2017 JAEA c
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
（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
田中
正暁
流動・系統解析Gr 高速炉計算工学技術開発部 次世代高速炉サイクル研究開発センター 日本原子力研究開発機構 日本原子力学会「2017 年春の年会」 計算科学技術部会 企画セッション 1 ※本資料では「V&V」に関する複数の組織の活動について紹介しています。 これらは発表者の知り得る範囲で、公開文献や国際会議等での講演内容等を 総合して情報を整理したものです。従って、本資料の内容については、 発表者の個人的な考えが含まれる場合があることを予めご了承ください。 2017 JAEA c 2●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
2017 JAEA
c 3
●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
目
次
2017 JAEA c様々な場面において、シミュレーションの利用は当たり前
「誰でも使える、結果が得られる」
有用なシミュレーションであるためには、
計算結果の信頼性確保が重要
シミュレーションの信頼性を確保する方法論として、
V&V
（
Verification & Validation
）は国内外で広く認識
【モデル
V&V
】と【品質
V&V
】の２つ、と
【独立
V&V
】
・モデル
V&V
：モデリング＆シミュレーション
V&V
・品質
V&V
：品質マネジメント
V&V
・独立
IV&V
：
Independent V&V
（第３者検証）
標準・ガイドラインが国内外の複数機関から発行されているが、
V&V
の適用事例は国内外問わず少なく
、
国内外の最近の検討を参考に、
V&V
の実装を考える必要がある
4はじめ
はじめ
はじめ
はじめに
に
に
に
2017 JAEA
c 5
●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
目
次
2017 JAEA c■
ASME
委員会（
CODES & STANDARDS
）Verification and Validation in Computational Modeling and Simulation
■活動分野：
V&V-10
～
60
まで
6
つ（
2
つ新設）の分野
○V&V-1: Verification, Validation and Uncertainty Concepts
and the Application of ASME V&V Standards ※以下の個別分野の横串となるドキュメント（総論）を作成中 【基礎分野】
○ V&V-10：V&V in Computational Solid Mechanics（計算固体力学） ○ V&V-20：V&V in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer
（計算流動伝熱） 【応用分野】
○ V&V-30：V&V in Computational Simulation of
Nuclear System Thermal Fluids Behavior （原子力システムの熱流動挙動の計算シミュレーション）
○ V&V-40：V&V in Computational Modeling of Medical Devices （医療機器の計算モデル化）
（以下、新設）
○ V&V-50：V&V of Computational Modeling for Advanced Manufacturing
○ V&V-60: V&V in Modeling and Simulation in Energy Systems and Applications
6
米機械学会（
ASME
）における活動（
V&V Committee
）
2017 JAEA c
■
ASME V&V Symposium
（
ASME V&V
サブコミッティ主催）
【ASME V&V COMMITTEE】 → 【ASME V&V Symposium Archive】
○毎年5月初旬に米国ラスベガスにて開催（2017年5月3～5日）
○産業界のニーズ（アプリケーションとしてのVVUQ／実装の観点）よりは、
不確かさ評価手法、検証用問題（MS）の提案など基礎基盤の議論
○ VVUQ手法の適用確認を目的としたベンチマーク問題（Challenging Problems）
○“非定常流れのシミュレーションに関するワークショップ” 非定常解析における収束性の影響と不確かさ評価手法がテーマ
（http://web.tecnico.ulisboa.pt/ist12278/Workshop_iterative_2017.htm）
■
ASME V&V Committee Meeting
（個別分野で年数回、
Symposium
併設）
○ASME Symposiumの前々日、前日（2017年5月1～2日）
“公開セッション（議論に参加可）”として委員会会合を開催 ○個別会合（各委員会）＋全体会合（活動総括）
○いずれの委員会も委員募集中
（個人の資格（規制側も参加）、幅広い議論を要望）
○Journal of Verification, Validation and Uncertainty Quantification
7
米機械学会（
ASME
）における活動（
V&V Symposium
）
2017 JAEA c
■
■
■
■
V&V-30
：
：
：
：
V&V in Computational Simulation
of Nuclear System Thermal Fluids Behavior
○「標準」は策定中
・ 幅広い適用範囲：既存炉／新設炉、炉型
・ 幅広い対象分野：設計／安全／メンテナンス等、システムコード／CFDコード
○「標準」発行前にドキュメント（解説書）を発行予定（作成中）
・Hierarchical Scaling in V&V-30（階層分析（H2TS手法等）によるスケール効果）
・Need for V&V-30（VVUQの必要性、検証試験のあり方・要求等）
○ベンチマーク解析を実施（2016 ASME V&V Symposiumにて提案）
・サーマルストライピング現象を対象とした平行2噴流混合水試験（UTK/TAMU）
・V&V-30で検討している一連のVVUQ手法の適用性確認
【問題設定】→【V＆V適用】→【不確かさ評価】＆【妥当性評価】
（参考文献） C. J. Freitus, “V&V 30 Subcommittee - Benchmark Problem 1 - Twin Parallel Jet Simulations - Preliminary Results”, ASME V&V Symposium 2016, (2016).
