【報告】平成27年度部会賞表彰式および全体会議

2016年春の年会1日目である3月26日の12:00～13:00 にB会場にて，平成27年度部会賞表彰式（第13回）が執り行われ，笠原部会長から受賞者に表彰状が授与されました（受賞者は過去の一覧を含めこちらに記載しています）。その後，2015年度の活動報告および2016年度の活動方針と役員紹介が行われました。（リンクや写真をクリックすると，それぞれダウンロードできます）

【報告】日本原子力学会2016年春の年会　企画セッション

2016年3月26日（土） 13:00～14:30 B会場

場所：東北大学 川内キャンパス（講義棟B棟101）

「解析コードV&Vの現状と実施例」

座長：（東大）笠原直人 氏

近年、数値解析モデルの進歩と計算機性能の飛躍的向上により、様々な工学分野において数値シミュレーションの果たすべき役割が増大し、それに伴ってシミュレーション結果の信頼性を確保することが重要な課題となっている。計算科学技術部会では、設立当初から計算結果の精度に関する検討を行う活動を継続しており、モデリング&シミュレーションのV&V（検証と妥当性確認）に関する新しい標準に関する検討を進めてきた。本企画セッションでは、炉物理分野、熱流動分野、および異分野（土木・建築分野）における解析コードV&Vの現状および実施例について3名の専門家の方による講演を行い、今後策定作業が進むと予想される各分野のV&V実施手順の具体化に関する参考情報を提示した。

（１） 炉物理分野における解析コードV&Vの現状

 （原子力エンジニアリング）巽雅洋氏

炉物理解析の目的は、個々の核種の微視的な反応確率のデータを用いて中性子のバランス方程式を解き、様々な核種が混在するシステムの巨視的な挙動を予測することである。本講演では、確率論的手法であるモンテカルロ法と決定論的手法である炉心解析コードのV&Vについて、不確かさの考え方や妥当性確認の方法に関する説明が行われた。

（２）熱流動分野における解析コードV&VとScaling

（原子力機構）中村秀夫氏

熱流動分野における解析コードV&Vの方法や影響については、これまで多くの議論や対応がなされているが、現象予測に際する内挿や外挿に係るScalingについては、実施の妥当性を系統的に述べているものは主に、システム解析コードを対象にしており、件数も少ない。本講演では、Scalingの意味や影響について説明があり、今後の課題に関する議論が行われた。

（３）原子力分野以外における解析コードV&Vの現状

（東京大学）越塚誠一氏

解析の品質については、工学シミュレーションを実際に設計-生産に利用する場合に、それが可能となるようなツールを整備するとともに「解析した結果の品質が保証されていること」が重要であるということが強調されている。本講演では、品質V&Vの考え方について説明があり、加えて、日本計算工学会や土木学会におけるV&V活動に関する紹介が行われた。

【報告】日本原子力学会2016年春の年会　一般セッション

日時：2016年3月26日(土)  10:00～11:55, 14:45～16:05, 16:05～17:25

場所：東北大学　川内キャンパス B会場（講義棟B棟101）

• 計算科学技術（破壊試験と数値解析）

座長：JAEA　田中正暁

1B01　極限荷重に対する原子炉構造物の破損メカニズム解明と破局的破壊防止策　(12)深層防護1層～3層（設計）とは異なる第４層以降のための構造強度研究

＊笠原直人、佐藤拓哉（東大）、中村いずみ（防災科技研）、 町田秀夫（テプシス）、金伝栄（CTC）

福島原子力発電所事故の教訓から、深層防護１層〜３層（設計）とは異なる第４層のための、新たな想定破損モードとモード判定マップ、安全裕度を含まない限界強度予測から構成される構造強度評価体系を提案した。

1B02　(13)試験と解析による局部破損メカニズムに関する研究

＊窪田 穣穂、小木曽 慎、佐藤 拓哉、笠原 直人（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、局部破損のメカニズムを研究し、新たに破壊曲面の考え方を提案した。

1B03　(14)地震荷重の構造物への伝達特性に対する塑性変形の影響

＊酒見亮太、MD ABDULLAH AL BARI、桂也真人、笠原直人（東大）

塑性変形が起こると地震荷重の構造物への伝達特性に変化が起こり、破損モードに影響する。このため、本研究では、過大地震による構造物の破損メカニズムを解明するために、弾塑性解析によって、塑性化による伝達特性への影響を調べた。

1B04　(15)Numerical study on ratcheting and collapse failure due to seismic loading

MD ABDULLAH AL BARI, Yamato KATSURA, Ryota SAKEMI, Takuya SATO,

＊Naoto KASAHARA（Univ.of Tokyo）

Such failure modes are possible for seismic loading as ratcheting deformation, collapse and low cycle fatigue. Here, occurrence conditions of these failure modes are not clear. This article investigates numerically the dominant parameters of ratcheting and collapse as the combination of gravity and seismic acceleration.

