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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

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

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

Method for detecting optimal seismic intensity index utilized for ground motion generation in seismic PRA

五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 宇賀田 健*; 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

原子力施設の安全性向上評価の高度化、信頼性向上を目的として、断層モデルに基づく時刻歴地震波群(ハザード適合地震波)を用いて対象敷地の地震ハザードを評価する手法が提案されている。地震波群は、震源特性の不確定性をモンテカルロシミュレーションを用いて多数作成する必要があるため、非常に解析負荷が大きいのが課題のひとつとなっている。本研究では、任意の機器システムを有する構造物の地震リスクを、断層モデル地震波群を用いて効率的に実施するために、機器システムの損傷と相関の良い地震動強さ指標を選定し、最終的な地震リスク評価に寄与する震源を対象に断層モデル地震波群を作成する効率化手法を提案した。本報では、給水システムを一例として、システム内の脆弱部が異なる複数のシステムケースを設定し、提案手法の妥当性を検証した結果を報告する。

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

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews

佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。

論文

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 3; Development plan of seismic fragility analysis method

糸井 達哉*; 西田 明美; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 村松 健*; 佐藤 博之

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

本論文では、地震フラジリティ評価を中心に実用高温ガス炉(HTGR)の地震PRA手法の開発計画の概要を述べる。提案する地震フラジリティ評価は、(1)地震フラジリティ評価における不確実性の適切な扱い、(2)断層破壊過程を考慮した地震動シミュレーションの活用、(3)地震フラジリティ評価のための詳細な有限要素モデルの利用、といった特徴を有する。今回提案する地震フラジリティ評価手法は、軽水炉の同評価手法としても適用可能である。

論文

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 2; Development of accident sequence analysis methodology

松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。

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

Hazard-consistent ground motions generated with a stochastic fault-rupture model

西田 明美; 五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 内山 泰生*; 山本 優*; 村松 健*; 高田 毅士*

Nuclear Engineering and Design, 295, p.875 - 886, 2015/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

確率論的地震リスク評価手法の高度化を目的として、対象サイトの地震ハザードと調和し、震源特性の違いが認識可能な地震動群を生成する手法を提案し、その震源特性の傾向を分析した。原子力施設の地震PRA手法では、地震ハザード評価やフラジリティ評価などを用いた確率論的評価が一般的であり、モンテカルロシミュレーション(MCS)によって多数の地震動を作成して評価する場合にも、一様ハザードスペクトルなどに適合させて生成する場合が多い。しかしながら、このような地震動群には、年間頻度といった対象敷地の危険の程度は考慮されていても震源特性の違いまでは含まれていない。実際には、地震動は様々な震源特性を有しており、これらを考慮した地震動群を用いることによってより精度の高いPRAを行うことができるものと考える。本論文では、地震ハザードと調和し、かつ震源特性の違いを含む地震動群を生成する手法を提案し、その震源特性を分析した結果について述べる。

論文

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

西田 明美; 五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 村松 健; 高田 毅士*

第8回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR 2015)講演論文集(CD-ROM), p.108 - 113, 2015/10

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($$times$$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、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。

論文

ハザード適合地震波による建物の機能損傷の試算

五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 西田 明美; 村松 健; 高田 毅士*

第8回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR 2015)講演論文集(CD-ROM), p.535 - 541, 2015/10

これまでに、次世代に向けた確率論的地震リスク評価(PRA)に資する入力地震波群として、対象敷地の地震ハザードに調和し、震源特性の不確定性を含む多数の時刻歴地震波群(ハザード適合地震波)を作成している。ハザード適合地震波は様々な震源とその特性を考慮して作成されたものであり、応答スペクトルのばらつきや周期間相関にはこれらの影響が含まれている。本報では、これらが最終的なリスク評価結果である建物機能にどのような影響を及ぼすかを検討するため、比較用の地震波群3ケースのスペクトル適合波群を作成し、一般建物の給水設備システムの損傷確率および年損傷頻度を試算した。その結果、応答スペクトルのばらつきが給水設備システムの損傷確率に大きな影響を及ぼすことを確認した。

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

Seismic damage probability by ground motions consistent with seismic hazard

五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 内山 泰生*; 山本 優*; 西田 明美; 村松 健; 高田 毅士*

