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報告書

Standard guideline for the seismic response analysis method using three-dimensional finite element model of reactor buildings (Contract research) (Translated document)

崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.

JAEA-Research 2024-001, 206 Pages, 2024/03

JAEA-Research-2024-001.pdf:9.12MB

原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物を3次元的にモデル化し、建物の3次元挙動、建物材料の非線形性、建物及び地盤間の非線形性等を考慮した有限要素法による地震応答解析が実施されるようになってきた。3次元モデルによる有限要素解析(3次元FEM)は,複雑で高度な技術が用いられる一方、汎用性があるために広く利用され、原子力分野以外では構造物のモデル化、材料物性の非線形特性の信頼性を確保するためのガイドラインの策定や技術認定などがなされるようになってきた。原子力分野においては、IAEAにより平成19年(2007年)新潟県中越沖地震における質点系モデル、3次元FEMモデルによる観測記録の再現解析がKARISMAベンチマークプロジェクトとして実施され、複数の解析者の解析結果が報告された。その報告によると、解析者により解析結果にばらつきが大きいということが判明され、解析手法の標準化による解析結果の信頼性の確保が急務となっている。また、原子力発電施設の強非線形領域の現実的な挙動の評価が必要となる建物・構築物・機器のフラジリティ評価においても詳細な3次元挙動把握の必要性が指摘されている。こうした背景を踏まえ、原子炉建屋を対象とした地震応答解析に用いられる3次元FEMモデルの作成及び解析にあたって必要となる一般的・基本的な手法や考え方を取りまとめて標準的解析要領を整備した。これにより原子炉建屋の3次元FEMモデルによる地震応答解析手法の信頼性向上につながることが期待される。本標準的解析要領は、本文、解説、及び解析事例で構成されており、原子炉建屋3次元FEMモデルを用いた地震応答解析の実施手順、推奨事項、留意事項、技術的根拠等が含まれている。また、本標準的解析要領は、最新知見を反映し、適宜改訂する。

論文

Numerical analyses on perforation damage using test results of reinforced concrete panel subjected to oblique impact

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、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。これまでに、飛翔体衝突による建屋外壁の影響評価に係る解析手法の整備のため、飛翔体の剛性の違い及び衝突角度等が局部損傷に与える影響を評価することを目的とし、RC板構造の局部損傷に係る衝突試験を実施した。本研究では、RC板構造を飛翔体が貫通する局部損傷である「貫通」に着目し、貫通を再現するために必要となる飛翔体衝突影響評価に係る解析手法の整備を目的とし、試験結果と解析結果の比較によりコンクリートの損傷評価等に係る解析手法の妥当性確認を実施した。本論文では、RC板構造の貫通損傷に関わる解析手法の妥当性確認を通して得られた知見を報告する。

論文

Validation of numerical analyses on scabbing of reinforced concrete panels subjected to projectile impact

奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

原子力施設建屋の外壁は鉄筋コンクリート(RC)板構造で構成されている。原子力施設建屋に飛翔体が衝突すると、RC板構造に貫入、裏面剥離、貫通などの局部損傷が発生する。これらの損傷状況を評価するために、有限要素解析(FEA)を用いた数値シミュレーションが一般的に採用されている。しかし、連続体要素でモデル化されたFEAによる衝撃解析では、数値計算の中断を防ぐために大変形時の要素削除法を用いているため、コンクリート片の飛散などの現象に対応することが困難であった。近年、粒子法の一つであるSPH(Smooth Particles Hydrodynamics)と呼ばれる数値解析手法が不連続現象に対応するために採用されている。本稿では、RC板構造の裏面剥離損傷に着目し、SPH法を用いた数値解析の検証を通じて得られた知見について報告する。

論文

A Study on improvement of three-dimensional seismic analysis method of nuclear building using a large-scale observation system, 1; Analysis of entire response of the reactor building based on seismic observation records

山川 光稀*; 森谷 寛*; 猿田 正明*; 飯場 正紀*; 西田 明美; 川田 学; 飯垣 和彦

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

原子力施設の地震に対する損傷確率(フラジリティ)評価手法の精度向上に資するため、三次元耐震解析手法の高精度化を目的とし、研究開発を進めている。2019年からは、原子力規制庁と原子力機構との共同研究の一環として、原子力機構の施設である高温工学試験研究炉(HTTR)を対象とし、地盤や建屋の床だけでなく壁にも加速度計を多数設置するとともに、自然地震と人工波に対する多点同時観測が可能な大規模観測システムを構築し、観測データを活用した原子力施設の三次元耐震解析手法の精度向上及び妥当性確認に取り組んでいる。本論文では、大規模観測システムによって得られた地震観測記録の概要を示すとともに、地震観測記録を用いて建屋の卓越振動数及び変形モード等を求め、建屋の全体応答に関する振動特性を分析して得られた知見を示す。これまでに、約2年間で震度1以上の地震を約60回観測するとともに、東西方向と南北方向の外壁及び内壁の振動特性を分析し、それぞれ異なる卓越振動数を有することや、建屋中央部のオペフロ上の空間を囲む壁及びオペフロ屋根の振動が建屋全体の振動に大きく影響していることなどの三次元耐震解析手法の高度化に資する知見が得られている。

