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月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。
勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 加治 芳行; 逢坂 正彦
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/08
東京電力福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、重大事故時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法を整備した。本研究では、事故シナリオの違いを想定し、溶融デブリの深さや発熱位置の違いが破損位置に及ぼす影響について評価した。その結果、BWR下部ヘッドの破損やデブリの流出は、貫通部における制御棒案内管やスタブ管で生じることを示した。
西田 明美; 太田 良巳*; 坪田 張二; Li, Y.
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
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のが現状である。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評価式を提案することを目的とする。本論文では、既往の衝撃実験結果のシミュレーション解析により妥当性が確認されたシミュレーション手法を用いて、柔飛翔体の斜め衝突を受ける鉄筋コンクリート版の局部損傷シミュレーションを実施し、衝突角度と衝突速度の違いによる局部損傷の低減効果やエネルギー分担率の違い等について得られた知見を報告する。
五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 宇賀田 健*; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
原子力施設の安全性向上評価の高度化、信頼性向上を目的として、断層モデルに基づく時刻歴地震波群(ハザード適合地震波)を用いて対象敷地の地震ハザードを評価する手法が提案されている。地震波群は、震源特性の不確定性をモンテカルロシミュレーションを用いて多数作成する必要があるため、非常に解析負荷が大きいのが課題のひとつとなっている。本研究では、任意の機器システムを有する構造物の地震リスクを、断層モデル地震波群を用いて効率的に実施するために、機器システムの損傷と相関の良い地震動強さ指標を選定し、最終的な地震リスク評価に寄与する震源を対象に断層モデル地震波群を作成する効率化手法を提案した。本報では、給水システムを一例として、システム内の脆弱部が異なる複数のシステムケースを設定し、提案手法の妥当性を検証した結果を報告する。
西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/08
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、まず建屋システムのモデルデータの整備と予備的弾塑性解析を行った結果、解析で特定されるクリフエッジ状態のモデル化因子依存性について得られた知見を述べる。また、原子炉容器・配管の予備的なフラジリティ評価を行い、水平免震のクリフエッジ回避対策としての有効性について検討した結果について述べる。
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
本稿では、原子力施設のモデル化手法が地震応答解析結果に与える影響を明らかにするため、多様な入力地震波を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、従来のSRモデルと3次元有限要素モデルにおける建屋の最大加速度応答の違いに着目し、入力地震動強さと建屋床高さと応答結果の関係について得られた知見について報告する。