更があったことから、第3条(5)部会学生優秀講演賞の説明に記載されている「区分コード(307-1)」を、「区分コード(305-1)」に改定することについて報告された。
    3)小委員会活動報告
    各小委員会の委員長より上期の活動について報告された。
    4)その他
    熱流動部会において研究専門委員会が立ち上がることとなり、熱流動部会より、計算科学技術部会への協力依頼があり、協力していくことが承認された。伊藤部会長が委員として参加することが報告された。
    5)役員・委員の交代について
    高田副部会長、兼、広報小委員長が職務の都合上、継続できないこととなり、副部会長には鈴木喜雄(総務小委員長、JAEA)が、広報小委員長には酒井幹夫氏(出版・編集小委員、東京大学)が引き継ぐことが承認された。
    6)告知等
    全体会議終了後に行なわれる、計算科学技術部会セッション「人工知能技術の活用と将来展望」、および、計算科学技術部会の一般セッションの告知がなされた。

    以上

  • ニュースレター30号

    2018.8.30 高田 コメント無し

    ニュースレター30号をお届けします。

    こちらからもご覧になれます。)

    • 巻頭言 2018年度 部会長 伊藤 啓
    • 2017年度 計算科学技術部会 部会賞 贈賞報告
    • 2018年春の年会 計算科学技術部会全体会議 開催報告
    • 2018年度 計算科学技術部会 役員紹介
    • 2018年秋の大会 計算科学技術部会全体会議 開催案内
    • 2018年秋の大会 計算科学技術部会 一般セッション開催案内
    • 2018年秋の大会 計算科学技術部会 企画セッション開催案内
    • 一言一語 「ラジオリシス、腐食の分野での計算科学」
      (一財)エネルギー総合工学研究所 内田 俊介 氏
    • 30号特集記事 「計算科学技術部会のこれからを担う皆さんへ」
      (初代出版・編集小委員長)MHIニュークリアシステムズ・ソリューションエンジニアリング㈱ 佐治 悦郎 氏
    • 講習会・ワークショップ等の開催報告・連絡事項等
    • 年間予定
    • 編集後記

    (表紙絵) 齋藤 慎平 氏(筑波大学大学院)
    (2017年度 部会CG賞)

  • 【報告】日本原子力学会2018年春の年会 企画セッション

    2018.5.20 高田 コメント無し

     

    日本原子力学会2018年春の年会

    企画セッション報告:「計算科学技術分野におけるモンテカルロ(MC)法の活用~現状と将来展望~」

    日 時:3 月26日(月) 13:00~14:30  C会 場

    座 長:巽 雅洋 (原子力エンジニアリング、計算科学技術部会長)

    聴講者:50名

    概要

    原子力分野において、モンテカルロ法(MC法)を用いた数値解析は炉心計算等において欠くことのできない重要な役割を担っている。加えて、近年では安全評価(PRAなど)において、MC法を用いた解析の利用が進んでいる。また、流体解析手法であるDSMC(Direct Simulation Monte-Carlo)法など、MC法を用いた解析の使途は多岐に渡っている。本企画セッションでは、MC法を用いた最新の数値解析研究について紹介するとともに、MC法の将来展望などに関して議論した。

     

    炉物理分野におけるモンテカルロ計算の現状と将来展望(原子力機構:長家 康展 氏)

    モンテカルロ法の黎明期から最新の炉心解析技術まで、非常に多くの研究内容についてレビューが行われ、炉心設計に適用するためには計算能力の問題が残されているが、炉内の複雑な現象(核熱カップリング、非定常現象など)を解析する技術は既に開発されていることが示された。

    モンテカルロ法を用いた動的リスク評価研究(東京大学:張 承賢 氏)

    現状の代表的な確率論的リスク評価手法(イベントツリーに基づく手法)における問題点について紹介があり、連続マルコフ過程モンテカルロ法を用いることで原子炉事故時の事象進展を動的に評価できることが述べられた。また、実際の高速炉の除熱源喪失事故を対象とした解析において、メタモデルを用いた解析時間短縮について説明があった。

