日本原子力学会2018年秋の大会 計算科学技術部会 一般セッション報告

• 計算科学技術（構造解析）

2018年9月6 日（木）17:30～18:15　 H会場　（座長：東京理科大　鈴木 正昭）

2H20：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: 階層化手法における加算順序の自動最適化

*鈴木 喜雄1、井原 遊2、奥田 洋司2 （1. 原子力機構、2. 東京大学）

原子力施設全体規模の構造解析に向けて実施した、並列かつ省メモリ解が析可能な要素毎有限要素接触解析手法について報告する。これまでに提案した並列化手法に対して、更なる性能向上のためにFrontal 行列の加算順序を自動最適化する方法を提案し、有効であることを確認した。

2H21：Study on Failure Modes of Piping Structures under Realistic Seismic Waves

*Jinqi LYU1, Md. Abdullah Al BARI2, Naoto KASAHARA1 （1. The University of Tokyo, 2. Khulna University of Engineering and Technology）

This study focuses on frequency dependent characteristics and proposes a failure mode map of piping structures under realistic seismic loads.

2H22：斜め衝突による RC版の局部損傷評価に関する研究

*康 作夷1、永井 穣1、西田 明美1、坪田 張二1 （1. 日本原子力研究開発機構）

剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていない。そこで本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する局部損傷評価式を提案することを最終目的とする。本稿では、検証された解析手法を用いて実施した、円筒型と半球型の異なる先端形状を有する柔飛翔体の衝突シミュレーション解析の結果を示す。解析の結果より、柔飛翔体の先端形状がRC構造物の局部損傷に及ぼす影響の違いについて議論する。

• 計算科学技術（事故解析）

2018年9月7日（金）09:30～10:50　 H会場　（座長：JAEA　山下 晋）

3H01：設計条件外での原子炉隔離時冷却系の動作条件の実験・解析評価

*茶木 雅夫1、都築 宣嘉1 (1. エネ総研)

原子炉隔離時冷却系(RCIC)は福島事故時に約66時間動作を継続したと推定されている。この間、現状の設計条件外の状況でも動作を継続したと考えられている。現状設計範囲外でのRCICの運転挙動を把握し、RCICの運転範囲を拡大することが出来れば原子炉の安全性向上に寄与できるとともに、過酷事故時の運転マニュアルの合理化、低圧注水までの時間的余裕の確保、運転員の負荷低減につながる。本報では実験、CFD解析、SAコード向けモデル開発を含む本研究プロジェクトの全体計画を説明する。

3H02： 設計条件外での原子炉隔離時冷却系の動作条件の実験・解析評価

*森田 能弘1、木野 千晶1、茶木 雅夫1 (1. エネルギー総合工学研究所)

福島第一原子力発電所の事故時に、RCICが設計条件外の状況においても動作を続けていたと推定されている。その挙動を把握することによりRCICの動作範囲の拡大が可能となり原子炉の安全性の向上に寄与できることが期待されている。当研究所では過酷事故解析コードに実装可能な計算モデルを開発し、実装することでより解析による詳細な安全性評価が行えることを目指している。本発表では福島第一原子力発電所二号機の事故時のデータを基に、過酷事故解析コードSAMPSONによって設定条件外の状況におけるRCICの注水流量などの挙動を解析した結果を紹介する。

3H03： 国産 SAコード SAMPSONの高度化

*冨永 直利1,2、Finger Richard1,3、茶木 雅夫1 （1. エネルギー総合工学研究所、2. 現所属　アドバンスソフト、3. 現所属　ゴールドマン・サックス証券）

原子炉容器内の事象から格納容器内事象に至る一連の事象を解析できる国産コードとして、SAMPSONは1993年度よりコード開発が行われてきた。また福島第一原子力発電所事故以降、事故を踏まえたSAMPSONコードのモデル改良や各号機の事故進展解析が実施され、現在もエネルギー総合工学研究所では開発を継続している。本報ではアクシデシトマネジメント策の評価・改良など、汎用的用途への適用を容易にするため開発した制御インターフェースモジュールについて報告する。本開発では将来的な拡張性を考慮したFortranプログラムコードを適用し、検証解析を実施した。

3H04： MELCOR,SAMPSONによる MCCI現象の分析

*氷見 正司1、森田 秀利1、伊藤 耕悦1、井手 善広1、中村 康一2 （1. アドバンスソフト、2. 電中研）

キャビティにおける燃料デブリ挙動を、その質量、冷却水量とタイミング、壁温度境界条件をパラメータとした燃料温度多様体で表現して、試験結果から実機での予測を俯瞰できるようにした。簡易モデルとMELCORによる解析から現象をより詳細に理解することに努めた。

3H05： 統計的安全評価における代替統計モデルの適用

*木下 郁男1 （1. INSS）

PWRプラントにおける小破断LOCA高圧注入系不作動事象のアクシデントマネジメント策を対象に、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コードによる解析結果と比較した。

