Evaluation of the effects of differences in building models on the seismic response of a nuclear power plant structure

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

日本地震工学会論文集(インターネット), 20(2), p.2_1 - 2_16, 2020/02

AA2018-0122.pdf:2.15MB

https://doi.org/10.5610/jaee.20.2_1

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、原子炉建屋の地震応答解析結果におけるモデル化手法の違いによる影響を評価し、フラジリティ評価における認識論的不確実さを定量化することを目的としている。入力地震動として、偶然的不確実さを考慮するため、ハザード適合地震波を用いた。現実的な応答を得るため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、建屋の壁および床の最大加速度について、中央値と対数標準偏差により統計的評価を行った。本研究により、建屋の上層部や床の開口部周辺において面外変形などの3次元効果が現れることが分かった。

RELAP5 uncertainty evaluation using ROSA/LSTF test data on PWR 17% cold leg intermediate-break LOCA with single-failure ECCS

竹田 武司; 大津 巌

Annals of Nuclear Energy, 109, p.9 - 21, 2017/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2017.05.007

An experiment was conducted for the OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated a cold leg intermediate-break loss-of-coolant accident with 17% break in a PWR. Assumptions were made such as single-failure of high-pressure and low-pressure injection systems. In the LSTF test, core dryout took place because of rapid drop in the core liquid level. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and inlet plena because of counter-current flow limiting (CCFL). The post-test analysis by RELAP5/MOD3.3 code revealed that peak cladding temperature (PCT) was overpredicted because of underprediction of the core liquid level due to inadequate prediction of accumulator flow rate. We found the combination of multiple uncertain parameters including the Wallis CCFL correlation at the upper core plate, core decay power, and steam convective heat transfer coefficient in the core within the defined uncertain ranges largely affected the PCT.