論文

A Study on improvement of three-dimensional seismic analysis method of nuclear building using a large-scale observation system, 2; Analysis of local response of the reactor building based on artificial waves

西田 明美; 川田 学; 崔 炳賢; 国友 孝洋; 塩見 忠彦; 飯垣 和彦; 山川 光稀*

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

原子力施設の地震に対する損傷確率(フラジリティ)評価手法の精度向上に資するため、三次元耐震解析手法の高精度化を目的とし、研究開発を進めている。2019年からは、原子力規制庁と原子力機構との共同研究の一環として、原子力機構の施設である高温工学試験研究炉(HTTR)を対象とし、地盤や建屋の床だけでなく壁にも加速度計を多数設置するとともに、自然地震と人工波に対する多点同時観測が可能な大規模観測システムを構築し、観測データを活用した原子力施設の三次元耐震解析手法の精度向上及び妥当性確認に取り組んでいる。本論文では、大規模観測システムよって得られた観測記録の概要を示すとともに、観測記録を用いて建屋の局所的な床や壁の応答に対する卓越振動数及び変形モード等を求め、建屋の局所応答に関する振動特性を分析して得られた知見を示す。これまでの約2年間に、21日間で36回の観測を実施し人工波観測記録を取得している。また、2階屋上の局所の床やオペフロ屋根の観測データに関する分析の結果より、建屋局所の卓越振動数や対応する変形モード等、三次元耐震解析手法の高度化に資する知見が得られている。

論文

A Study on improvement of three-dimensional seismic analysis method of nuclear building using a large-scale observation system, 3; Improvement and validation of three-dimensional seismic analysis method

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; 飯垣 和彦; 山川 光稀*

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03

原子力施設の地震に対する損傷確率(フラジリティ)評価手法の精度向上に資するため、3次元耐震解析手法の高精度化を目的とし、研究開発を進めている。2019年からは、原子力規制庁と原子力機構との共同研究の一環として、原子力機構の施設である高温工学試験研究炉(HTTR)を対象とし、地盤や建屋の床だけでなく壁にも加速度計を多数設置するとともに、自然地震と人工波に対する多点同時観測が可能な大規模観測システムを構築し、観測データを活用した原子力施設の3次元耐震解析手法の精度向上及び妥当性確認に取り組んでいる。本論文では、本研究で整備した建屋3次元詳細解析モデルを対象に、(その1)及び(その2)で得られた建屋の振動特性を反映してモデルを改良し、建屋応答の再現性向上を確認した結果について報告する。これまでに、建屋の振動特性に係るモデル化手法の重要因子及び設定方法について検討するとともに、観測記録との比較を踏まえて、建屋の床モデルの詳細化や大型設備の追加等により3次元詳細解析モデルを改良し、地震観測記録の再現性向上を図った。

論文

Nonlinear dynamic analysis by three-dimensional finite elements model considering uplift of foundation

伊藤 晶*; 太田 成*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本報では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、2つの解析コード(E-FrontISTR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認し、得られた検討結果について報告する。

論文

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections for seismic safety assessment of plant structures, 3; System analysis

松川 圭輔*; 里田 啓*; 西田 明美; Guo, Z. H.*

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造物の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に鉄骨造配管支持構造物(以下、パイプラックと称す)の部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。前報のその1及びその2では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、プラント鉄骨構造物の接合部を対象として、弾性及び弾塑性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、接合部の簡易モデルを提案し、得られた結果について報告した。本論文では、前報までの接合部に着目したモデルではなく、パイプラック全体をモデル化し、パイプラックシステムとしての地震時挙動を把握することを目的に、地震応答解析による現実的応答解析・評価を実施する。3次元詳細解析による解析結果と、従来設計で用いられる梁要素によるパイプラックシステムの立体骨組構造の接合部に前報で提案した接合部の簡易モデルを適用した解析を実施し、双方の解析結果を比較し、得られた知見を整理する。これにより、梁要素を用いた実用レベルでの地震応答解析手法の高精度化を図ることが可能と考えられる。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造物のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