• 計算科学技術（微視的解析）

2018年9月7日（金）10:50～12:00　 H会場　（座長：Univ. of Fukui　Willem Van Rooijen）

3H06：MD法による中性子照射下結晶欠陥形成過程に及ぼす材料物性の影響

*川満 昭英1、早川 頌1、沖田 泰良2、板倉 充洋3 （1. 東京大学大学院工学系研究科、2. 東京大学人工物工学研究センター、3. 日本原子力研究開発機構）

面心立方金属を対象として、中性子照射下での結晶欠陥形成におけるひずみ負荷の影響を分子動力学法により定量化した。引張ひずみ負荷により、特に格子間原子集合体の形成が影響を受けることが明らかとなった。

3H07：On-the-fly キネティック・モンテカルロ法を用いた面心立方金属中における照射誘起欠陥の挙動に関する検討

早川 頌2、*柴崎 京介1、沖田 泰良3、板倉 充洋4、Xu Haixuan5、Osetsky Yuri N.6 （1. 東大・工、2.東大院・工、3. 東大・人工物、4. JAEA-CCSE、5. テネシー大学、6. オークリッジ国立研究所）

中性子照射化で形成する照射欠陥集合体の挙動と形態に関して、分子動力学（MD）法の結果を初期値とし、On-the-fly キネティック・モンテカルロ法を用いた解析を行った。原子挙動の精確さを保持しつつ、MD法よりも二桁近い長時間での欠陥拡散を再現することが可能となった。

3H08：MD法を用いた原子空孔集合体-転位相互作用に及ぼす積層欠陥エネルギーの影響解明(4)

土井原 康平2、*沖田 泰良1、板倉 充洋3 （1. 東京大学人工物工学研究センター、2. 東京大学大学院工学系研究科、3. 日本原子力研究開発機構）

低積層欠陥エネルギー(SFE)金属であるオーステナイト鋼に着目し，照射硬化のミクロ要因としてボイドとらせん転位の相互作用に及ぼすSFEの影響を原子レベルで解明した．交差すべりの発生有無，及びその発生回数が相互作用を決定づける因子であることが明らかとなった．

3H09：スペクトル法を用いた重イオン衝突過程の精密計算 II

*岩田 順敬1、武井 康浩2、楚 天舒3、李 必恒4 （1. 東京工業大学　科学技術創成研究院、2. みずほ情報総研、3. 千葉大学　理学部、4. 芝浦工業大学　工学部）

非線形クラインゴルドン方程式を計算することで、相対論効果と非線形相互作用との競合関係を明らかにする。非線形クラインゴルドン方程式に対して、分数冪型の非線形相互作用がある場合についてスペクトル法を基礎とした精密な数値計算法を提案する。核子多体系についてのこれまでの研究から、分数冪型の非線形相互作用は有限サイズの媒質において、圧縮率の妥当な値を与えるために不可欠であることが指摘されている一方で、分数冪という性質から精密計算を行ってその本質を明らかにするための研究は進んでいない。分数冪効果を相対論的効果との競合関係の中で明らかにするとともに、誤差評価を始めとした一連の評価式を得ることで、分数冪数値計算法の基礎に関する一連の結果を報告する。

• 計算科学技術（燃料・炉心解析）

2018年9月7日（金）14:45～15:50　 H会場　（座長：日立GE　光安 岳）

3H10：深層学習による燃料装荷パターンの直感的生成手法の検討

*石谷 和己1 （1. 原電エンジニアリング）

取替炉心設計では，限られた期間内に天文学的な組合せから設計条件を満たす装荷パターンを探し出す必要がある。その際，使用可能な燃料の中からどの燃料を用いるかも併せて考える必要がある。有用だが探索に少なくとも数十分を要する自動探索コードを投入する価値の有る燃料の組合せを（試行錯誤的な探索過程を経ずに）瞬時に見極めるべく，自動探索コードにより最適化された装荷パターンを教師データとして深層ニューラルネットワークに学習させ出力させることを考えた。これまでの全結合型ネットワークに加え，画像認識／画像生成分野で活用事例の多い畳み込み型ネットワークの活用について検討した。

3H11：二酸化ウランおよびガンマ鉄のノンコリニア常磁性状態の第一原理計算

*板倉 充洋1、沖田 泰良2、中村 博樹1 （1. JAEA、2. 東京大学）

原子力材料の中で磁性状態の再現が困難なため第一原理計算があまり行われない二酸化ウランとガンマ鉄について、ランダムに分布するノンコリニアな磁性状態を用いた計算の収束性等について議論する。

3H12：IGA法を用いた中性子輸送計算手法の研究

*堀田 理穂1、W.F.G. van Rooijen2 （1. 福井大学大学院、2. 福井大学附属国際原子力工学研究所）

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。NEWT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。今回は２次元の解析結果を紹介する。

3H13：IGA法を用いた中性子輸送計算手法の研究

*Van Rooijen Willem1、堀田 理穂2 （1. 福井大学附属国際原子力工学研究所、2. 福井大学大学院）

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。従来の計算コードの解析結果およびベンチマークの計算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。今回は３次元の解析結果を紹介する。

