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Seismic response analysis of reactor building and equipment with hazard consistent ground motions using a 3D-FE model

ハザード適合地震波による原子力施設建屋・機器の3次元地震応答解析

西田 明美; 村松 健; 高田 毅士*

Nishida, Akemi; Muramatsu, Ken; Takada, Tsuyoshi*

原子力機構では、計算科学技術を活用した原子力施設の耐震安全性評価手法の高度化に資するため、3次元仮想振動台システムを用いた次世代地震PRA手法の開発を進めている。次世代地震PRAは、評価対象サイトに強い地震動を生じうる全ての震源を考慮して、個々の地震動の発生頻度が明らかな地震動群を作成し、これらを入力とした地盤・建屋・機器の3次元モデルの地震応答解析により得られた建屋や機器の応答を耐力と比較することで直接的に建屋や機器の損傷頻度を評価しようとするものである。これまでに、大洗の原子力施設を対象として次世代地震PRAに資する地震波群200波($$times$$3方向)(以降、ハザード適合地震波という)等を作成している。本論文では、ハザード適合地震波を入力とする建屋・機器の3次元有限要素モデルによる地震応答解析、および、その結果の分析と考察について述べる。

R&D on Next-Generation Seismic PRA (NGSPRA) by using 3D vibration simulator is ongoing to evaluate seismic safety performance of nuclear plants with high reliability. Most PRA of structures involve the use of probabilistic schemes such as the scheme using probabilistic seismic hazard and fragility curves. Even when earthquake ground motions (GM) are required in Monte Carlo Simulations (MCS), they are generated to fit the specified response spectra, such as uniform hazard spectra at a specified exceedance probability. These GM, however, are not directly linked with corresponding seismic source characteristics. In this context, the authors propose a methodology based on MCS to reproduce a set of input GM to develop an advanced PRA scheme that can explain the exceedance probability and sequence of functional loss in a nuclear power plant. In this paper, the methodology to reproduce a set of input GM and the analytical results of nuclear plant building using those input GM are shown.

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