＜ASME V&V COMMITTEE → ASME V&V Symposium Archive＞ M. Crosskey and A. Ruggles, Proc. of ICAPP 2014, Paper 14160 (2014). H. Wang, et.al., Int. J. Heat and Mass Transfer, 92, 206-227 (2016).
○V&V-30委員会会合および「ASME 2015 V&V Symposium」で
「原子力学会ガイドライン」の策定状況（発行前）について紹介（VVS2015-8137）
8
米機械学会（
ASME
）における活動（
V&V-30
）
2017 JAEA c
■ソフトウェア
V&V
に係るガイドライン発行（初版：
1987
年、改訂：
2008
年）
・ANS Guidelines for the Verification and Validation of Scientific and Engineering Computer Programs for the Nuclear Industry （ANSI/ANS-10.4-1987;R1998;W2008）
・Verification and Validation of Non-Safety-RelatedScientific and Engineering Computer Programs for the Nuclear Industry （ANSI/ANS-10.4-2008; R2016） ○産業界で使用する計算プログラム（ソフトウェア）を開発する際のV&V実施手順 ○プログラム開発の過程で得られる成果物（products）に対する 要求事項（成果物に対するVerificationが主）を明記 ○適用範囲（2008年版）： ・原子力産業界で使用するために開発される安全性の判断等に関係しない （Non-Safety-Related）科学および工学分野の計算プログラム （ソフトウェア）に適用 ・安全性に関係する重要な問題等への適用は除外 （定義）non-safety-related:
software whose failure would not create a hazard to a facility, worker, or member of the general public.
9
米原子力学会（
ANS
）おける活動
2017 JAEA c
Table 1- Sample V&V activities associated with program development
Development Activity Development product （製品・アウトプット） （製品・アウトプット） （製品・アウトプット） （製品・アウトプット）
Testing activity V&V Activity（（（（V&Vに係る活動：主に係る活動：主に係る活動：主に係る活動：主 として として として としてVerification）））） 5. Initiation （問題設定） （問題設定）（問題設定） （問題設定）
Statement of Problem － Prepare V&V Plan Management Plan － － 5. Requirements definition （要求項目の定義） （要求項目の定義）（要求項目の定義） （要求項目の定義）
Requirements specification － Verify requirements specification －
Develop preliminary
test plan Verification of Preliminary test plan
6. Design
（プログラム設計） （プログラム設計）（プログラム設計） （プログラム設計）
Design Specification － Verify design Preliminary program
documentation －
Verify preliminary program documentation
－ Update Test Plan Verify updated test plan
7. Coding (プログラムのプログラムのプログラムのプログラムの コーディング） コーディング） コーディング） コーディング）
Source code － Verify source code Updated program
documentation －
Verify updated program documentation
－ Finalize test plan －
－ Built test database Verify test plan and test database
8. Integration and testing（個別プログ（個別プログ（個別プログ（個別プログ ラムの統合）
ラムの統合）ラムの統合） ラムの統合）
Integrated program Verify program integration －
Run test plan
(validation) Verify test results
9. Installation（イン（イン（イン（イン ストール・パッケー ストール・パッケーストール・パッケー ストール・パッケー ジの構成） ジの構成）ジの構成） ジの構成）
Installation package Verify installation package
