Estimation of vibration characteristics of nuclear facilities based on seismic observation records

山川 光稀*; 猿田 正明*; 森谷 寛*; 山崎 宏晃*; 西田 明美; 川田 学; 飯垣 和彦

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08

https://doi.org/10.1115/ICONE28-64337

中越沖地震や東北地方太平洋沖地震等、近年大規模地震が多く発生し、原子力施設の耐震評価は重要課題となっている。原子力施設の耐震評価をより高い精度で行うためには、原子炉建屋の局部応答を考慮して施設内の機器への入力を精緻に評価する必要がある。このため、近年では原子炉建屋の現実的な局部応答を評価可能な、3次元有限要素モデルが耐震評価へ活用されつつある。原子炉建屋の3次元有限要素モデルについては、柏崎刈羽原子力発電所を対象として2007年新潟県中越沖地震の観測記録を用いたベンチマーク解析なども行われている。しかしながら、その結果は解析者によって異なり、3次元モデルを用いた地震応答解析手法はまだ確立されていないのが現状である。原子炉建屋の壁や床の局部応答評価など、3次元有限要素モデルの精度を向上させるためには、地震観測記録を活用したモデルの妥当性確認が重要となる。本研究では、原子炉建屋の固有振動数や固有モードなどの基本的な応答特性を分析するとともに、地震動の強さの違いによる応答特性への影響評価を行い、原子炉建屋の地震時挙動を明らかにする。これらの分析を通して、原子炉建屋の固有振動数と地震動の強さとの関係を定量的に評価する。さらに、原子炉建屋の回転変位と固有モードに対応する建屋変形に起因する変位の比を比較する。

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

3次元実形状モデルを用いた高温工学試験研究炉の原子炉建家と排気筒の衝突解析

小野 正人; 藤原 佑輔; 松本 哲郎*; 飯垣 和彦

日本原子力学会和文論文誌, 19(2), p.110 - 120, 2020/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J19.005

これまでの竜巻起因の飛来物に対する原子炉建家の健全性評価は、単純な形状の飛来物に対する経験式を用いて、飛来物の貫入、裏面剥離、貫通といった局所的な破壊モードを予測している。しかしながら、現実的には原子炉建家の周辺には排気筒等の複雑な形状の建物・構築物があり、それらが原子炉建家に衝突するおそれがあるものの、従来の評価式では複雑な形状の飛来物に対する評価は困難である。そこで本研究では、複雑な形状の飛来物の衝突を想定し、原子炉建家の健全性を評価する手法を検討した。

Error estimation in observed acceleration data toward V&V of a seismic simulation

鈴木 喜雄; 飯垣 和彦

JAEA-Data/Code 2018-009, 41 Pages, 2018/09

JAEA-Data-Code-2018-009.pdf:3.14MB

原子力施設全体を対象とした耐震シミュレーションの検証・妥当性確認(V&V)に向け、観測により得られた加速度データに含まれる誤差を推定するためのアプローチを提案する。V&Vのプロセスにおいて、シミュレーション結果と実験/観測結果を比較するには、実験/観測データに含まれる誤差を推定する必要がある。観測された加速度データには、観測システム自身が有する計測精度に関わる誤差と、観測システムが計測したデータに含まれ得る外乱から生じる誤差の二つがあると考えた。これらの誤差を推定するため、加速度計測システムの仕様に基づく手法と、時系列解析手法をそれぞれ用いることとした。また、実際の手順を明確にするため、これらの手法を日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの高温工学試験研究炉(HTTR)で観測された加速度データに適用している。

Comprehensive seismic evaluation of HTTR against the 2011 off the Pacific coast of Tohoku Earthquake

小野 正人; 飯垣 和彦; 澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 近藤 俊成; 小嶋 慶大; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020906_1 - 020906_8, 2018/04

https://doi.org/10.1115/1.4039288

2011年3月11日、地震の規模を示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時、HTTRは定期点検及び機器の保守管理のため停止していた。HTTRで観測された最大加速度は設計基準地震を超えていたため、総合的な健全性評価を実施した。総合的な健全性評価の考えは2つに分けられる。1つは機器の目視点検であり、1つは観測波を用いた耐震解析である。運転に関わる全ての機器は目視点検を実施した。設備の健全性は点検結果や解析結果により確認した。機器の耐震解析や目視点検の結果、損傷や機能低下は無く、原子炉の運転に関わる問題は無かった。HTTRの健全性は2011年, 2013年, 2015年のコールド状態の運転によっても裏付けられた。さらに、2015年に中性子源を交換するために3つの制御棒案内ブロックと6つの可動反射体ブロックを原子炉から取り出したとき、制御棒案内ブロックの健全性を目視により確認した。

Measurement of temperature response of intermediate heat exchanger in heat application system abnormal simulating test using HTTR

小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二

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

日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。

原子力プラントの地震応答解析と可視化

中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘

可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10

組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。

Loss of core cooling test without one cooling line in Vessel Cooling System (VCS) of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

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

https://doi.org/10.1115/ICONE24-60858

HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。

Characteristic confirmation test by using HTTR and investigation of absorbing thermal load fluctuation

本多 友貴; 栃尾 大輔; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 小野 正人; 藤原 佑輔; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 5 Pages, 2016/06

https://doi.org/10.1115/ICONE24-60355

現在HTTRでは特性確証試験を実施しており、これらのうち、熱負荷変動試験をHTTR再稼働後に予定している。予備解析から、熱負荷変動により原子炉入口温度が変動した場合でも原子炉出口温度が安定することを確認している。これは、高温ガス炉が熱負荷吸収特性を持つことを意味している。本論文はこの高温ガス炉の熱負荷吸収のメカニズムに注目し、高温ガス炉の熱負荷吸収特性は大きな負の減速材反応度に起因することを解析により示した。さらに、原子炉中間地点において、黒鉛減速材反応度の添加傾向が逆転していることを明らかにした。本傾向は原子炉入口と原子炉出口のHe温度の差が大きい高温ガス炉特有のものと考えられる。

Influence of differences between seismic safety evaluation methods for equipment and piping of a nuclear facility

西田 明美; 飯垣 和彦; 沢 和弘; Li, Y.

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

本研究は、原子力施設の機器・配管等の耐震評価手法の高度化に資するため、原子力施設機器の耐震評価手法の違いが評価結果に及ぼす影響を検討することを目的とする。入力地震動は、茨城県大洗地区を対象に作成した最大加速度7001100ガルの200波の入力地震動のうちの1波を選定した。原子力機構内の主冷却系機器を対象とし、質点系モデルの床応答スペクトルを用いる従来法、質点系モデルの床応答の時刻歴を入力とする多入力法、および、3次元建屋モデルの床応答の時刻歴を入力とする詳細法の3手法による応答解析および耐震評価を実施し、手法による差異をまとめた。今回実施した機器群の場合、詳細法および多入力法による応答は従来法の約半分の応答となることを確認した。また、今回得られた評価結果はいずれも許容値以下であった。本成果は、想定を超える入力地震動に対する耐震評価において今後多用が見込まれる多入力法の結果の妥当性および応答低減効果を示す結果として活用されることが期待される。