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

本研究は、原子力施設のリスク評価手法の高度化にかかわる共同研究の一環として実施しているものである。従来の地震波群作成手法では、一様ハザードスペクトルなどに適合するように地震波が作成されることが多いため、スペクトルのばらつきを考慮しない場合もあり、考慮したとしても、その周期間相関は完全相関の仮定の下、地震波群が作成されることが多い。これまでに著者らが提案した地震波群の作成手法による地震波群は、従来の距離減衰式による地震ハザードにも調和し、震源特性の違い(不確定性)を含んだものであることから、継続時間や応答スペクトルの形状などの地震動特性も多様性のあるものとなっている。本論文では、地震波群の応答スペクトルのばらつきの大きさやその周期間相関の違いによって、最終的な建物機能損傷にどの程度の影響があるのかを定量的に評価することを目的として、ばらつきや周期間相関の与え方の異なる複数の地震波群セットを用意し、設備機器システムの損傷確率を比較した結果を示す。

論文

Reliability enhancement of seismic risk assessment of NPP as risk management fundamentals, 1; Uncertainty analysis with the SECOM2 code

牟田 仁*; 村松 健*; 古屋 治*; 内山 智曜*; 西田 明美; 高田 毅士*

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

地震PRAは、基準地震動を超える地震に対するリスクに係る原子力発電所の安全性をさらに確保するための対策と改良を検討するための有効な手段である。しかし、現在までの地震PRAの適用は十分とは言い難い。その理由の一つは、利害関係者の間で意思決定のための評価方法や不確実さ検討に対して十分なコンセンサスが存在しないことにある。本研究では、地震PRAの利用強化と信頼性向上のために、地震による炉心損傷頻度の評価に関連する不確実性を適切に扱うための数学的枠組みや専門的知識を利用したフラジリティ評価方法、認識論的不確実さを扱うための確率モデルを提案する。

論文

Reliability enhancement of seismic risk assessment of NPP as risk management fundamentals, 2; Quantifying epistemic uncertainty in fragility assessment using expert opinions

高田 毅士*; 糸井 達哉*; 西田 明美; 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

原子力施設の耐震安全評価は地震PRAにおける不確実性を識別し定量化することによって行われている。評価プロセスでは、すべての不確実性は、偶然的不確実性と認識論的不確実性のいずれかに分類される。本研究では、建屋や機器のフラジリティに関する認識論的不確実性の系統的な評価が検討され、モデルプラントに対して適用される。本研究では、建物や地盤にかかわる専門家Gと配管や機器の専門家の2つの専門家グループを設置した。関連する十分な感度解析結果をもとに得られた専門家意見は慎重に処理され、いくつかの特定の領域に分類され、そしてそのすべてが将来のフラジリティ評価に利用できるように知識ツリー(KTT)として統合された。

論文

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 幸司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883$$^{circ}$$C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

論文

Structural response by ground motions from sources with stochastic characteristics

五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 西田 明美; 村松 健; 高田 毅士*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

本研究は、原子力施設のリスク評価手法の高度化にかかわる共同研究の一環として実施しているものである。今般、これまでに大洗地区を対象として作成したハザード適合地震波群のうち、南関東の地震のひとつの震源を対象として作成した時刻歴地震波群による一般建物の地震応答解析を行った。この地震波群には、震源特性の微視的・巨視的震源特性の不確定性が考慮されている。応答解析の結果を用いて、震源特性、地震動強さ指標、建物応答の相関を重回帰分析によって明らかにした。この結果、震源特性のうち地震モーメント、平均応力降下量、媒質のQ値係数は、地震動強さ指標や建物応答と明瞭な正の相関が確認された。この相関の傾向については、震源特性による震源のフーリエ加速度スペクトルへの影響から説明できることが分かった。また、アスペリティ位置は、地震動強さ指標と建物応答と負の相関が確認された。この相関の傾向については、対象敷地と震源断層の位置から説明できることが分かった。

論文

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

西田 明美; 村松 健; 高田 毅士*

Proceedings of Joint International Conference on Mathematics and Computation, Supercomputing in Nuclear Applications and the Monte Carlo Method (M&C + SNA + MC 2015) (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04

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。

論文

Study on next generation seismic PRA methodology, 2; Quantifying effects of epistemic uncertainty on fragility assessment

西田 明美; 高田 毅士*; 糸井 達哉*; 古屋 治*; 村松 健*

Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/06

本研究では、地震起因事象に関するリスク評価(地震PRA)の信頼度を向上させ、活用促進に資するため、確率モデル及び認識論的不確実さの取り扱いに関する検討、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、モデルプラントでの試行研究による有用性の実証を実施している。本論文では、2番目のフラジリティ評価における認識論的不確実さの取り扱いに関する検討について述べる。認識論的不確実さについては、ハザード評価においては、既往関連資料の調査に加えて、重大な課題に対して複数の多分野の専門家から組織的に意見抽出・集約をする方法が採用されている。本研究では、建屋地盤関係の専門家と機械系の専門家の2グループを組織し、フラジリティ評価においてはじめて本手法を採用している。

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