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中村 いずみ*; 滝藤 聖崇; 嶋津 龍弥*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 大谷 章仁*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 9 Pages, 2024/07
A new seismic design procedure which evaluates the inelastic behavior of piping system by detailed finite element method (FEM) analysis has been developed in Japan (the JSME CC); however, the inelastic behavior is only considered for pipe body in the JSME CC, and the evaluation of inelastic behavior of pipe support structure is still not included. To clarify the current analytical accuracy of inelastic analysis of pipe support structures and to develop an analytical guideline to reasonably include the inelastic behavior of pipe support structure in the seismic design of piping system, a series of benchmark analysis on pipe support structures has been launched in 2022. The benchmark analysis of pipe support structures consists of mainly two stages; the first stage is the analysis of pipe support structures themselves, and the second stage is the analysis of piping system with inelastic support structure. As of January 2024, the first stage of benchmark analysis is in progress. It is confirmed that there are some variabilities in modeling of support structures, stress-strain relationship, and boundary conditions. The load-deflection relationships also show variability even when the support structures are in the elastic region. The effect of these variations to the response of piping system model is remained as future tasks.
中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10
原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。
奥田 幸彦; 西田 明美; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*; Li, Y.
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08
原子力発電所のより現実的な地震応答解析手法を開発するためには、建物,設備,配管など、設計評価時に独立したモデルとして扱われる各機器の接合部を考慮して地震時挙動を評価する必要がある。特に、建物と配管の接合部である配管支持構造物は、配管系の耐震評価において重要である。配管支持構造物の現在の耐震評価は弾性範囲内で行われているが、地震PRAにおけるフラジリティ評価のためには配管支持構造物の現実的な弾塑性応答を考慮することが重要である。しかしながら、配管支持構造物の弾塑性応答を考慮した耐震評価手法はまだ確立されておらず、耐震評価手法の高度化が必要である。本研究では、弾塑性応答を含む配管支持構造物の地震時挙動を模擬するためのハイブリッド動的応答試験を実施した。具体的には、基本的な機械的挙動を把握するために、4種類の配管支持構造物を使用して静的繰り返し負荷試験とハイブリッド動的応答試験を実施した。本論文はこれらの試験の詳細と試験結果を示す。
西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.576 - 581, 2011/10
本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震評価への貢献である。本論文では、本目的を実現するための重要な技術要素として「弾塑性接合モデル」と呼ぶ部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを提案し、実プラントへの適用例を示す。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を弾塑性接合モデルとして考慮することを試みる。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。われわれは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。その結果、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化等、弾塑性接合モデル導入による効果が確認された。
西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*
Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10
本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震設計への貢献である。本目的を実現するための技術要素の一つとして、われわれは、「弾塑性接合モデル」と呼んでいる部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを開発している。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を考慮することを試みた。本論文では、この弾塑性接合モデルの提案と、実プラントへの適用例を示す。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。われわれは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。結果として、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化が確認されたので、ここに報告する。
中村 いずみ*; 滝藤 聖崇; 嶋津 龍弥*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 大谷 章仁*; 白鳥 正樹*; 渋谷 忠弘*
no journal, ,
配管系の詳細弾塑性応答解析に基づく耐震設計手法が2019年に日本機械学会の事例規格として刊行された。本事例規格では配管本体のみに弾塑性変形が生じることを想定し、弾塑性評価を事例規格に取り入れている。一方、本事例規格では配管支持構造物の弾塑性変形は考慮していない。今般、配管支持構造物の弾塑性評価を本事例規格改定版に取り入れることを目的に、配管支持構造物の弾塑性評価に必要な知見の収集の一環として、配管支持構造物を対象としたベンチマーク解析を開始した。本稿では、配管支持構造物単体の静的弾塑性解析を行った第一段階ベンチマーク解析の結果概要と、配管支持構造物を含む配管系の応答解析を行う第二段階ベンチマーク解析の計画について報告する。
酒井 理哉*; 塩竈 裕三*; 西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸
no journal, ,
原子力プラントの耐震性評価技術の高度化を目的とし、一般的に剛の仮定下で設計されている原子力プラント内部の機器・配管系の支持構造部に着目した。当該部位をモデル化した試験体を製作し、静的繰り返し載荷実験及びハイブリッド地震応答実験を実施した。実験結果より、当該支持構造部の基本的耐荷力特性,地震時の破損モードに関する知見を得た。
西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*
no journal, ,
大規模複雑構造物である原子力プラントの全体的挙動・局所的挙動双方を把握するための要素技術として、部品と部品の接合部の接合効果を考慮できる物理モデルの提案を目標とし、機器配管系の支持構造部と建屋との接合部の相互作用を簡易に考慮できる接合部連成モデルを提案する。本モデルを用いることで、大規模な3次元弾性(線形)モデルへの部分的な弾塑性(非線形)モデルの組み込みが可能となり、効率的な解析を行うことが可能となる。開発した接合部連成モデルは、ハイブリッド実験の計測データを用いて接合部連成モデルの履歴特性にかかわるパラメータを調整し、接合部連成モデルの精度を高めた。また、3次元実プラントデータを用いた数値シミュレーションにも適用可能であることを実証した。
酒井 理哉*; 塩竈 裕三*; 西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠
no journal, ,
原子力プラント内部の機器・配管系の支持構造部に着目し、有限要素解析を行い耐震安全性を評価した。配管支持構造及び機器支持構造についてモデル化した弾塑性解析は、実験結果との比較より、荷重変位関係,局所変形・ひずみの集中,ひずみの累積挙動、など精度よく評価できた。
酒井 一夫*; 山田 裕*; 吉田 和生*; 吉永 信治*; 佐藤 薫; 緒方 裕光*; 岩崎 利泰*; 工藤 伸一*; 浅田 恭生*; 川口 勇生*; et al.
no journal, ,
日本保健物理学会では、疫学研究および放射線生物研究に関する文献調査等に基づき、従来の保守的な方法と異なる、低線量に対する新しいリスク推定法を構築するために2016年4月に「低線量・低線量率リスク推定法専門研究会」を発足させ、生物学研究、モデル研究、疫学研究、および線量評価の各分野における現状を整理するとともに、課題についての議論を重ねてきた。本発表は、学会員への情報提供を目的として、本専門研究会の2年間の活動の成果を報告するものである。発表者は、低線量・低線量率放射線のリスク推定法を構築する上で線量評価の視点から課題として抽出された事項として、被検者の解剖学的特性、各種モニタリング測定値、体内線量(率)分布が線量評価の不確かさに及ぼす影響等について紹介・解説する。
滝藤 聖崇; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 嶋津 龍弥*; 大谷 章仁*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
no journal, ,
原子力施設の配管系は、破損に至るまでに大きな弾塑性挙動を示すことが知られている。配管本体の弾塑性挙動を考慮した現行の事例規格では、配管支持構造物は弾性挙動を仮定しており、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性挙動を考慮した評価法が望まれている。著者らは、支持構造物の評価手法を構築するために、配管支持構造物の弾塑性解析における解析パラメータの影響評価及び解析結果のばらつきに関する知見を得るために、配管支持構造物のベンチマーク解析を実施した。本稿では実施したベンチマーク解析の進捗状況を報告する。