Final program documentation － Verify final program documentation － － Prepare final V&V report
10. Operation and maintenance
Changes to program and documentation
Repeat above activities as necessary
2017 JAEA c
■
CSAU
（
Code Scaling, Applicability, and Uncertainty
）
・NUREG/CR-5249, R4 (1989)：LOCA／ECCS評価への適用
■
BEPU
（
Best Estimate Plus Uncertainty
）
・CSAU適用時の不確かさ評価手法の開発過程で確立（NEA/CSNI/R(2007)9）
・最適評価コードによる最確値とその不確かさを考慮した解析を実施
【BEPU】＝【最適評価（BE：Best Estimate）】＋【不確かさ（Uncertainty）】
■
PIRT
（
Phenomena Identification and Ranking Table
）
・CASUの一部として開発されたシステム分析・重要現象の抽出を行う手法
・NUREG/CR-6944, “Next Generation Nuclear Plant PIRTs”, Vol.1~Vol.6 (2008)
■
EMDAP
（
Evaluation Model Development and Assessment Process
）
・USNRC REGULATORY GUIDE 1.203 (2005)（CSAUの発展バージョン）
・CSAUと合わせて原子力学会「統計的安全評価の実施基準：2008」のベース
■
ISTIR
（
An Integrated Structure and Scaling Methodology for Severe
Accident Technical Issue Resolution)
・NUREG:CR-5809 (Draft) (1991) / N. Zuber, et al., NED, 186 (1998) 1–21. ・複数の手法を統合【PIRT + SASM(*1) + H2TS(*2) + CSAU】
*1) SASM: Severe Accident Scaling Methodology、*2) H2TS: Hierarchical, two(2)-Tiered Scaling
■
多次元
多次元
多次元
多次元解析評価
解析評価
解析評価に対する
解析評価
に対する
に対する
に対する
VVUQ
の適用
の適用
の適用
の適用
：
：
：
：
NUREG-2152(2013)
・商用CFDコード（RANS解析）によるドライキャスク評価のBest Practice
11
米規制委員会（
USNRC
）における活動
2017 JAEA c
多次元解析評価における
VVUQ
の適用【
NUREG-2152(2013)
】
○AIAA Guideline（AIAA G-077-1998(2002)）およびASME Standard V&V 20を参照
○ドライキャスク評価に商用CFDコードの非圧縮性乱流解析（RANS解析）を
使用する際のVVUQの適用によるベストプラクティス・ガイドライン
（妥当性確認解析まで）
・AIAA Guidelineを参照して、発生する不確かさ／誤差の要因抽出
（要因）Model Error and Uncertainty、Discretization or Numerical Error、 Iteration or Convergence Error、Round-Off Errors、
Application Uncertainties、User Errors、Code Errors
・CFD Best Practiceのためのガイドライン（「説明」＋「推奨アプローチ」）
CFD Best Practice のためのチェックリストを提供
（要求）Grid Requirements Discretization Schemes、 Convergence Control、Modeling Uncertainty、 Round-Off Errors、User Errors、Code Errors
・解析結果の分析：「感度評価」と「不確かさ評価」 ・The Calculation and Numerical Model（M&S）のV&V
（誤差評価、妥当性確認方法、品質保証について言及） ・妥当性確認解析の適用事例：既往実験を対象とした
妥当性確認解析（VSC-17 Spent Fuel Storage Cask）
Computational Fluid Dynamics Best Practice Guidelines for Dry Cask Applications
2017 JAEA
c 13
●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
目
次
2017 JAEA c■
Computational fluid dynamics (CFD) in nuclear reactor safety (NRS)
○原子炉安全における適切なCFD利用のあり方に関する調査研究を実施
（https://www.oecd-nea.org/nsd/csni/cfd/）