【報告】2018年春の年会 計算科学技術 一般セッション

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。

【報告】2017年秋の大会 計算科学技術 一般セッション

• 計算科学技術（損傷・破損解析）

2016年9 月13日（水）10:00～11:00　 G会場　（座長：JAEA　田中 正暁）

[1G01]熱成層界面ゆらぎによる配管熱疲労に関する信頼性評価

*鈴木 正昭1  (1. 東京理科大)

原子力プラントにおいて高サイクル熱疲労破損をもたらす典型的現象の一つである「閉塞分岐配管における熱成層界面ゆらぎ」に対して、熱疲労損傷評価法および信頼性評価について示した。現行のJSME指針では、熱成層界面ゆらぎに対する構造健全性は熱成層界面の位置をもって評価・判定され、熱疲労損傷評価法は整備されていない。本研究では、熱成層界面ゆらぎに対する発生熱応力の周波数応答関数およびそれに基づく熱疲労損傷評価法を開発した。さらに、開発した熱疲労損傷評価法に基づき信頼性評価を実施し、疲労強度のばらつきおよび熱成層界面ゆらぎ現象において特徴的な支配因子である無次元界面厚さが熱疲労き裂発生確率に及ぼす影響を定量評価した。

[1G02]解析と実験による切欠き付き試験片の局部破損メカニズムに関する研究

*坂口 貴史1、吉田 瑞城1、佐藤 拓哉1、笠原 直人1  (1. 東京大学大学院)

原子炉で過酷事故が起きた場合に、多軸応力状態が強くなる構造物では、局部破損と呼ばれる特殊な破損モードが生じる可能性がある。局部破損は、従来の原子炉設計では想定されていなかった破損モードであることから、形状と多軸応力状態の関係など、そのメカニズムは明確でない。本研究では、構造不連続部を模擬した基本的モデルとして切欠き付き厚板を取り上げ、弾塑性有限要素解析及び引張試験を行い、切欠き形状が引張強度に及ぼす影響を検討した。その結果、破損メカニズムを解明するとともに、引張強度に影響を及ぼす支配パラメータは応力集中係数やひずみ集中係数ではなく、塑性拘束の度合いを表す特殊な係数であること及びその係数が塑性変形の進展とともに変化することを明らかにした。

[1G03]剛飛翔体衝突を受けるRC版の損傷評価法に関する検討

*南波 宏介1、白井 孝治1、丹羽 一邦2、竹越 邦夫2、高橋 達朗2 (1. 電中研、2. テラバイト)

飛来物衝突を受ける鉄筋コンクリート（以下、RC）版の貫通、裏面剥離を推定可能な損傷評価法として、せん断ひずみ、圧力を基にRC要素を消去することでRC版の損傷を模擬する有限要素解析を実施した。その結果、既往の衝突実験で見られた裏面剥離や貫通の応答性状が確認され、評価法の適用可能性が得られた。

[1G04]剛および柔飛翔体の斜め衝突によるRC 版の局部損傷評価

*坪田 張二1、太田 良巳1、西田 明美1 (1. 日本原子力研究開発機構)

飛翔体の衝突に伴う構造物の局部損傷については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して剛飛翔体が垂直に衝突する実験結果から導かれた実験式が主である。また柔飛翔体の衝突に係る局部損傷の評価ついては、剛飛翔体の衝突で導かれた評価結果に低減係数を乗じて各評価が実施されている。一方、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。そこで本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する局部損傷評価式を提案することを目的とする。本稿では、検証された解析手法を用いて実施した、剛および柔飛翔体の垂直および斜め衝突のシミュレーション解析の結果を示す。解析の結果、飛翔体の剛性および衝突角度がRC構造物の局部損傷に及ぼす影響が明らかになった。

• 計算科学技術（高性能計算）

2016年9 月13 日（水）11:00～12:00　 G会場（座長：原子力エンジ　巽 雅洋）

[1G05] 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（性能改善のための並列化手法開発）

*鈴木 喜雄1 (1. 原子力機構)

原子力施設全体規模の構造解析に向けて実施した、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。これまでに提案した、Lagrange未定乗数法とMultiple Front法を用いて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について、性能改善のための並列化手法の開発を実施した。

[1G06]並列FEMのための直接法・反復法統一的線形ソルバ

*森田 直樹1、橋本 学1、奥田 洋司1 (1. 東京大学大学院)

有限要素法において、離散化から得られる連立一次方程式の解法は、直接法と反復法に大別される。直接法は一定の演算回数で解を得る手法であり、反復法は解を反復的に修正することで解を得る手法である。反復法や直接法は、解くべき問題の自由度や条件数などの情報から、問題に適した手法が経験的に選択される。一方、直接法は解の精度を高めるため求解計算の外側に反復法を利用し、反復法は前処理能力を向上させるためにフィルインを考慮するなど、両者には類似する部分が多い。

