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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。
中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 森下 正樹; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 渋谷 忠弘*; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 白鳥 正樹*
no journal, ,
ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section IIIやJEAC4601 (Japan Electric Association Code)などの学協会規格における現行の配管系の耐震設計手法は弾性解析に基づいており、大きな裕度が含まれていることが知られている。そこで、日本機械学会(JSME)発電用設備規格原子力専門委員会耐震許容応力検討タスクでは配管系の弾塑性挙動を考慮したより合理的な耐震設計手法を確立するため、2014年から活動に着手し、2019年に配管本体の疲労評価に関する規定とFEMによる詳細弾塑性解析手法を発電用原子力設備規格 設計・建設規格の事例規格NC-CC-008として発行した。本報告では、事例規格の構成及び耐震設計手法の全体フローと事例規格の関係を説明するとともに、耐震許容応力検討タスクが事例規格の高度化のために取り組んでいる配管サポートの弾塑性挙動を考慮した耐震評価手法、配管本体の簡易的な応答スペクトル解析手法及び配管溶接部の疲労損傷評価法等の中長期的な技術項目をそれぞれ紹介する。
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。
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。
