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論文

A Systematic approach for the adequacy analysis of a set of experimental databases: Application in the framework of the ATRIUM activity

Baccou, J.*; Glantz, T.*; Ghione, A.*; Sargentini, L.*; Fillion, P.*; Damblin, G.*; Sueur, R.*; Iooss, B.*; Fang, J.*; Liu, J.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 421, p.113035_1 - 113035_16, 2024/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.05

In the Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) framework, the use of best-estimate code requires to go through a Verification, Validation and Uncertainty Quantification process (VVUQ). The relevance of the experimental data in relation to the physical phenomena of interest in the VVUQ process is crucial. Adequacy analysis of selected experimental databases addresses this problem. The outcomes of the analysis can be used to select a subset of relevant experimental data, to encourage designing new experiments or to drop some experiments from a database because of their substantial lack of adequacy. The development of a specific transparent and reproducible approach to analyze the relevance of experimental data for VVUQ still remains open and is the topic of this contribution. In this paper, the concept of adequacy initially introduced in the OECD/NEA SAPIUM (Systematic APproach for model Input Uncertainty quantification Methodology) activity is formalized. It is defined through two key properties, called representativeness and completeness, that allows considering the multifactorial dimension of the adequacy problem. A new systematic approach is then proposed to analyze the adequacy of a set of experimental databases. It relies on the introduction of two sets of criteria to characterize representativeness and completeness and on the use of multi-criteria decision analysis method to perform the analysis. Finally, the approach is applied in the framework of the new OECD/NEA ATRIUM activity which includes a set of practical IUQ exercises in thermal-hydraulics to test the SAPIUM guideline in determining input uncertainties and forward propagating them on an application case. It allows evaluating the adequacy of eight experimental databases coming from the Super Moby-dick, Sozzi-Sutherland and Marviken experiments and identifying the most adequate ones.

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

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。

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 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。

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 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)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

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。

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 the 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

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

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

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。

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.

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08

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

A Study on the improvement of accuracy of three-dimensional seismic evaluation analysis method for nuclear buildings using a large-scale observation system

西田 明美; 川田 学; 崔 炳賢; 飯垣 和彦; Li, Y.

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

著者らは、地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)に資する3次元耐震評価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設置し、自然地震と人工波によ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次元耐震評価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の概要及び本システムにより観測されたデータの分析結果から得られた知見について報告する。

論文

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。

論文

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。

論文

原子炉建屋の等価線形三次元FEM解析による地盤-建物連成系地震応答に関する基礎的検討

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 飯島 国彦*; 崔 炳賢; 西田 明美

構造工学論文集,B, 68B, p.271 - 283, 2022/04

本論文は、振動数に依存しない複素減衰を用いた鉄筋コンクリートの等価線形解析法の原子炉建屋の耐震設計への適用性を評価することを目的とする。そのため、理想的な地盤条件での原子炉建屋の非線形及び等価線形地震応答に着目して、地盤-建屋連成系の三次元FEM解析を実施した。その結果、等価線形解析結果は非線形解析結果と概ねよく整合し、その有効性を明らかにした。さらに、今回の等価線形解析法は、非線形解析モデルと比較して、構造の剛性を低めに評価する傾向があった。このため、最大せん断ひずみの評価では、非線形解析の結果よりもひずみの値が大きくなる可能性が高いことに留意する必要がある。

報告書

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。

論文

鉄筋コンクリート耐震壁に対する等価線形解析の適用性検討; 原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法シミュレーション解析

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢

日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03

本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ$$gamma$$=2.0$$times$$10$$^{-3}$$程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、$$gamma$$=4.0$$times$$10$$^{-3}$$程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。

論文

Outline of guideline for seismic response analysis method using 3D finite element model of reactor building

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08

原子力施設における建物・構築物の耐震安全評価においては、従来より質点系モデルが用いられてきた。しかしながら、従来法では原子力施設内の設備の設置位置における局所的な応答等の精緻な評価を行うことは困難である。この観点から、原子力施設の耐震安全評価における3次元詳細モデルの活用が期待されている。しかしながら、3次元詳細モデルを用いて得られる解析結果は、解析者によりばらつきが大きいことが報告されており、解析手法の標準化による解析結果の品質の確保が急務となっている。そこで、原子力機構では、原子炉建屋の3次元詳細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案(標準案)の作成に取り組んでいる。標準案は、本文,解説、およびいくつかの附属書で構成されており、建屋3次元詳細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。本稿では、標準案の概要と、標準案に基づく適用事例を紹介する。

論文

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

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。

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