本研究ではこれらの背景から、直接法・反復法を内包することで、両者を統一的に取り扱うことのできる線形ソルバの設計を提案する。特に提案手法は、領域分割に基づく並列有限要素法のデータ構造を利用して手法を整理する。本研究は、直接法・反復法の特徴をいくつかのパラメータで制御することで、様々な条件の問題を効率よく求解できる。

[1G07]多相流体コードJUPITERにおける前処理付きChebyshev基底CG法ソルバの収束特性評価

*真弓 明恵1、井戸村 泰宏1、伊奈 拓哉1、山田 進1、今村 俊幸2 (1. 原子力機構、2. 理研AICS)

多相多成分熱流動解析コードJUPITER における悪条件のポアソンソルバに省通信共役勾配（CA-CG）法を適用する上で収束特性の向上が課題となっている。本研究では、この問題を解決するためにChebyshev基底CG(CBCG)法を実装し、実問題において収束特性を評価した。

[1G08] 格子ボルツマン法を用いた物質拡散計算の高速化

*小野寺 直幸1、井戸村 泰宏1 (1. 日本原子力研究開発機構)

放射性物質の拡散予測シミュレーションは社会的関心が非常に高く、迅速性および正確性が求められている。人が生活する路地や建物等を含んだ解析を実施するためには、計算機性能を最大限に引き出す頃が可能な計算手法の構築が必須となる。格子ボルツマン法は規則的なメモリアクセスと高密度な演算を持つ、大規模計算に適した手法である。本研究では、格子ボルツマン法による高速な解析を実現するために、メニーコア・プロセッサに適したメモリ配置および計算順序等の最適化を実施し、高速な物質拡散解析の実現のためのプログラム設計について述べた。

• 計算科学技術（耐震・燃料解析）

2017年9月13日（水） 14:45〜15:50 　G会場（座長：JAEA　西田 明美）

[1G09] ABWR原子炉建屋の3次元FEM耐震解析における使用済燃料プール水のモデル化方法

(1)矩形容器に対する仮想流体質量法の適用性

*後藤 祥広1、鬼塚 翔平1、小島 直貴2、飯島 唯司1、高原 弘樹3 (1. 日立GE、2. HiICS、3. 東工大)

本研究は、3次元FEMモデルを用いたABWR原子炉建屋の耐震解析における、使用済燃料プール水のモデル化方法の構築を目的とする。その1では、その2の検討で流体をモデル化するために用いる仮想流体質量法の、矩形容器に対する適用性を既往の振動試験により確認した。この振動試験では、単純な矩形容器を用いて、容器中流体の1次固有振動数にて加振を行い、波高時刻歴を変位計で計測し、また全体的な流体の挙動を画像計測している。仮想流体質量法により流体をモデル化した3次元FEMモデルを用いて、振動試験のシミュレーション解析を実施し、得られた固有振動数、波高時刻歴を試験結果と比較した。解析結果と試験結果はよく一致しており、仮想流体質量法による流体モデル化の矩形容器への適用性を確認した。

[1G10] ABWR原子炉建屋の3次元FEM耐震解析における使用済燃料プール水のモデル化方法

(2)使用済燃料プール水の簡便なモデル化方法

*鬼塚 翔平1、後藤 祥広1、小島 直貴2、飯島 唯司1 (1. 日立GE、2. HiICS)

本研究は、3次元FEMによるABWR原子炉建屋の耐震解析における、使用済燃料プール水のモデル化方法の構築を目的とする。その2では、使用済燃料プール水の遥動がABWR原子炉建屋の地震応答に与える影響を評価するために、その1で検証した仮想流体質量法をABWR原子炉建屋の3次元FEMモデルに適用し、流体構造連成効果を考慮した耐震解析を行った。比較のために、プール水の遥動の効果を考慮しないモデルに対しても耐震解析を行った。得られた地震応答を比較すると、上述の2つのモデルで一致した。この結果は、プール水の遥動が原子炉建屋の地震応答に与える影響は小さいことを示唆しており、プール水の質量のみ考慮すればよいと結論した。

[1G11] 深層学習と強化学習による燃料装荷パターン最適化手法の検討(2)炉心燃焼特性の予測に関する検討

*巽 雅洋1 (1. 原子力エンジ)

無限増倍率ベクトルを入力とした深層ニューラルネットワークを構築し、炉心の燃焼特性評価を試みた。集合体最大出力と臨界ほう素濃度の燃焼特性を高速に予測することが可能であることを確認し、不確かさ評価を行った。予測誤差が大きい場合もあり、更なる検討が必要である。

[1G12] 深層学習による燃料装荷パターンの直感的生成手法の検討

*石谷 和己1 (1. 原電エンジニアリング株式会社)

取替炉心設計では、限られた期間内に天文学的な組合せから設計条件を満たす装荷パターンを探し出す必要がある。その際、使用可能な燃料の中からどの燃料を用いるかも併せて考える必要がある。有用だが探索時間に少なくとも数十分を要する自動探索コードを投入する価値の有る燃料の組合せを（試行錯誤的な探索過程を経ずに）瞬時に見極めるべく、自動探索コードにより最適化された装荷パターンを教師データとして深層ニューラルネットワークに学習させ出力させることを考えた。

