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 the 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。

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 the 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。

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 the 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。

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。

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

https://doi.org/10.1002/eer2.35

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0.20.35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。

Identification of the reactor building damage mode for seismic fragility assessment using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)手法の高度化を図るために、耐震安全上重要な建屋や機器等を対象に、現実的応答、現実的耐力及びフラジリティ評価等に関する手法整備に取り組んでいる。本研究では、入力地震動レベルに対する建屋の損傷状態の推移を把握するため、3次元詳細解析モデルを用いた複数コードによる建屋の荷重漸増解析を実施し、フラジリティ評価に資する局所損傷モードの同定に必要なデータを取得した。本論文では、荷重漸増解析を通して得られた建屋の詳細な損傷状態及び建屋終局耐力の検討結果について地震応答解析結果と比較して報告する。

Applicability of equivalent linear three-dimensional FEM analysis of reactor buildings to the seismic response of a soil-structure interaction system

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 鍋島 国彦*; 崔 炳賢; 西田 明美

Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

本報の目的は、振動数に依存しない複素減衰を用いた計算負荷の小さい鉄筋コンクリートを対象とした等価線形解析手法の原子力発電所の原子炉建屋の耐震設計への適用性を検討することである。これを実現するため、柏崎刈羽原子力発電所7号機原子炉建屋を対象としたある理想的な地盤条件下での非線形及び等価線形地震時挙動に着目した地盤-建物連成系の三次元有限要素法解析を実施した。その結果、等価線形解析手法は、非線形解析手法に対し全体的に概ね良好な対応関係が得られ、その手法の有効性を確認した。

原子炉建屋の3次元有限要素モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領(受託研究)

崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.

JAEA-Research 2021-017, 174 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-017.pdf:9.33MB

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解析)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し、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、原子炉建屋の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。

Assessment of seismic fragility using a three-dimensional structural model of a reactor building

西田 明美; 崔 炳賢; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08

https://doi.org/10.1115/ICONE28-64300

新規制基準では地震等の外部事象評価の厳格化が求められるとともに、安全性向上評価に関する運用ガイドでは評価方法として確率論的リスク評価が挙げられている。地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)においては、建屋や配管等の応答や損傷確率(フラジリティ)のより現実的な評価が重要な課題となっている。以上の背景から、われわれは、耐震安全上重要な建屋や配管等を対象に、現実的応答解析手法やフラジリティ評価手法等の整備に取り組んでいる。本研究では、設計を超える地震動を入力として、建屋3次元詳細モデルを用いた地震応答解析を実施し、建屋の3次元挙動を考慮することで耐震安全上重要な配管等の設備にかかわる注目部位のフラジリティを評価した。本論文では、地震応答解析を通して得られた建屋の局部応答や詳細な損傷過程及びフラジリティの検討結果について報告する。

3D FEM soil-structure interaction analysis for Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Plant considering soil separation and sliding

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 崔 炳賢; 西田 明美

Frontiers in Built Environment (Internet), 7, p.676408_1 - 676408_14, 2021/06

https://doi.org/10.3389/fbuil.2021.676408

本論文は、原子炉建屋/機器・設備の現実的応答評価の精度向上を目的に、建屋-地盤境界部の剥離・滑りを考慮した3次元FEMモデルにより2007年新潟県中越沖地震時の柏崎刈羽原子力発電所7号機原子炉建屋のシミュレーション解析を実施し、得られた知見をまとめたものである。3次元FEMモデルによる建屋-地盤連成系のシミュレーション解析から、基礎版端部で基礎浮き上がりが生じ、その影響が建屋側面及び底面の土圧性状、埋め込み部表層の最大応答加速度に局部的な応答の差異となって現れることを明らかにした。今回の検討においては、基礎浮き上がりと剥離・滑りが埋め込み部表層の最大応答加速度、建屋側面及び底面の土圧性状に与える影響は比較的小さかったものの、今後、さらに大きな地震動を想定する場合には、これらの影響が増大する可能性が考えられるため、地震応答解析においてはこれら影響の適切な評価が必要になると考えられる。