原子力施設の地震リスク評価手法の高度化のための原子力施設建屋・機器の地震応答解析

Seismic response analysis of reactor building and equipment using a 3D-FE model for reliability enhancement of seismic risk assessment of NPP

西田 明美  ; 五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 村松 健; 高田 毅士*  

Nishida, Akemi; Igarashi, Sayaka*; Sakamoto, Shigehiro*; Muramatsu, Ken; Takada, Tsuyoshi*

計算科学技術を活用した原子力施設の地震リスク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、これらを入力とする原子力施設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(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、大洗の原子力施設を対象として生成された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。解析結果の分析より、質点系モデルでは表現できない同高さ・異なる通りの建屋応答の違いを3次元解析の結果により確認した。また、地震動の違いによるばらつきと位置(方向、部位)の違いによるばらつきを定量的に比較し傾向を確認した。

Research and development on next-generation seismic probabilistic risk assessment by using 3D vibration simulators is ongoing to evaluate the seismic safety performance of nuclear plants with high reliability. Most structural PRA uses probabilistic schemes such as the scheme that uses probabilistic seismic hazard and fragility curves. Even when earthquake ground motions 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. However, these ground motions are not directly linked with their corresponding seismic source characteristics. In this context, the authors propose a methodology based on MCS to reproduce a set of input ground motions to develop an advanced PRA scheme. This paper describes the methodology to reproduce a set of input ground motions briefly and the analytical results of a nuclear plant building and equipment using the set of input ground motions.