• 計算科学技術（事故解析）

2017年9月13日（水）15:50〜16:55 　G会場（座長：京大　伊藤 啓）

[1G13] 高速増殖炉の炉心溶融事故後冷却挙動の研究(33)格子ボルツマン法によるジェットブレイクアップ挙動の数値シミュレーション

*齋藤 慎平1、阿部 豊1、金子 暁子1、成合 英樹1 (1. 筑波大)

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，中央モーメントの概念に基づき二相系格子ボルツマン法を高密度比かつ高Reynolds数条件に対して拡張し，既存実験結果の再現を試みた。

[1G14] 原子炉事故解析に向けたマルチフィジクス粒子法コードの開発(3)共晶モデルの開発

*稲垣 健太1 (1. 電中研)

原子炉事故で発生しうる物質の溶融凝固や移動、大変形を伴う複雑な現象を解析するためのマルチフィジクス粒子法コードを開発している。本研究では炉内で発生する燃料および構造物などの共晶反応を取り扱うためのモデルを開発し、コードに実装した。

[1G15] 固気混相流体系における臨界シミュレーション

*高畑 和弥1、酒井 幹夫1、山口 彰1、Dimitrios Pavldis2、Christopher Pain2 (1. 東京大学大学院、2. Imperial College London)

シビアアクシデントマネジメントおよび廃炉において、炉内状況の分析が重要であるとともに、安全性の担保には臨界の可能性を評価することが必要となる。臨界の管理のために核分裂生成物のモニタリングが行われているが、デブリの取り出し過程における臨界管理を安全にかつ効率的に行うためには、数値シミュレーション技術の導入が有効である。本研究では、固気混相流シミュレーションの計算結果に対してＭＣＮＰを用いた臨界計算を行う。この手法を用いることにより、炉内状況を詳細に把握するとともに、臨界の可能性評価を同時に行うことが可能となるため、既存の手法と比較して大幅に安全性を確保することができる。

[1G16] DEM粗視化モデルを用いた固気液三相流の数値シミュレーション

*田村 耕太郎1、酒井 幹夫1 (1. 東京大学大学院)

DEM（Discrete Element Method）は固体粒子のマクロ挙動を計算する手法であり、固気液三相流の解析においては、DEMとVOF（Volume of Fluids）法を連成させたDEM-VOF法が用いられている。しかし、大規模体系では計算コストが高くなるため、高速化にはDEM粗視化モデルの適用が有効である。本研究では、DEM粗視化モデルを固気液三相流に対して初めて適用し、回転円筒内部における固気液三相流の振る舞いを評価した。数値解析により、DEM粗視化モデル体系とオリジナル体系の両者における固相及び液面の挙動が一致することが確認され、固気液三相流の解析におけるDEM粗視化モデルの有用性が示唆された。

• 計算科学技術（微視的解析）

2017年9月13日（水）16:55〜18:15 　G会場（座長：東京理科大　鈴木 正昭）

[1G17] MD法による中性子照射下結晶欠陥形成過程に及ぼす材料物性の影響に関する検討(3)

*中西 大貴2、川畑 友弥2、*沖田 泰良1、板倉 充洋3 (1. 東京大学人工物工学研究センター、2. 東京大学大学院工学系研究科、3. 日本原子力研究開発機構システム計算科学センター)

面心立方金属を対象として，高エネルギー粒子入射下における結晶欠陥形成過程をMD法により定量化した。自己格子間原子集合体に着目すると，その形態は材料物性の影響を受け，不動性と可動性が決定づけられることが明らかとなった。

[1G18] 面心立方金属を対象とした照射欠陥挙動のモデル化

*安達 悠希也1、早川 頌2、沖田 泰良3、板倉 充洋4 (1. 東京大学工学部、2. 東京大学大学院工学系研究科、3. 東京大学人工物工学研究センター、4. 日本原子力研究開発機構システム計算科学センター)

面心立方金属を対象として、部分転位拡張幅の時間変化を分子動力学法により評価した。オーステナイトに相当する低積層欠陥エネルギー材料では、融点の半分以上の高温でも、拡張幅が比較的小さいらせん転位でも，熱揺らぎのみによる転位の収縮は観察されないことが明らかとなった。

[1G19] MD法を用いた原子空孔集合体-転位相互作用に及ぼす積層欠陥エネルギーの影響解明(2)

*土井原 康平1、沖田 泰良2、板倉 充洋3 (1. 東京大学大学院工学系研究科、2.東京大学人工物工学研究センター、3. 日本原子力研究開発機構)

積層欠陥エネルギー (SFE) が最も低い金属の一つであるオーステナイト鋼に着目し、照射硬化の一要因であるらせん転位-原子空孔集合体相互作用に関してSFEの影響を原子論的に解析した。らせん転位の収縮、交差すべりの発生頻度・回数が相互作用形態を決定づける因子であることを明らかにした。