論文

Study on response correlation during earthquakes using a three-dimensional detailed model and a Sway-Rocking model for nuclear building

崔 炳賢; 西田 明美; 滝藤 聖崇; 堤 英明*; 高田 毅士

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

東京電力福島第一原子力発電所事故以降、原子力施設の確率論的地震リスク評価(地震PRA)の重要性が注目されている。地震力は多数機器に同時に作用するため、強地震動下のシナリオの詳細分析には、応答や耐力の相関性を考慮した多数機器の同時損傷確率の評価が重要となる。しかしながら、従来の簡易な建屋質点系モデルでは、建屋の局部応答・局部損傷を含めた3次元的な詳細な地震時応答を十分に再現できないことから、損傷事象間の相関性の影響を完全相関(一つ損傷すればすべて損傷と仮定)のように単純化せざるを得なかった。そのため、局部応答・局部損傷を表現できる建屋3次元詳細解析モデルを用いた地震応答解析手法を活用し、機器損傷に関わる建屋の床応答を精緻に求めることで、機器損傷の相関性のより現実的な評価が期待されている。本論文では、原子力施設の機器損傷に関わる建屋の床応答に着目し、従来の建屋質点系モデルと建屋3次元詳細解析モデルによる機器設置位置の床応答間の最大加速度の相関係数等を比較して両モデルによる影響の違いを確認するとともに、機器応答の相関の違いによる地震PRA評価結果への影響について検討し、得られた知見について報告する。

論文

Recent improvement of system reliability analysis code SECOM2-DQFM for seismic probabilistic risk assessment

村松 健; 久保 光太郎; 崔 炳賢; 西田 明美; 高田 毅士

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

東京電力福島第一原子力発電所事故以降、原子力施設の確率論的地震リスク評価(地震PRA)や「リスク情報を活用した意思決定」(RIDM)の重要性が注目されている。本論文では、旧日本原子力研究所が最初に開発し、現在は日本原子力研究開発機構が開発を継続している地震PRAのための信頼性解析コードSECOM2(Seismic Core Melt Frequency Evaluation Code, Version 2)-DQFM(Direct Quantification of Fault Tree Using the Monte Carlo Simulation)のRIDMにおける活用を見据えた近年の改良状況について報告する。具体的には、当該コード内に実装されているモンテカルロ法に基づくフォールトツリー定量化手法に係るアルゴリズムの改良、定量化結果の確認機能の追加、機器の損傷相関の取り扱いに関する高度化、モンテカルロ法に基づく計算の効率化のための並列化処理について、代表的な沸騰水型原子炉の地震時PRAへの適用例を用いて報告する。これらの改良によって、SECOM2-DQFMのユーザビリティが向上し、当該コードのRIDMにおける活用が期待される。

論文

Investigation on damage evaluation index with ductility factor based on simulation analysis for loading test of piping support structure

奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美; Li, Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 12 Pages, 2024/00

地震に対する確率論的リスク評価(PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした配管系のフラジリティ評価に資する現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。特に、配管系はプラント固有の複雑なルート形状を有していることから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きいことが知られている。弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析手法の整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。

論文

Analytical study for low ground contact ratio of buildings due to the basemat uplift using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.; 太田 成*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 宇賀田 健*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00026_1 - 23-00026_11, 2023/08

原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要な問題である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、3つの解析コード(E-FrontISTR, FINAS/STAR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認した。本論文では、これらの検討を通して得られた知見について述べる。

論文

Development of seismic response analysis method of piping system; Proposal of the nonlinear spring model for piping support structures

滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.

Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/07

地震に対する確率論的リスク評価(地震PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした配管系のフラジリティ評価のための現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。配管系はプラント固有の複雑な三次元形状を有することから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きく、配管支持構造物を含めた配管系の地震応答解析手法の開発が必要である。そこで筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性挙動を考慮できる地震応答解析手法の確立のため、配管支持構造物の弾塑性履歴特性をモデル化するための手法の検討を開始した。本研究では、配管支持構造物の弾塑性履歴特性を表現できる非線形ばねモデルを定式化し、このモデルを用いて配管支持構造物の載荷試験を対象とした再現解析を行った。解析結果と試験結果はよく一致したことから、定式化の有効性を確認した。本論文では、弾塑性履歴ばねの定式化、載荷試験の再現解析及び解析結果と試験結果の比較等の主な実施内容及び得られた成果について報告する。

論文

Experimental study on scabbing limit of local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectile with semispherical nose

奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(3), p.22-00370_1 - 22-00370_12, 2023/06

飛翔体の衝突に伴う原子炉建屋外壁等の鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、その破損様式に応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、これらの評価式は衝突によって変形しない剛飛翔体を対象とする垂直衝突の試験から導かれた実験式がほとんどである。本研究では、現実的な飛翔体衝突で考慮すべき飛翔体の柔性及び斜め衝突を考慮した局部損傷評価手法を整備することを目的とする。具体的には、RC板構造の局部損傷のうち裏面剥離に着目し、斜め衝突条件において衝突速度を変化させて裏面剥離限界を明らかにするための衝突試験を実施し、飛翔体の柔性及び斜め衝突の影響因子が局部損傷へ与える影響を検討した。本論文では、飛翔体の柔性及び斜め衝突を受けるRC板構造の衝突試験結果、並びに、得られた試験結果より裏面剥離限界に係る影響を検討した結果について報告する。

論文

Investigation on damage evaluation index with ductility factor based on simulation analysis for loading test of piping support structure

奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美; Li, Y.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

地震に対する確率論的リスク評価(PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした配管系のフラジリティ評価に資する現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。特に、配管系はプラント固有の複雑なルート形状を有していることから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きいことが知られている。一方、従来の耐震設計では弾性応答を仮定した評価手法が採用されていることから、弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析手法の整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。

論文

Investigation on local damage of reinforced concrete panel impacted by hemispherical soft projectile

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、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、飛翔体の衝突角度を変化させた試験条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、RC板構造の局部損傷挙動を確認するとともに、試験結果の分析や解析条件に関する検討等を通じて解析手法を整備し、試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、RC板構造の局部損傷モードの1つである裏面剥離に着目する。先端形状が半球である柔飛翔体を用いた斜め衝突の試験結果に基づき、コンクリートの破壊解析の閾値と裏面剥離の関係について検討した結果を中心に報告する。

論文

Comparative study on equipment damage correlation during earthquakes using a three-dimensional detailed and a sway-rocking analysis models for nuclear reactor building

崔 炳賢; 西田 明美; 滝藤 聖崇; 堤 英明*; 高田 毅士

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

福島第一原子力発電所事故以降、原子力施設の確率論的地震リスク評価(地震PRA)の重要性が注目されている。地震力は多数機器に同時に作用するため、厳しい地震動下のシナリオの詳細分析には、応答や耐力の相関性を考慮した多数機器の同時損傷確率の評価が重要となる。しかしながら、従来の簡易な建屋質点系モデルでは、建屋の局部応答・局部損傷を含めた3次元的な詳細な地震時応答を十分に再現できないことから、損傷事象間の相関性の影響を完全相関(一つ損傷すればすべて損傷と仮定)のように単純化せざるを得なかった。そのため、局部応答・局部損傷を表現できる建屋3次元詳細解析モデルを用いた地震応答解析手法を活用し、機器損傷に関わる建屋の床応答を精緻に求めることで、機器損傷の相関性のより現実的な評価が期待されている。本論文では、原子力施設の機器損傷に関わる建屋の床応答に着目し、従来の建屋質点系モデルと建屋3次元詳細解析モデルによる機器設置位置の床応答の最大加速度の相関係数を比較して両モデルの違いを確認するとともに、機器損傷に関する詳細を分析した結果を示す。

論文

Experimental study on local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles

奥田 幸彦; 西田 明美; Kang, Z.; 坪田 張二; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021801_1 - 021801_12, 2023/04

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、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、現実的な衝突条件(柔飛翔体,斜め衝突)を含む飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、柔飛翔体及び剛飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷試験について、試験条件,試験装置,試験結果及び得られた知見を示す。

論文

Construction of large-scale observation system for improvement of three-dimensional seismic analysis method for nuclear buildings

西田 明美; 川田 学; 崔 炳賢; 飯垣 和彦; 塩見 忠彦; Li, Y.

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/04

地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)に資するため、原子力規制庁との共同研究の一環として、観測データを活用した原子力建屋の三次元耐震解析手法の精度向上を目的とする研究開発に取り組んでいる。本研究では、自然地震と人工波による多地点同時観測が可能な大規模観測システムを構築した。観測システムの加速度計は、原子力建屋の地盤や建屋の床及び壁に設置されている。本論文では、大規模観測システムの概要及び本システムにより観測されたデータの分析から得られた知見について報告する。

論文

Uncertainty quantification of seismic response of nuclear reactor building using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士

Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12

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、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、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、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.2$$sim$$0.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。

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