（1）Best Practice Guidelines for the use of CFD in Nuclear Reactor Safety Applications – Revision（NEA/CSNI/2(2014)11 ← NEA/CSNI/R(2007)5）
・ASME V&Vガイドラインを含めたVVUQ手順に言及
・解析事例（ベストプラクティス）が数多く掲載
（2）Assessment of CFD Codes for Nuclear Reactor Safety Problems - Revision 2 （NEA/CSNI/R(2014)12）
（3）Extension of CFD Codes Application to Two-Phase Flow Safety Problems - Phase 3 （NEA/CSNI/R(2014)13）
（4）Review of Uncertainty – Quantification Methods for CFD（NEA/CSNI/R(2016)4）
・VVUQガイドライン等における不確かさ評価手法のレビューおよび
不確かさ評価事例の紹介
○国際会議（原子炉安全のためのCFD (CFD4NRS) ）を2年毎に開催
・Best Practice 事例およびVVUQ適用事例などについて報告・議論
（議論は上記報告書にも反映） ・（次回）第7回：2018年9月 上海／（ホスト）上海交通大学 14
欧州（
OECD/NEA/CSNI
）における活動（
CFD in NRS
）
【
【
【
2017 JAEA c
■
THE OECD/NEA/CSNI SOAR (State Of Art Report) on Scaling (THE S-SOAR)
○スケール問題（実機評価への外挿性）に関する調査報告書が発行
“A state-of-the-art report on scaling in system thermalhydraulics applications to nuclear reactor safety and design, Nuclear Safety”
NEA/CSNI/R(2016)14 (March 2017)
・既往のスケーリング手法について整理（H2TS、FSA、DSS等）
・妥当性確認用試験におけるスケーリングの考え方（適切な設計）の整理 -個別効果試験（SET: Separated Effect Test）
- 総合効果試験（IET：Integrated Effect Test）
・3D CFDコード（単相流／混相流）および1Dシステム・コードの利用における
スケーリングの考え方と、それぞれの特性および使用限界に関する検討
・スケーリングに関する広範囲なテーマで“State Of Art”の情報が整理
○報告書の要約：F.D’Auria (U. Pisa), D.Bestion (CEA), P.Lien (USNRC), and H.Nakamura (JAEA), NUTHOS-11, (2016), N11P0640
※（参考）「2016年春の年会」 計算科学技術部会セッション【解析コードV&Vの現状と実施例】 (JAEA)中村秀夫、「熱流動分野における解析コードV&VとScaling」
http://csed.sakura.ne.jp/wp-content/uploads/2016/03/2016Spring_2.pdf 15
欧州（
OECD/NEA/CSNI
）における活動（
Scaling
）
2017 JAEA c 16●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
2017 JAEA c
■米国防総省（
DoD
）における活動（多くの
V&V
ガイドラインで参照）
http://www.acqnotes.com/acqnote/tasks/verification-validation-and-accreditation ・DoD Modeling and Simulation (M&S) Verification, Validation,
and Accreditation (VV&A)（DoDI 5000.61）
・DoD Modeling and Simulation Management（No.5000.59）
■米航空宇宙学会（
AIAA
）における活動（多くの
V&V
ガイドラインで参照）
・AIAA Standards
Guide: Guide for the Verification and Validation of Computational Fluid Dynamics Simulations (AIAA G-077-1998(2002))
■米航空宇宙局（
NASA
）における活動
○2003年スペースシャトル・コロンビア号事故によりM&S標準の作成開始
・Standard For Models and Simulations
（NASA-STD-7009A: w/ CHANGE 1 ← 改訂：NASA-STD-(I)-7009） ・NASA Handbook for Models and Simulations:
An Implementation Guide for NASA-STD-7009（NASA-HDBK-7009) ・S. R. Blattnig, et al., "NASA Standard for Models and Simulations:
Philosophy and Requirements Overview", Journal of Aircraft, 50(1) (2013), pp. 20-28.
