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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。
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。