    気体温度勾配により物体に誘起されるクヌッセン力のDSMC法による研究(東北大学:米村 茂 氏)

    クヌッセン数によって希薄流体の挙動がどのように変化するかについて説明があり、ボルツマン方程式の解法の1つであるDSMC法の概要が述べられた。実際に、高温壁面の上方に低温のマイクロスケール物体を配置した解析を行った結果、物体に浮上力が働くことが示された。

     

  • 【報告】2018年春の年会 計算科学技術 一般セッション

    2018.4.13 高田 コメント無し

    日時:2017年3月26日(月) 10:10~12:00

    場所:大阪大学吹田キャンパスC会場

    • 計算科学技術(数値解析)

    座長:エネ総研 茶木 雅夫
    1C01:IGA法を用いた中性子輸送計算手法の研究
    *堀田 理穂1、 Danny Lathouwers2、 W.F.G. van Rooijen1 (1. 福井大、2. デルフト工科大)

    IGA 法および輸送理論を用いて、任意の形状に対して中性子束分布を解析する手法を開発している。製造解法およびPHANTOM-SN の解析結果との比較により、現在の解析手法の精度について評価を行った。

    1C02:撹拌槽内における固液混相流の数値シミュレーション
    *田村 耕太郎1、酒井 幹夫2 (1. 東大、2. 東大)

    高粘性懸濁液の固液分離において、分離効率の向上のために数値シミュレーションの導入が求められている。本研究では、固液分離に関する基礎研究として、撹拌槽内の固液混相流に対して数値解析を行い、集約された固体粒子の振る舞いを評価した。

    1C03:DEM-VOF法を用いた多孔質体を通過する混相流の数値シミュレーション
    *高畑 和弥1、孫 暁松1、酒井 幹夫1、山口 彰1、 Dimitrios Pavldis2、 Christopher Pain2 (1. 東大、2. インペリアル・カレッジ・ロンドン)

    本研究ではDEM-VOF 法における多孔質体モデルを開発し、実験との比較を通してその妥当性の検証を行う。加えてMCNP との連成手法を開発し、固気液三相流体系における臨界評価を行う。

    1C04:高速増殖炉の炉心溶融事故後冷却挙動の研究(34)溶融ジェットブレイクアップ挙動の流動解析
    *齋藤 慎平1、阿部 豊1、金子 暁子1、小山 和也2、成合 英樹1 (1. 筑波大、2. MFBR)

    高速増殖炉の炉心溶融事故時には、ジェット状に放出された溶融燃料挙動の把握が重要となる。本報では、既報で構築した二成分二相系格子ボルツマン法を用い、模擬物質として溶融金属を使用した既存実験と同条件でジェットブレイクアップ挙動の数値シミュレーションを行った。

    1C05:原子力施設全体規模の構造解析に向けた要素毎有限要素接触解析手法 性能向上のための階層化手法の改善
    *鈴木 喜雄1 (1. JAEA)

    原子力施設全体規模の構造解析に向けて実施した、並列かつ省メモリに解析可能な要素毎有限要素接触解析手法の研究開発の成果について報告する。本解析手法の性能向上のために提案した並列化手法(階層化手法)に対して更なる性能向上のための改善策を実施し、有効であることを確認した。

    1C06:原子力施設の地震応答解析結果に与えるモデル化手法の違いによる影響
    *崔 炳賢1、西田 明美1、村松 健2、高田 毅士3 (1. JAEA、2. 東京都市大、3. 東大)

    原子力施設の地震リスク評価の信頼性向上に資するため、認識論的不確実さの評価に着目し、原子炉建屋モデル化手法の違いが地震応答解析結果に与える影響を調査した。本稿では得られた知見について報告する。

    1C07:統計的安全評価における代替統計モデルの適用(1)不確かさ解析への適用性に関する検討
    *木下 郁男1 (1. INSS)

    小破断 LOCA 高圧注入系不作動事象のLSTF 模擬実験を対象に、RELAP5 コードによる燃料被覆管最高温度(PCT)の統計的安全評価に対する代替統計モデルを構築し、代替統計モデルによるPCT の不確かさ評価結果をRELAP5 コードによる計算結果と比較した。