17
原子力分野以外での米国（
DoD
、
AIAA
、
NASA
）での取り組み
2017 JAEA c
Standard For Models and Simulations (NASA-STD-7009A)
4. REQUIREMENTS
4.1 M&S Programmatics
General M&S Programmatics (4.1.1)
(Planning across the M&S Cycle) ※Appendix Dの実施 M&S Best Practices Recommendations (4.1.2)
M&S Training Recommendations (4.1.3)
4.2
M&S Development
(Verification, Validation, and Uncertainty Characterization)
General M&S Development (4.2.1) / Recommendations (4.2.2) M&S Verification (4.2.3) / Recommendations (4.2.4)
M&S Validation (4.2.5) / Recommendations (4.2.6)
Uncertainty Characterization in M&S Development (4.2.7) / Recommendations (4.2.8)
4.3
M&S Use (Operations)
(Uncertainty Characterization, Sensitivity Analyses,
Assessing the Credibility of M&S Results, Reporting Results to Decision Makers)
M&S Use (4.3.1) / Recommendations (4.3.2) Uncertainty Characterization in M&S Use (4.3.3)
/ Recommendations (4.3.4) M&S Sensitivity Analysis (4.3.5)
M&S Results Credibility Assessment (4.3.6)
/ Recommendations (4.3.7) ※Appendix Eの実施 M&S Results Reporting (4.3.8) / Recommendations (4.3.9)
Appendix:
A / B 上記の実施要求（requirements）／推奨（recommendations）のチェックリスト
D M&S Criticality Assessment E M&S Credibility Assessment
F M&S Life Cycle
・M&Sを実施する際の設計、開発、利用における要求項目を規定
2017 JAEA c
〇Appendix-D M&S Criticality Assessment（要求：[M&S 6]項） <NASA技術標準における“Graded Approach”>
・すべからく標準に完全準拠する必要はない ・重要度の判定基準を示す -赤色セル（R）: 標準への完全準拠が必要 -黄色セル（Y）：必要に応じて標準への完全準拠 （協議によって決定） -緑色セル（G）：完全準拠への要求はない
〇Appendix-E M&S Credibility Assessment （要求：4.3.6項 & 推奨：4.3.7）
＜レベル０～４まで、何がどこまでできている・・・何をどこまで実施する＞
※PCMM（Communication Tool：何をどこまで？）に影響 W.L. Oberkampf, M. Pilch, and T.G. Trucano,
“Predictive Capability Maturity Model for Computational Modeling and Simulation”,SAND2007-5948 (2007).
Standard For Models and Simulations (NASA-STD-7009A)
19
2017 JAEA
c 20
●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
2017 JAEA
c 21
【NAFEMS japanホームページ：https://www.nafems.org/about/regional/japan/】
コンピューターを活用した設計やシミュレーション-CAEは、今や製品開発を行う上で 欠かせない重要な存在となっています。そして、様々なCAEツールやそれらを取り巻 く技術が急速に発展している中、CAEを利用するための情報や場を提供できる中立的 かつ国際的な機関の存在が必要とされるようになりました。NAFEMSは、このような ニーズに応える工学設計・解析のための唯一の国際アソシエーションです。 ■ ■ ■
■NAFEMS：：：：National Agency for Finite Element Methods and Standards 〇全世界に会員を有する非営利団体
〇 〇 〇
〇【【【品質【品質品質品質V&V】】】】に係る「に係る「に係る「に係る「ISO9001:2008」に準拠した「」に準拠した「」に準拠した「」に準拠した「NAFEMS QSS:2008」を発行」を発行」を発行」を発行 ・“Quality Management in Engineering Simulation
- A Primer for NAFEMS QSS”（解説書） ・“NAFEMS QSS:2008 Engineering Simulation
- Quality Management Systems - Requirements”
〇ASME V&V-10委員会との協働
・“What is Verification and Validation?”
