高温工学試験研究炉を対象とした多点観測システムによる振動特性の分析; 不整形な形状及び構造種別の違いが建屋応答に及ぼす影響

山川 光稀*; 西田 明美; 他3名*

日本建築学会構造系論文集, 91(839), p.121 - 132, 2026/01

https://doi.org/10.3130/aijs.91.121

著者らは、原子力発電所の各階に多数の加速度計を設置する原子力発電所向け多点観測システムを提案した。アトリウムやセットバックなど不規則な形状を持つ建物におけるその有効性を実証するため、このシステムを日本原子力研究開発機構の高温工学試験炉(HTTR)に設置した。本システムによって取得された地震記録の解析により、建物の不規則な形状に起因すると考えられる地震挙動を特定することに成功した。さらに、本研究は、不規則な形状を持つ建物の3次元的な挙動を把握する上で、多点観測システムが有効であることを実証した。

Foundation uplift nonlinearity in 3D finite element seismic response analysis; Sensitivity and validation study

太田 成*; 伊藤 晶*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦

Nuclear Engineering and Design, 444, p.114403_1 - 114403_7, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114403

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、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、入力動の最大値と最小接地率の関係、解析手法の精度等について検討し、基礎浮上りに伴う誘発上下動について考察した。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、得られた結果を分析した。

Study on buckling behavior of soft projectile in projectile impact tests

奥田 幸彦; 西田 明美

Transactions of the 28th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT28) (Internet), 10 Pages, 2025/08

建屋外壁のような鉄筋コンクリート(RC)板構造に対する既存の局部損傷評価手法は、衝突時に変形しない剛な飛翔体(剛飛翔体)を用いた保守的な衝突試験に基づくものがほとんどであった。一方、衝突時に航空機のように自身が変形する飛翔体(柔飛翔体)の場合は、飛翔体の座屈に起因するエネルギー吸収の影響により構造物の損傷が軽減することが知られている。本論文では、飛翔体衝突試験に用いた柔飛翔体に対する静的圧縮試験で得られた試験データに基づき柔飛翔体の座屈挙動を調査するとともに、再現解析における柔飛翔体のモデル化手法として初期不整の有無による座屈変形の違いに着目した検討結果を報告する。

Analysis of the vibration characteristics of a reactor building based on artificial waves using ACROSS

西田 明美; 崔 炳賢; Kang, Z.; 塩見 忠彦; 飯垣 和彦; 山川 光稀*

Transactions of the 28th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT28) (Internet), 10 Pages, 2025/08

原子力建屋の3次元的な地震挙動を把握するため、原子力規制庁(NRA)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、原子力建屋の3次元耐震解析手法の精度向上を目的とした研究開発を進めている。2019年には、NRAとJAEAと共同で、JAEAの高温工学試験研究炉(HTTR)建屋を対象とし、地震及びACROSSによる人工波の観測を可能とする大規模観測システムを構築した。その後、ACROSSによる加振試験を実施し、多くの加速度センサーにより観測記録を取得した。これらの観測記録は、地震のように伝達経路が不明確なものとは異なり、加振源が明確であるため、建屋や地盤の振動特性の分析にとって有用となる。本論文では、主に建屋全体の振動特性に焦点を当て、ACROSSによる観測記録と卓越周波数やそれに対応する3次元変形モードなどの特性について報告する。

An Assessment of support effect on reinforced concrete structure under inclined impact conditions

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; 伊東 雅晴

Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-00450_1 - 24-00450_12, 2025/03

https://doi.org/10.1299/mej.24-00450

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、飛翔体の衝突角度を変化させた試験条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、RC板構造の局部損傷挙動を確認するとともに、試験結果の分析や解析条件に関する検討等を通じて解析手法を整備し、試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、斜め衝突の支持部の剛性によるRC板構造の反力への影響に着目する。これまでに、斜め衝突試験を実施している。試験時のRC板構造試験体の支持部の剛性を確認するために、支持部の静的載荷試験を実施した。得られた荷重-変位の関係等をもとに支持部の剛性を推定して解析モデルに反映し、解析結果と実験結果を比較し、得られた知見について報告する。

Investigating the effect of supports on reinforced concrete slab subjected to oblique missile impact

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; 伊東 雅晴; Li, Y.

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 9 Pages, 2024/11

https://doi.org/10.1115/ICONE31-135948

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、飛翔体の衝突角度を変化させた試験条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、RC板構造の局部損傷挙動を確認するとともに、試験結果の分析や解析条件に関する検討等を通じて解析手法を整備し、試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、斜め衝突の支持部の剛性によるRC板構造の反力への影響に着目する。これまでに、斜め衝突試験を実施している。試験時のRC板構造試験体の支持部の剛性を確認するために、支持部の静的載荷試験を実施した。得られた荷重-変位の関係等をもとに支持部の剛性を推定して解析モデルに反映し、解析結果と実験結果を比較し、得られた知見について報告する。

Investigating the influence of analysis parameters in three-dimensional elasto-plastic finite element analysis of a gate-type piping support structure

滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.

Proceedings of the ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 9 Pages, 2024/07

地震に対する確率論的リスク評価(地震PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした機器・配管系のフラジリティ評価のための現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。特に、配管系はプラント固有の複雑な三次元形状を有することから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きく、配管支持構造物を含めた配管系の地震応答解析手法の開発が必要である。そこで筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析手法の確立のため、配管支持構造物の弾塑性解析手法の構築を進めている。そのため本研究では、配管支持構造物の弾塑性解析における解析パラメタの弾塑性変形への影響度の違いを把握するため、解析パラメタに対してパラメタスタディ等を行った。まずは、大変形を想定した門型配管支持構造物の繰り返し載荷試験を対象に、3次元有限要素解析モデルを作成し、試験結果と解析結果がおおむね一致することを確認した。続いて作成したモデルを用いて、降伏応力、二次剛性および要素サイズ等の解析パラメタに対してパラメタスタディ等を行った。その結果、解析パラメタが解析結果に与える影響度の違いを把握できたことから、配管支持構造物の弾塑性解析における適切な解析パラメタ設定のための方法論に見通しを得た。

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。

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections for seismic safety assessment of plant structures, 3; System analysis

松川 圭輔*; 里田 啓*; 西田 明美; Guo, Z. H.*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造物の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に鉄骨造配管支持構造物(以下、パイプラックと称す)の部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。前報のその1及びその2では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、プラント鉄骨構造物の接合部を対象として、弾性及び弾塑性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、接合部の簡易モデルを提案し、得られた結果について報告した。本論文では、前報までの接合部に着目したモデルではなく、パイプラック全体をモデル化し、パイプラックシステムとしての地震時挙動を把握することを目的に、地震応答解析による現実的応答解析・評価を実施する。3次元詳細解析による解析結果と、従来設計で用いられる梁要素によるパイプラックシステムの立体骨組構造の接合部に前報で提案した接合部の簡易モデルを適用した解析を実施し、双方の解析結果を比較し、得られた知見を整理する。これにより、梁要素を用いた実用レベルでの地震応答解析手法の高精度化を図ることが可能と考えられる。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造物のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

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。