[1G20] BCC-Feにおける転位-結晶欠陥集合体間相互作用の原子論的解析

*早川 頌1、沖田 泰良2、板倉 充洋3、Haixuan Xu4、Yury N。 Osetsky5 (1. 東京大学大学院、2. 東京大学、3. 日本原子力研究開発機構、4. The University of Tennessee、5. Oak Ridge National Laboratory)

BCC鉄中における転位と自己格子間原子集合体の相互作用に関して，on-the-fly kinetic Monte Carloを用いた原子論的解析を行なった。その際，従来時間スケールの問題により精緻な解析が困難であった自己格子間原子集合体の保存的上昇運動を取り入れ，転位による自己格子間原子集合体の吸収過程を再現した。

[1G21] スペクトル法を用いた重イオン衝突過程の精密計算

*岩田 順敬1,2、武井 康浩3 (1. 東京工業大学　科学技術創成研究院、2. 芝浦工業大学　共通数理、3. みずほ情報総研)

スペクトル法を用いることによって非定常問題を高精度で計算する。とくに非線形クライン・ゴルドン方程式を対象とすることで重イオン衝突、核融合過程、核分裂過程をこれまでにない高精度・高自由度で計算することを目指す。コード開発計画の概要を示した。

【報告】2017年春の年会 計算科学技術 一般セッション

日時：2017年3月27日(月) 10:00～18:00

場所：東海大学湘南キャンパスG会場 (16号館16-207教室)

• 計算科学技術（熱流動および原子炉燃料に関する解析と可視化）

座長：JAEA　中島 憲宏

1G01：数値シミュレーションによる微粒子凝集体の見かけ粘度の評価

*鹿島 真人1、酒井 幹夫2 （1. 東大、2. 東大）

ガラス溶融炉内部のガラススラリーは、ずり速度を増加させると見かけ粘度が減少するshear thinning の性質を持つことが報告されているが、その詳しいメカニズムは未だ解明されていなかった。本研究ではDEM-DNS 法による数値計算を行い、レオロジー特性を評価することでshear thinning の原因を考察した。

1G02：可視化用粒子データを用いた燃料溶融シミュレーションの対話的 In-Situ可視化

*河村 拓馬1、野田 智之1、井戸村 泰宏1 （1. JAEA）

シミュレーションと同時に可視化を行うIn-Situ 可視化は、確実な画像生成が可能な反面、バッチ処理における対話的な可視化が困難であった。そこで、結果データを可視化用粒子データに変換しファイルベースで送受信を制御する手法を開発し、燃料溶融シミュレーションに対して対話的なIn-Situ 可視化を実現した。

1G03：ガラス溶融炉における固体粒子堆積時の流下シミュレーション

*高畑 和弥1、酒井 幹夫1 （1. 東大）

ガラス溶融炉において、高レベル放射性廃液に含まれる白金族粒子が炉底部に堆積することによって流下性能が低下することが知られているが、まだ現象は解明されていなかった。本研究ではLagrange-Lagrange的手法であるDEM-MPS 法を用いて、流下における粘性の影響を評価するために数値シミュレーションを実行する。

1G04：高速増殖炉の炉心溶融事故後冷却挙動の研究 (32) 二相系格子ボルツマン法によるジェットブレイクアップの数値解析

*齋藤 慎平1、阿部 豊1、金子 暁子1、岩澤 譲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、二相系格子ボルツマン法を用いた液中ジェットの数値解析を実施し、実験結果の再現を試みた。

1G05：多相流体コード JUPITERにおける前処理付き省通信 CG法ソルバの開発

*真弓 明恵1、井戸村 泰宏1、伊奈 拓哉1、山田 進1、今村 俊幸2 （1. JAEA、2. 理研 AICS）

左前処理付き省通信CG（LP-CA-CG）法を多相流体コードJUPITERのポアソンソルバに適用し、京コンピュータにおけるストロングスケーリングを30,000 ノードまで向上した。

1G06：深層学習と強化学習による燃料装荷パターン最適化手法の検討 (1)燃料装荷パターン情報を用いた炉心核特性の予測

*巽 雅洋1 （1. 原子力エンジ）

無限増倍率ベクトルを入力とした深層ニューラルネットワークを構築し、高速な炉心特性評価を実現した。予測した次ステップの無限増倍率を新たに入力とする、炉心の燃焼特性評価の可能性を示した。

1G07：燃料増殖とMA消滅の効果を柔軟に考慮した高速炉設計の検討

*笠原 直人1、高橋 忠男2 （1. 東大、2. FBR高等研究所）

高速炉の特徴である燃料増殖とMA 消滅は共に中性子の活用により生じる効果であることから相互に影響する。そこで、炉心領域とブランケット領域へのMA 添加量を独立に変化させ、燃料増殖とMA 消滅への影響を調べたところ、両者の効果をある範囲で柔軟に調和できる設計が可能であることを見出した。