https://www.nafems.org/downloads/
working_groups/amwg/4pp_nafems_asme_vv.pdf
・“Verification, Validation, and Uncertainty Quantification for Managers” （作成中） （W. L. Oberkampf and M. Pilch, ASME V&V Symposium 2016, VVS2016-8918）
原子力分野以外での欧州（
NAFEMS
）での取り組み
2017 JAEA
c 22
●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
2017 JAEA
c 23
■日本計算工学会（
JSCES
）
〇
「シミュレーションの品質・信頼性にかかわる調査・研究」
「シミュレーションの品質・信頼性にかかわる調査・研究」
「シミュレーションの品質・信頼性にかかわる調査・研究」
「シミュレーションの品質・信頼性にかかわる調査・研究」研究分科会
研究分科会
研究分科会
研究分科会
（HQC（High Quality Computing(*)）研究分科会）
・主査：白鳥 正樹 教授（横浜国立大）（第1期～第2期）
越塚 誠一 教授（東京大学）（第3期～）
・委員構成：自動車、電機、原子力、CAE等の民間企業など
・ISO9001およびNAFEMS：QSSに準拠した品質V&Vに関する日本の標準の作成
- S-HQC001:2014「工学シミュレーションの品質マネジメント」第２版（「工学シミュレーションの品質マネジメント」第２版（「工学シミュレーションの品質マネジメント」第２版（「工学シミュレーションの品質マネジメント」第２版（2014）））） - S-HQC002:2015「工学シミュレーションの標準手順」第２版（「工学シミュレーションの標準手順」第２版（「工学シミュレーションの標準手順」第２版（「工学シミュレーションの標準手順」第２版（2015）））） - HQC003:2015「学会標準（「学会標準（「学会標準（「学会標準（HQC001&002）事例集」（）事例集」（）事例集」（）事例集」（2015）））） （参考）「工学シミュレーションの品質保証とＶ＆Ｖ」丸善出版(株)（2013）
〇日本計算工学講演会
・パネルディスカッション（第14回：2009年5月12日） 「シミュレーションの品質保証と現実問題への適用 ～いま、なぜ解析の品質 なのか、諸外国の動向と日本の取り組み～」（計算工学14(4) (2009)） ・ オーガナイズドセッション No.27（第15回日本計算工学講演会：2010年5月26日） 「シミュレーションの品質保証と標準化に向けた取り組み ～ HQC（High Quality computing）研究分科会活動報告～」（http://www.jsces.org/koenkai/15/workshops/HQC09-5-9JSCES.pdf）
原子力分野以外：国内（日本計算工学会）での取り組み
(*) 伊理, 日本機械学会誌, 98(920) (1995.7), 538. 2017 JAEA c 24■土木分野の数値解析における
V&V
に関する小委員会
〇目的：先行している欧米や日本の他学会の取り組み・成果を参照しつつ， 地盤・鋼・コンクリート・流体など土木分野の材料ごとに必要となる 数値解析のV&Vの考え方やプロセスをまとめ，解析の信頼性向上を図る。 〇期間：2014年～ 〇委員：委員長：渦岡良介（徳島大学），副委員長：櫻井英行（清水建設） 地盤，鋼，コンクリート，流体など，現在18名 〇活動：・国内外の関連分野のV&Vの動向調査と分析 ・各材料分野における数値解析の信頼性の現状調査と分析 ・各材料分野におけるV&Vの具体的な実施方法の検討 【土木学会全国大会（http://www.jsce.or.jp/committee/amc/report.html）】 - 平成26年度全国大会 研究討論会：2014年9月10日 「数値解析におけるＶ＆Ｖ（検証と妥当性確認）をご存知ですか？」 - 平成27年度全国大会 研究討論会：2015年9月16日 「V&Vのススメ：土木分野における数値解析の課題」 - JCOSSAR2015：2015年10月14日～16日 （第8回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム） パネル「不確定事象を含むシミュレーションのV&Vをどう行うべきか」 「土木分野におけるV&Vの現状と課題」（渦岡教授（徳島大学））原子力分野以外：国内（土木学会）での取り組み（
