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中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10
原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。
浜本 貴史*; 松原 竜太*; 澁谷 早苗*; 陶山 忠宏*; 舘 幸男
JAEA-Data/Code 2017-014, 31 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2017-014.pdf:2.1MB
JAEA-Data-Code-2017-014-appendix(CD-ROM).zip:0.61MB
現在、原子力発電環境整備機構(NUMO)と原子力機構(JAEA)の双方で、地層処分の安全評価手法の開発を進めている。これら安全評価に資するため、国内外の最新の知見を踏まえたパラメータ設定手法の構築を、NUMOとJAEAで共同研究として実施している。本報では、この共同研究の一環として実施した、収着・拡散データベースの拡充のための国内外の最新の収着・拡散データの調査と信頼度評価の結果を報告する。今回の調査では、堆積岩とセメント系材料を中心に調査と信頼度評価を行い、収着データとしては、文献数19件、データ数1、746件、拡散データとしては、文献数25件、データ数593件分について、収着・拡散データベースの中で利用可能な形式でデータを整備した。
舘 幸男; 陶山 忠宏*; 澁谷 早苗*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(2), p.109 - 133, 2017/12
性能評価解析において、収着分配係数K
は、地球化学条件の変動範囲や不確実性を含む具体的な性能評価条件を考慮して設定する必要がある。性能評価のための岩石へのK設定手法を、(i)収着データベースから抽出されるデータ群の直接的利用、(ii)データ取得条件と性能評価条件の差異を補正する半定量的条件変換手法、(iii)熱力学的収着モデルの3つを組み合わせることにより構築した。この設定手法の適用性を評価するため、これら3つの手法を適用して、花崗岩に対するCs及びAmのK値と不確実性の導出と比較を行った。その結果、データやモデルについて十分な情報が利用可能な場合、異なる手法間で整合的な設定値を導出可能であることを確認した。この手法間の比較を踏まえ、性能評価対象の25元素を対象に、実測データ群に基づく分配係数と不確実性の設定を試み、最近の海外の性能評価プロジェクトにおけるKデータセットと比較した。本手法によって、実際のサイト条件への適用を含む段階に応じた分配係数及び不確実性を設定することが可能となる。
柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 北村 暁; 吉川 英樹; 小田 治恵; 石寺 孝充; et al.
JAEA-Research 2014-030, 457 Pages, 2015/03
JAEA-Research-2014-030.pdf:199.23MB
原子力機構(JAEA)がこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、原子力発電環境整備機構(NUMO)が今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定すること等を目的として、2011年度よりJAEAとNUMOは以下の3つのテーマについて共同研究を進めている。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討: 水理地質構造モデル構築手法の事例調査に基づいて、得られた知見を評価ツリーとして整理し、モデルの不確実性やそれらの評価項目への影響等についての検討を行った。(2)シナリオの構築方法に関する検討: 状態設定手順を実務的な観点から、さらに見直すとともに、セメント影響とガラス溶解挙動について、知見の体系的な整理と不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定方法に関する検討: 母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。
澁谷 朝紀; 陶山 忠宏*; 柴田 雅博
JNC TN8410 99-051, 260 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性(地層処分研究開発第2次取りまとめ)における安全評価に用いるための放射性核種の岩石に対する分配係数を設定した。対象とした岩石は(1)花崗岩類(結晶質岩(酸性岩)), (2)玄武岩類(結晶質岩(中性
塩基性岩)), (3)砂岩類(古期・新規堆積岩), (4)凝灰岩/泥岩類(古期・新期堆積岩)の4種類であり, 対象とした地下水は降水系高pH型地下水(FRHP), 海水系高pH型地下水(SRHP), 降水系低pH型地下水(FRLP), 海水系低pH型地下水(SRLP), 混合系中性pH型地下水(MRNP), 酸化性地下水(降水系高pH地下水; FOHP)の6種類とした。また、対象とした元素はNi, Se, Zr, Nb, Tc, Pd, Sn, Cs, Sm, Pb, Ra, Ac, Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm の19元素とした。設定の根拠となるデータは、バッチ法によって得られた値から選定し、設定に当たってはその保守比を考慮した。
舘 幸男; 陶山 忠宏; 北村 暁; 柴田 雅博; 澁谷 早苗*; 後藤 考裕*; 稲垣 学*
no journal, ,
NUMO-JAEA共同研究の一環として、概要調査段階における核種移行パラメータ設定手法を構築するとともに、主要核種の岩石に対する収着分配係数の設定の試行を通じて、その妥当性を確認した。
中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 森下 正樹; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 渋谷 忠弘*; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 白鳥 正樹*
no journal, ,
ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section IIIやJEAC4601 (Japan Electric Association Code)などの学協会規格における現行の配管系の耐震設計手法は弾性解析に基づいており、大きな裕度が含まれていることが知られている。そこで、日本機械学会(JSME)発電用設備規格原子力専門委員会耐震許容応力検討タスクでは配管系の弾塑性挙動を考慮したより合理的な耐震設計手法を確立するため、2014年から活動に着手し、2019年に配管本体の疲労評価に関する規定とFEMによる詳細弾塑性解析手法を発電用原子力設備規格 設計・建設規格の事例規格NC-CC-008として発行した。本報告では、事例規格の構成及び耐震設計手法の全体フローと事例規格の関係を説明するとともに、耐震許容応力検討タスクが事例規格の高度化のために取り組んでいる配管サポートの弾塑性挙動を考慮した耐震評価手法、配管本体の簡易的な応答スペクトル解析手法及び配管溶接部の疲労損傷評価法等の中長期的な技術項目をそれぞれ紹介する。
滝藤 聖崇; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 嶋津 龍弥*; 大谷 章仁*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
no journal, ,
原子力施設の配管系は、破損に至るまでに大きな弾塑性挙動を示すことが知られている。配管本体の弾塑性挙動を考慮した現行の事例規格では、配管支持構造物は弾性挙動を仮定しており、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性挙動を考慮した評価法が望まれている。著者らは、支持構造物の評価手法を構築するために、配管支持構造物の弾塑性解析における解析パラメータの影響評価及び解析結果のばらつきに関する知見を得るために、配管支持構造物のベンチマーク解析を実施した。本稿では実施したベンチマーク解析の進捗状況を報告する。