• 計算科学技術（地震時の建物および構造の挙動に関する解析）

座長：原子力エンジ　巽 雅洋

1G08：原子力プラントの包括的安全性向上のための地震時クリフエッジ回避技術の開発建屋システムの検討

*西田 明美1、崔 炳賢1、郭 智宏1、高田 毅士2 （1. JAEA、2. 東大）

本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本稿では、建屋システムの地震応答解析において特定されるクリフエッジ状態のモデル化因子依存性を検討するため、免震機構や擁壁衝突事象の境界条件のモデル化等にかかわり検討を実施し、得られた知見を述べる。

1G09：多様な地震波による原子力施設の地震応答解析結果におけるばらつき評価

*崔 炳賢1、西田 明美1、郭 智宏1、村松 健1、高田 毅士2 （1. JAEA、2. 東大）

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子力施設の地震時応答のばらつき評価を実施し、応答の不確実さの定量化を目的としている。本稿では、多様な入力地震動による原子力建屋の地震応答解析結果におけるばらつき評価結果について報告する。

1G10：大型プラント等の次世代耐震解析技術に関する研究

*郭 智宏1、西田 明美1、中島 憲宏1 （1. JAEA）

原子力機構では、原子力施設を含む大型プラント等の耐震評価に関して、詳細かつ一体的な耐震シミュレーション技術の研究開発を行っている。本研究では、本シミュレーション手法を活用した詳細モデルを用いて従来の解析用モデルの高度化を目指し、高性能計算機を活用することを目的とする。

1G11：アブダクションによるデータ解析

*中島 憲宏1 （1. JAEA）

人工物は、時間の経過とともに製造当初の状態から変化していく。多くの人工物は、外的な力を受ける状況下で使用されていくことが多く、慣性力を考慮した動的解析が重要である。しかし、動的解析は時刻歴にともなうデータが出力されるため、時刻歴ごとの3 次元解析結果データの分析と評価の効率化を図る必要がある。

1G12：原子力施設全体規模の地震時挙動解析に向けた要素毎有限要素接触解析手法: 固着問題での検証

*鈴木 喜雄1 （1. JAEA）

原子力施設全体規模の地震時挙動解析に向けて実施した、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。構造物に対し部品単位で不整合メッシュを用いてメッシュ生成した場合に、Lagrange未定乗数法とMultiple Front 法を用いて省メモリかつ並列に解析可能な手法を提案し、提案手法の実装と固着問題での検証を実施した。

1G13：メニーコアプロセッサを用いた地盤-建物モデルに対する並列有限要素解析の性能評価

*森田 直樹1、高橋 容之2、橋本 学1、奥田 洋司1 （1. 東大、2. 鹿島建設）

集積回路の消費電力などの観点から、Intel Xeon Phi (Knights Landing, NKL)に代表されるメニーコアプロセッサが搭載された計算機の利用が広がっており、今後の計算機設計の主流となると考えられる。本研究では、大規模地盤-建屋モデルの並列有限要素解析に対し、NKL の並列計算性能を評価することを目的とする。

1G14：ベイズ最適化手法を用いた動力学的破壊シミュレーションによる断層パラメータの推定

*三橋 祐太1,2、橋本 学2、奥田 洋司2、内山 不二男1 （1. 構造計画研究所、2. 東大）

原子力発電所の敷地内に断層変位が生じた際の施設への影響の解明が喫緊の課題となっている。本研究では2014 年に発生した神城断層地震を対象として、ベイズ最適化の手法を用いた動力学的破壊シミュレーションによる断層パラメータの推定を実施し、より精度の高い変位評価が可能となった。

• 計算科学技術（構造の損傷・破損および材料の欠陥の解析）

座長：JAEA　鈴木 喜雄

1G15：斜め衝突による構造物の局部損傷評価に関する研究 その1：剛飛翔体の斜め衝突を受ける構造物の局部破壊評価に関する提案

*太田 良巳1、西田 明美1、坪田 張二1 （1. JAEA）

本論文では、垂直衝突に対する局部破壊評価式の既往斜め衝突実験結果への適用について検討し、得られた知見について報告する。

1G16：斜め衝突による構造物の局部損傷評価に関する研究 その2：柔飛翔体の貫通現象の検討

*坪田 張二1、太田 良巳1、西田 明美1 （1. JAEA）

本稿では、柔飛翔体の斜め衝突による数値シミュレーションを様々な衝突角度および衝突速度で実施し、得られた知見について報告する。

1G17：試験と解析による高温における局部破損メカニズムに関する検討

*吉田 瑞城1、坂口 貴史1、窪田 穣穂1、佐藤 拓哉1、笠原 直人1 （1. 東大）

構造不連続部において発生の可能性が指摘されている局部破損のメカニズムは未だ十分には解明されていない。本研究では、塑性条件下で提案した破壊曲面のクリープ条件への拡張法を検討した。

1G18：MD simulations to evaluate stable configurations of vacancy-type defect clusters in Zirconium

*Yilun Hu1, Kohei Doihara1, Sho Hayakawa1, Taira Okita2, Mitsuhiro Itakura3 （1. Univ. of Tokyo, 2. Univ. of Tokyo, 3. JAEA）

The formation energies of vacancy aggregations containing 19-397 vacancies in zirconium are derived by molecular dynamics simulations to evaluate their stable configuration. In most cases, the formation energy of c-type dislocation loop is lower than that of a vacancy cluster, while the opposite trend is found in the smallest aggregation.

