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論文

Uncertainty of different modeling methods of NPP building subject to seismic ground motions

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2019/08

確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、自然現象そのものに由来する偶然的不確実さと知識不足に由来する認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼性向上のためには、不確実さをなるべく低減させることが望ましい。偶然的不確実さの低減は困難であるが、認識論的不確実さは知識不足を補うことで低減されることが期待される。本研究では、認識論的不確実さの低減を最終目的とし、まずは認識論的不確実さの定量化を目的とする。入力としてハザード適合地震波を用い、従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルによる耐震壁の最大加速度応答の違いに着目する。特に、各入力波の特性と両モデルの応答差との関係を調査し、得られた知見を報告する。

論文

Development of seismic counter measures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 10; Avoidance of cliff edge for reactor vessel

山野 秀将; 西田 明美; 崔 炳賢; 高田 毅士*

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08

本研究の目的は、原子力発電所に非常に重要なクリフエッジ効果の評価である。本研究では、地震応答解析で得た免振装置有/無の原子炉建屋の応答波形を用い、失敗確率(脆弱性)評価を通して2種類の原子炉容器壁(薄肉及び厚肉)の地震安全余裕を評価した。免震技術が施された建屋の地震応答は、非免震建屋に比べると、大幅に減少(約2倍)されることがフラジリティ解析により示された。機器の応答係数の不確かさに焦点を当てると、応答係数0.5$$sim$$2.0を考慮しても、免震プラントは非免震プラントよりも非常に大きな地震余裕がある。本研究では、クリフエッジを回避するには免震技術が効果的であると結論付けた。

論文

Development of seismic counter measures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 8; Identification and assessment of cliff edges of NPP structural system

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2019/08

本研究では、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて、様々なクリフエッジ状態を特定・定量化するトータルシステムにより原子力プラントの耐震安全性を評価し、クリフエッジ状態を回避する手法を開発することを目的としている。本論文では、原子力プラント構造システムに関して、免震導入による物理的クリフエッジの回避とともに、モデル化の違いに基づく知識起因クリフエッジの回避について検討し、得られた知見について述べる。応答解析は設計に用いられるスウェイ・ロッキング(SR)モデルと3次元詳細モデルを用いて実施し、耐震建屋の応答結果と比較することで免震導入建屋の免震効果を確認した。また、入力が過大となり免震導入建屋が擁壁と衝突する場合を想定して感度解析を実施し、衝突箇所のモデル化により建屋への影響が異なることを確認した。一方、SRモデルと3次元詳細モデルのモデル化手法の違いによる応答結果への影響を定量的に確認した。特に、3次元詳細モデルを用いて同一フロアの床応答のばらつきを定量的に評価し、建屋構造のフラジリティ評価への反映を検討した。本論文では、これらの解析や検討により得られた知見を述べる。

論文

Development of seismic countermeasures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants; Cliff edges relevant to NPP building system

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 11 Pages, 2018/07

本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本研究では、物理的なクリフエッジと知識起因のクリフエッジの2つのクリフエッジを扱う。物理的クリフエッジに対しては免震効果他を、知識起因のクリフエッジについては建物のモデル化手法や境界条件の違いなどについて検討を行った。応答解析は、原子力施設のモデルプラント建屋のスウェイロッキング(SR)モデルと3次元モデルを用いて行われた。耐震建屋の解析結果と比較し、免震導入建屋の大幅な応答低減効果(免震効果)が確認された。免震導入建屋の擁壁との衝突の場合、建屋の損傷は想定される衝突条件のモデル化によって異なることがわかった。一方、SRモデルと3次元モデルの結果の比較により、入力レベルが大きくなるにつれ両者の違いが大きくなることを確認した。

論文

Epistemic Uncertainty Quantification of Floor Responses for a Nuclear Reactor Building

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

2011年福島原子力発電所事故の後、原子力施設では設計を超える地震動への対策が求められている。確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、低減できない偶然的不確実さと知識や情報収集によって低減可能な認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼度向上のために、知識不足による認識論的不確実さを低減することが必要である。本研究では、認識論的不確実さに関連し、モデル化手法による地震応答の違いに着目する。従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルを用いて、偶然的不確実さを考慮した多様な入力地震動を用いた地震応答解析を実施する。各モデルで得られた原子炉建屋の床応答の違いについて定量的評価を行う。最後に、SPRAのフラジリティ評価において不確実さ評価結果をどのように活用するかについて議論する。

論文

Engineering applications using probabilistic aftershock hazard analyses; Aftershock hazard map and load combination of aftershocks and tsunamis

崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

Geosciences (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_22, 2018/01

東北地方太平洋沖地震の後、非常に広い領域において余震が多発した。ことのよう余震により二次災害や救助活動・復旧作業の遅れが発生した。しかし、本震が発生する前に余震ハザードを評価することは不確実さが大きいため容易ではない。一方、巨大地震が発生すると、大きな不確実さのもとで意思決定をしないといけないので、その不確実さを定量化することは重要である。われわれは将来の巨大地震に対する復旧活動計画のための確率論的余震ハザード解析法について発表した。本稿では、提案された確率論的余震ハザード解析の活用法について検討し、工学的応用例を示す。まず、復旧活動計画に活用するための余震ハザードマップを提案する。続いて、避難ビルや原子力施設等の耐津波設計における余震と津波の同時考慮のための荷重耐力係数を導出する手法について提案する。

論文

Uncertainty evaluation of seismic response of a nuclear facility using simulated input ground motions

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 12th International Conference on Structural Safety & Reliability (ICOSSAR 2017) (USB Flash Drive), p.2206 - 2213, 2017/08

本稿では、モデル化手法の違いが原子力施設の地震応答解析結果のばらつきに与える影響を明らかにするため、多様な模擬入力地震動を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、建屋せん断壁の最大加速度応答に着目し、モデル化手法による応答結果への影響、応答のばらつき要因について分析を行い、得られた知見について報告する。

論文

Development of seismic countermeasures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 2; Cliff edges relevant to NPP structure modeling

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/08

本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本稿では、まず建屋システムのモデルデータの整備と予備的弾塑性解析を行った結果、解析で特定されるクリフエッジ状態のモデル化因子依存性について得られた知見を述べる。また、原子炉容器・配管の予備的なフラジリティ評価を行い、水平免震のクリフエッジ回避対策としての有効性について検討した結果について述べる。

論文

Uncertainty assessment of structural modeling in the seismic response analysis of nuclear facilities

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08

本稿では、原子力施設のモデル化手法が地震応答解析結果に与える影響を明らかにするため、多様な入力地震波を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、従来のSRモデルと3次元有限要素モデルにおける建屋の最大加速度応答の違いに着目し、入力地震動強さと建屋床高さと応答結果の関係について得られた知見について報告する。

論文

3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震応答解析モデルの構築のための感度解析

崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

構造工学論文集,B, 63B, p.325 - 333, 2017/03

日本原子力研究開発機構では、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。本研究では、HTTR建屋の3次元有限要素モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震応答解析を実施し、不確定性を持つ入力パラメータに対して感度解析を行った。また、3次元有限要素モデルにおける不確定性を持つ入力パラメータ設定に関して、建屋応答解析結果のばらつき評価を実施した。

論文

Reliability enhancement of seismic risk assessment of NPP as risk management fundamentals; Quantifying epistemic uncertainty in fragility assessment using expert opinions and sensitivity analysis

崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健

Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10

本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。

論文

A Parametric study for the seismic response analysis of a nuclear reactor building by using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を進めてきた。2011年東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区の高温工学試験研究炉(HTTR)では、震度5強を観測した。本研究では、様々な不確定性を有するパラメータ(地盤・建屋相互作用、地盤物性)を用いたHTTRの3次元有限要素モデルによって実施した東北地方太平洋沖地震の地震応答解析のパラメータスキャン結果を報告する。上記の不確定性を有するパラメータに対する応答結果のばらつきを評価することにより、妥当性の高い3次元有限要素モデルの構築に必要な知見が得られた。

論文

Reliability enhancement of seismic risk assessment of NPP as risk management fundamentals, 3; Sensitivity analysis for the quantification of epistemic uncertainty on fragility assessment

西田 明美; 崔 炳賢; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 村松 健*

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

本研究では、原子力施設の地震リスク評価手法の信頼性向上を目的とし、これまでに開発してきた3次元仮想振動台技術を用いたフラジリティ評価における認識論的不確実さの評価に関する検討を実施している。具体的には、対象とする原子力施設建屋の3次元詳細モデルおよび従来モデルを作成し、モデル化のための感度解析として地震応答解析を実施した。本論文では、得られた3次元詳細モデルの結果を従来モデルの結果に対するばらつきとして評価し、認識論的パラメータごとに不確実さ評価を試みた結果について報告する。

論文

Load combination of aftershocks and tsunami for tsunami-resistant design

崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

Proceedings of 12th International Conference on Applications of Statistics and Probability in Civil Engineering (ICASP-12) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2015/07