1/3
）
2017 JAEA c ※）平成27年度土木学会全国大会研究討論会05報告資料「V&Vのススメ：土木分野における数値解析の課題」より抜粋 （http://www.jsce.or.jp/committee/amc/report/2015/resume150916.pdf）
•
多様な非線形材料，空間的・時間的スケールが大きい・長い構
造物の解析にとって，合理的な
V&V
とは？
•
モデル
V&V
–
材料挙動の複雑さのため，
Verification
と
Validation
の区別が不明確？
– Verification
の課題：解析解がない非線形材料。
– Validation
の課題：単純化された模型実験
vs
複雑な現場。
解析結果の用途に適した問題設定は可能か？
– Prediction
の課題：
不均一性・不確実性の評価
。
解析に必要な調査とのバランスは？
•
品質
V&V
–
コード＋人の信頼性。
–
確立されたコードがない分野では，コード毎に検討が必要。
– V&V
に対応した解析者の力量。認定制度の必要性。
土木分野での課題（
2014
年）
原子力分野以外：国内（土木学会）での取り組み（
2/3
）
25 2017 JAEA c 26■土質材料／地盤工学が抱える難しさ
〇極めて複雑な挙動
・三相混合体，非線形，弾塑性，時間／拘束圧依存，異方性・・・
〇変状が空間的にも時間スケール的にも大規模
・数秒，数分後
～
数十年後に至るまで
・二次元解析が中心
〇自然材料であるがゆえに人工材料と比べて，
・現場ごとに土が異なる
・土の状態は不均質／非一様
・初期状態／境界条件が不明瞭
不確実性 が大きい原子力分野以外：国内（土木学会）での取り組み（
3/3
）
・地盤を単純モデル化 ・各層の初期状態を推定 ・実測沈下量を再現 ・残留沈下を予測 どのような対策をすれば良いか？ あと何年でどれだけ沈下するか？ Test embankment ・多様な非線形材料 ・空間的・時間的スケールが 大きい・長い構造物 日本計算工学会HQC 研究会 2015年10月19日東京大学 渦岡先生ご講演資料から抜粋・要約 解析事例： （中井先生、名古屋大学）2017 JAEA c 27
■「非線形
CAE
勉強会」を開催。早い時期から
V&V
について着目・啓発
（
http://www.jancae.org/study/
）
・構造力学・固体力学の分野の大学院生あるいは若手研究者 CAEソフトウェアを業務に利用している／したことがある人を対象 ・実務的な応用に根ざした非線形力学・動力学などの基礎理論およびCAEソフト で非線形性を扱う際の基礎技術を体系的に学び，身につける機会を提供○第
6
回勉強会：
2004
年
11
月
27
日、
28
日
「 CAEのためのバリデーション・ベリフィケーション（VV）」○第
13
回勉強会：
2008
年
6
月
22
日
「CAEと設計」：ASME V&V-10を紹介（ASME V&V解説）
○第
17
回勉強会：
2010
年
5
月
29
日、
30
日、
6
月
19
日、
20
日
「Verification & Validation ～CAEの品質向上に向けて」
○第
18
回勉強会：
2010
年
11
月
13
日、
14
日、
12
月
4
日、
5
日
「解析の検証と妥当性確認（Verification & Validation）～CAEの品質向上に向けて」
○第
21
回勉強会：
2012
年
6
月
9
日
「CAEこれからの10年」：V&Vに関する最近の状況を紹介○第
31
回勉強会：
2017
年
6
月
24
日、
25
日）
「非線形CAEの新しい潮流」：V&Vおよび不確かさについて紹介（予定）原子力分野以外：国内（非線形
CAE
協会）での取り組み
2017 JAEA c 28原子力分野以外：国内（
JAXA
）での取り組み
■
JAXA
（宇宙航空研究開発機構）における【
IV&V
】の活動
・ソフトウェア独立検証と有効性確認（
Independent Verification & Validation
）
○ソフトウェアやシステム開発において高い信頼性を実現する取り組み
○検証と妥当性確認（Verification & Validation：V&V）に基づいてソフトウェアや
システムを開発しているが、より高い信頼性を実現する開発プロセスを新たに
検討する場合
（JAXA Repository / AIREX）