1B05　(16)破損モードマップを用いた限界強度評価法に関する提案

＊小川博志、町田秀夫 （テプシス） 、笠原直人（東大）

福島原子力発電所事故の教訓から、深層防護１層～３層（設計）とは異なる第４層のための構造強度評価体系の構築が必要である。その中で使用する破損モードを判定するための破損モードマップの概念と、その具体例として過温過圧時の原子炉圧力容器底部の破損モードマップについて報告する。

1B06　(17)SUS304円管の超高温外圧座屈

＊岩田耕司、唐木田泰久、金伝栄（CTC）、笠原直人（東大）

超高温下のSUS304 円管の外圧座屈弾塑性理論解に基づく座屈評価線図を作成した。この座屈理論解と有限要素法による非線形座屈解析結果及び実験値と比較した。

1B07　(18)信頼性に基づく限界強度評価

＊鈴木正昭、笠原直人（東大）

設計想定を超える極限荷重に対して、荷重・応答・強度の不確実性を考慮し解析等を活用した、信頼性に基づく原子炉構造物の限界強度評価の枠組みを提示した。

• 計算科学技術（構造・地震および多変量の解析技術）

座長：東京大学　笠原直人

1B08　斜め衝突を受ける構造物の局部破壊評価に関する一考察

＊太田良巳、西田明美、坪田張二（JAEA）

本論文では、垂直衝突に対する局部破壊評価式の既往の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。

1B09　組立構造解析技術による機器解析結果の分析

＊中島憲宏、西田明美、飯垣和彦、沢和弘（JAEA）

組立構造解析技術を用いて、高温工学試験研究炉の振動挙動解析を行った。解析結果を示すとともに、過去に得られている地震動にともなう観測結果との比較を試みた。

1B10　3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションの ための感度解析

＊崔炳賢、西田明美、中島憲宏（JAEA）

本研究では、3 次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションの入力パラメータが解析結果に与える影響を明らかにするために、原子力施設の応答解析結果の感度解析に取り組み、主要な入力パラメータの設定の違いによる床応答のばらつき評価を実施した。その結果について報告する。

1B11　原子力施設機器の耐震評価手法による結果影響調査

＊西田明美、飯垣和彦、沢和弘（JAEA）

原子力施設機器の耐震評価手法の違いが評価結果に及ぼす影響を調査することを目的とし、床応答スペクトルを用いる従来法、多入力法、および、3 次元モデルを用いた応答解析手法による耐震評価を実施し、得られた結果について報告する。

1B12　環境放射線データの多変量解析のための詳細度制御

＊宮村浩子（JAEA）、高橋成雄（会津大） 、井戸村泰宏、武宮博（JAEA）

福島県および隣接する都道府県で測定した環境放射線量と標高値双方の特徴を保持しながらデータサイズを調整する適応的可視化アプローチを提案する．

• 計算科学技術（熱流動現象の数値解析）

座長：JAEA　中島憲宏

1B13　マルチスケール解析によるナトリウム冷却高速炉の熱過渡現象評価手法の 整備　(1)解析手法整備の概要

＊田中正暁、檜山智之（JAEA）、村上諭（NDD）、堂田哲広、 大島宏之（JAEA）

ナトリウム冷却高速炉の更なる安全性強化の観点から、熱過渡現象評価手法の高度化を目的として、複数の解析コードを連携させ、プラント全体挙動から、炉上部プレナム等の多次元熱流動現象評価、さらに局所的な構造健全性評価を対象とする解析評価手法を整備する。本報では、その整備概要について報告する。

1B14　Water Spreading on Floor by Explicit Moving Particle Simulation Method

＊Zidi Wang, Tiangang Zhang, Kohei Murotani, Kazuya Shibata, Seiichi Koshizuka（Univ. of Tokyo）

In order to simulate the flooding phenomenon in nuclear power plant caused by the water tank breaking, LOCA and so on, validation of water spreading on floor needs to be studied. In this paper, the Explicit Moving Particle Simulation method is employed to analyze water spreading on floor. The simulation results, especially the leading edge behaviors, are compared with the experimental data. Besides, convergence of the particle sizes is investigated. Additionally, simulation with the polygon wall boundary model is also presented in this study.

1B15　粒子法を用いた東日本大震災の津波による福島第一原子力発電所 1号機タービン建屋内の3次元浸水解析

＊南日泰俊、室谷浩平、越塚誠一（東大）、永井英一、 藤澤智光（プロメテック）、安重晃（構造計画研）

東日本大震災の津波による福島第一原子力発電所１号機のタービン建屋内の３次元浸水解析を行う。

1B16　シビアアクシデントにおける炉内溶融のための伝熱・流動現象のモデリング

＊高畑和弥（東大）、PAVLDIS DIMITRIOS、 PAIN CHRISTOPHER（Imperial College London）、酒井 幹夫（東大）

炉心損傷事故のようなシビアアクシデントは高温・高放射線量という過酷な環境下で起こるため、直接的なアプローチでの原因解明は非常にリスクが高く困難である。本研究ではラグランジュ的手法の一つであるＭＰＳ法を用いて炉内溶融現象のための伝熱・流動現象のモデリング手法を開発した。

1B17　溶融ガラス中の白金族粒子の分散・凝集状態と見かけ粘度の関係

＊荒木裕行 、酒井幹夫（東大） 、内山翠、藤原寛明 （IHI）

使用済核燃料の再処理過程で使用されるガラス溶融炉では、炉の安定性を保つため白金族粒子を含む溶融ガラスのレオロジー特性を把握することが重要である。本研究では、凝集・分散状態の溶融ガラススラリーに関して、DEM-DNS 法を用いた数値解析を行い、そのレオロジー特性の比較を試みた。