東北地方太平洋沖地震のような海溝型巨大地震の発生後には、数多い余震と津波発生が予想される。そのため、海岸沿いに位置する原子力施設等の重要構造物の設計には本震の地震動のみならず、余震や津波も考慮する必要がある。このとき、津波が構造物に到達する時には、余震荷重と津波荷重が同時に作用することを考慮した方が望ましいが、余震と津波の合理的な荷重組み合わせ評価手法はまだ確立されているとは言い難い。そこで、まず余震と津波の荷重効果について統計的な手法を用いてモデル化を行った。次に構造物の限界状態(=耐力)を表す関数を用いて信頼性解析(破壊確率を求める解析)を行うことで荷重・耐力係数を求めた。さらに、日本の数か所の評価サイトにおいて余震と津波の荷重組み合わせ手法を適用し、その結果をまとめて、重要構造物の耐震設計のための余震と津波の荷重組み合わせ係数を提案した。本研究成果は中期計画で実施する原子力施設のモデリング技術高度化のための入力地震動作成の際に用いられる。

口頭

南海トラフ地震を対象とした余震と津波の荷重組み合わせ係数の提案

崔 炳賢; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

no journal, , 

海溝型巨大地震が発生後には、数多い余震と巨大な津波の発生が予測される。東北地方太平洋沖地震の経験から、巨大地震直後数分から数時間の短時間においては、余震と津波荷重が同時に作用することを考慮した方が望ましいことが分かった。しかし現状の設計基準においては、余震荷重が適切に考慮されず、また余震と津波の同時発生も想定されていないのが現状である。本研究では、巨大地震後の余震と津波荷重を確率論的にモデル化し、信頼性解析によって荷重組み合わせ係数を求める手法を提案し、適用事例として今後巨大地震発生が予測される南海トラフ地震とし、余震と津波荷重を同時に考慮した時の荷重組み合わせ係数を定量的に評価した。

口頭

3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションのためのパラメトリックスタディ

崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、近年発達の著しい計算科学技術を活用し、原子力施設全体の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を行っている。2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区において、震度5強を観測した。今般、東北地方太平洋沖地震の本震記録を用いた3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションのパラメトリックスタディを実施する機会を得たため、本稿にて報告する。

口頭

3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションのための感度解析

崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

no journal, , 

本研究では、3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションの入力パラメータが解析結果に与える影響を明らかにするために、原子力施設の応答解析結果の感度解析に取り組み、主要な入力パラメータの設定の違いによる床応答のばらつき評価を実施した。その結果について報告する。

口頭

原子力施設の耐震評価のための組立構造解析結果の大規模分散並列可視化

Guo, Z.; 崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏

no journal, , 

原子力施設の耐震解析においては、最近の高性能並列計算機の開発や計算手法の高度化等により、数値モデルが益々高精度化され、億単位の自由度を有する数値モデルを用いた大規模並列解析が日常的に行われている。また、解析結果は3次元空間に加え、地震動応答に代表されるように時系列にもなっているため、ポスト処理が解析以上に困難となる場合がしばしば起こりうる。原子力施設のような複雑構造物の解析の場合、可視化は結果を「見せる」と共に、場合によっては「新しい事象」の発見につながる、いわゆる「見える」役割も果たすことが期待される。今般、原子力機構が開発にかかわった並列可視化ツールであるAVS/Express_PCEを用いて、1億自由度(2TB)を超える大規模時系列分散データを可視化するための並列処理アプリケーションを開発したので、本発表にて報告する。

口頭

原子力施設の地震観測記録の分析および地震応答解析モデルの妥当性評価

崔 炳賢; 西田 明美

no journal, , 

原子力施設の耐震安全性評価手法の高度化において、構築した解析モデルの実現象の再現性を検証することは非常に重要な課題である。本稿では、まずは実現象を分析するため、対象原子力プラント建屋で得られた実地震観測記録を分析した。さらに、対象プラント建屋の3次元有限要素モデルの妥当性を確認するため、同地震を入力とした地震応答解析を実施し、得られた解析結果と観測記録の建屋各階における応答加速度のフーリエ振幅比の比較を行った。異なる建屋高さで観測した応答加速度の比をとることで、応答加速度の増幅を数値化することが可能となり、解析結果と観測記録のより詳細な比較が可能となる。今回の比較では、解析結果における3-4Hz(1次モード)および8-9Hz(2次モード)近傍の応答加速度の増幅が観測記録と一致することを確認できた。

口頭

原子力プラントの包括的安全性向上のための地震時クリフエッジ回避技術の開発,2; 建屋システムと原子炉容器・配管の検討

崔 炳賢; 西田 明美; Guo, Z.; 山野 秀将; 高田 毅士*

no journal, , 

本研究では、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化するトータルシステムにより原子力プラントの耐震安全性を評価し、クリフエッジ状態を回避する手法を開発することを目的としている。まず、建屋システムの予備的弾塑性解析を行い、クリフエッジ状態のモデル化因子依存性についての知見を得た。この知見に基づき、原子炉容器・配管の予備的なフラジリティ評価を行い、水平免震のクリフエッジ回避対策としての有効性について検討した。

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