1G19：MD法による中性子照射下結晶欠陥形成過程に及ぼす材料物性の影響に関する検討(2)

中西 大貴2、 Yang Yingjuan2、川畑 友弥2、*沖田 泰良1、板倉 充洋3 （1. 東大、2. 東大、3. JAEA）

面心立方金属を対象として、中性子照射下での結晶欠陥形成、及びその積層欠陥エネルギー（SFE）の影響を分子動力学法により定量化した。計算対象とした全ての温度で、欠陥集合体の形態は準静的エネルギー計算を反映しSFE によって異なる一方、欠陥形成数はSFE に依存しないことが明らかとなった。

2017年春の年会、全体会議、企画セッション、一般セッションのご案内

2017年3月27～29日に東海大湘南キャンパスにて開催される日本原子力学会2017年春の年会におきまして、計算科学技術部会関連の講演プログラムを以下の通りご案内致します。いずれもG会場 (16号館16-207教室) にて初日(3/27)に執り行われます。皆様方のご参加を宜しくお願い申し上げます。

3月27日(月) G会場 (16号館16-207教室)

• 「第21回全体会議」 12:00～13:00

1. 部会長あいさつ（西田部会長）

2. 第14回部会賞表彰式

3. 各小委員会からの活動報告

4. その他

• 企画セッション「シミュレーションの信頼性確保に関する取り組みの現状と課題」13:00～14:30

座長：越塚 誠一 (東大)

要旨はこちら（予稿閲覧には別途学会から送付されたパスワードが必要です）

1. シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインの発行　（東芝）　中田 耕太郎

2. シミュレーションの信頼性確保に関するガイドラインへの期待  （横浜国大）　白鳥 正樹

3. シミュレーションの信頼性確保に関する国内外の取り組みの現状と課題  （JAEA）　田中 正暁

• 「一般セッション」

• 熱流動および原子炉燃料に関する解析と可視化 10:00～11:55

座長：中島 憲宏 (JAEA)

要旨はこちら（予稿閲覧には別途学会から送付されたパスワードが必要です）

[1G01] 可視化用粒子データを用いた燃料溶融シミュレーションの対話的In-Situ可視化

[1G02] ガラス溶融炉における固体粒子堆積時の流下シミュレーション

[1G03] 高速増殖炉の炉心溶融事故後冷却挙動の研究 (32) 二相系格子ボルツマン法によるジェットブレイクアップの数値解析

[1G04] 多相流体コードJUPITERにおける前処理付き省通信CG法ソルバの開発

[1G05] 深層学習と強化学習による燃料装荷パターン最適化手法の検討　(1)燃料装荷パターン情報を用いた炉心核特性の予測

[1G06] 燃料増殖とMA消滅の効果を柔軟に考慮した高速炉設計の検討

[1G07] 原子力プラントの包括的安全性向上のための地震時クリフエッジ回避技術の開発 建屋システムの検討

• 地震時の建物および構造の挙動に関する解析 14:45 ～ 16:40

座長：巽 雅洋 (原子力エンジ)

要旨はこちら（予稿閲覧には別途学会から送付されたパスワードが必要です）

[1G08] 多様な地震波による原子力施設の地震応答解析結果におけるばらつき評価

[1G09] 大型プラント等の次世代耐震解析技術に関する研究

[1G10] アブダクションによるデータ解析

[1G11] 原子力施設全体規模の地震時挙動解析に向けた要素毎有限要素接触解析手法: 固着問題での検証

[1G12] メニーコアプロセッサを用いた地盤-建物モデルに対する並列有限要素解析の性能評価

[1G13] ベイズ最適化手法を用いた動力学的破壊シミュレーションによる断層パラメータの推定

[1G14] 斜め衝突による構造物の局部損傷評価に関する研究 その1：剛飛翔体の斜め衝突を受ける構造物の局部破壊評価に関する提案

• 構造の損傷・破損および材料の欠陥の解析 16:40 ～ 18:00

座長：鈴木 喜雄 (JAEA)

要旨はこちら（予稿閲覧には別途学会から送付されたパスワードが必要です）

[1G15] 斜め衝突による構造物の局部損傷評価に関する研究 その1：剛飛翔体の斜め衝突を受ける構造物の局部破壊評価に関する提案

[1G16] 斜め衝突による構造物の局部損傷評価に関する研究 その2：柔飛翔体の貫通現象の検討

[1G17] 試験と解析による高温における局部破損メカニズムに関する検討

[1G18] MD simulations to evaluate stable configurations of vacancy-type defect clusters in Zirconium

[1G19] MD法による中性子照射下結晶欠陥形成過程に及ぼす材料物性の影響に関する検討(2)