【発表者（田中）の整理として】 「モデルV&V」を【第1のV&V】とするならば、 その信頼性をより確かなものにする 「 品質V&V 」は【第２のV&V】と言える。 これら2つのV&Vの実施を前提として、 さらに高い信頼性を実現するための 「 独立V&V 」は【第３のV&V】と言えないか？ （経緯）・1987年スペースシャトル「チャレンジャー」
爆発事故からNASA（IV&V Facility）で開始。 ・国際宇宙ステーション計画によりJAXAで開始。 （参考資料）
・IV&Vガイドブック〔虎の巻〕（2013年）
・第三研究ユニット（旧情報・計算工学センター）
2017 JAEA c 29 【IV&Vガイドブック［虎の巻］（2013年）】 ○「はじめに IV&Vの必要性」から抜粋 宇宙機開発に携わるエンジニアも人間です。うっかりミスや想定抜けをゼロにするこ とはできません。開発に携わっている組織や人間とは別の第三者の冷静な観点で、更 にソフトウェアを点検することで、高い信頼性を実現することが可能になります。こ れは、IV&V の「技術的独立」のメリットです。 また、IV&V は、開発組織とは別の組織によって行うことが求められます。開発組織の 方針やスケジュールに左右されず、IV&V組織の中で、どのソフトウェアをIV&V の対 象にするか、IV&Vにどの技法を使うか、IV&V のスケジュールをどうするかを決定で きます。これが「組織的独立」のメリットです。 更に、IV&V は独自の予算によって行われます。開発に携わっている組織において、資 金面の問題によってIV&V ができなくなることを防ぐことができます。これは、IV&V の「資金的独立」のメリットです。
【
IV&V
】における「技術的・組織的・資金的」独立
出典）IV&Vガイドブック［虎の巻］（2013年） 2017 JAEA c 30 Verification：評価対象ソフトウェアのライフサイクルを通し、上流プロセスの成果物から 下流プロセスの成果物への要求トレースが可能であり、それらが内容を含め 整合していることを検証すること Validation： 評価対象ソフトウェアが最上位要求であるミッション要求、安全要求、 運用要求から求められる機能、性質及び品質を満足していることを確認すること 出典）IV&Vガイドブック［虎の巻］（2013年）【
IV&V
】における
V&V
の定義と実施のイメージ
2017 JAEA c 31 片平, 「成功し続けるためのIV&V 安心のための価値を高める積極的アプローチ」 IPAグローバルシンポジウム2013 講演資料から抜粋（https://www.ipa.go.jp/files/000030116.pdf）
【
IV&V
】実施時の５つの観点
2017 JAEA c 32 片平, 「成功し続けるためのIV&V 安心のための価値を高める積極的アプローチ」 IPAグローバルシンポジウム2013 講演資料から抜粋（https://www.ipa.go.jp/files/000030116.pdf）【
IV&V
】の生み出す価値
2017 JAEA
c 33
●はじめに
●原子力分野（国外）での取り組み
・米国（
ASME
、
ANS
、
USNRC
）
・欧州（
OECD/NEA/CSNI
）
●原子力分野以外（国外・国内）での取り組み
・米国（
AIAA
、
DoD
、
NASA
）
・欧州（
NAFEMS
）
・国内（日本計算工学会（
HQC
）、土木学会、
非線形
CAE
協会、
JAXA
）
●おわりに
目
次
2017 JAEA c■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を概説
●原子力分野（国外）での取り組みとして
〇米機械学会（ASME）における活動（10, 20, 30（現状報告）, 40, 50） 〇米原子力学会（ANS）おける発行済みガイドライン（品質V&V） 〇米規制委員会（USNRC）における活動（既往手法に加えCFD解析V&V）〇欧州（OECD/NEA/CSNI）におけるCFDinNRSとScaling
●原子力分野以外（国外）での取り組みとして
〇米国（AIAA、DoD、NASA）：NASA技術標準での“Graded Approach” 〇欧州（NAFEMS）：ISO9001準拠の品質V&V
●原子力分野以外（国内）での取り組みとして
〇日本計算工学会（HQC）における品質V&V標準の発行
〇土木学会「土木分野の数値解析におけるV&Vに関する小委員会」での活動
〇非線形CAE協会での啓発活動
〇宇宙航空研究開発機構（JAXA）での“IV&V（第３のV&V）”の実施
