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滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 146(6), p.061301_1 - 061301_12, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)In probabilistic risk assessment against earthquakes for nuclear power plants, developing a realistic response analysis method for the fragility assessment of piping systems considering input seismic motions exceeding the design assumptions is important. Piping systems typically exhibit complex three-dimensional shapes, and the arrangement and stiffness of the piping support structures significantly affect the response characteristics of the entire piping system. Therefore, developing a realistic response analysis method for piping systems, including support structures is necessary. In this study, a method is proposed for modeling the elastoplastic hysteresis characteristics of piping support structures to establish a seismic response analysis method for piping systems, including support structures. First, the authors proposed an elastoplastic spring model that can express the elastoplastic hysteresis characteristics of a piping support structure. Subsequently, using this model, the authors perform a simulation analysis for the loading test of a piping support structure. The analysis and test results correlated well, confirming the effectiveness of the proposal of the model.
杉浦 歩*; 古屋 治*; 滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 中村 いずみ*
Dynamics and Design Conference 2024 (D&D 2024)講演論文集, 11 Pages, 2024/09
自然災害起因の産業事故はNatech (Natural hazard triggered technological accidents)と呼ばれ、近年その重要性が認識されつつある。Natechリスクの評価と適切な対策の実行には構造物の破損モードの把握と破損モードと維持機能との対応付けが必要であるが、産業施設で使用される機械設備類では試験データや解析事例が不足しており、構造物の性能評価が難しい。そこで、産業施設で多用される配管系の地震時挙動を対象とし、試験による破損モードの把握と維持機能との対応付けを試みる研究を開始した。その端緒として代表的な配管継手であるエルボ配管に対し、肉厚および載荷条件をパラメタとした複数の静的載荷試験を実施した。本稿では研究の全体概要と配管継手に対する載荷試験結果について報告する。
杉浦 歩*; 滝藤 聖崇; 古屋 治*; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 8 Pages, 2024/08
The authors has been studied the effect of initial plastic deformation on the load displacement relationship of elbow of different wall thicknesses made of carbon steel. Specifically, the authors conducted load testing for elbow when three cycles of sinusoidal input with frequency of 0.02 Hz were applied to one end of the test specimen. In the load testing, for investigating effect of difference of wall thickness and initial deformation, three types of test specimens with different wall thicknesses were loaded under three different initial deformation. Next, in the finite element analysis (FEA), the same conditions are applied in the analyses that were performed for three types of piping with different wall thicknesses before and after plastic deformation. The effect of initial displacement on the load - displacement relationship was confirmed by loading test, and analytical investigations were also considered. Thus, in this paper, the authors show the two mainly obtained results as organizations of the some issues to improve the accuracy of the analysis with large deformation. Firstly, from the comparison of the test and analytical results confirmed that the load - displacement relationship, the results could be shown as an initial plastic deformation caused not only decreasing in primary stiffness but also decreasing maximum load, on all load testing cases. And then, relative errors in the maximum loads between load testing and FEA results were observed that the errors on maximum loads of tension were larger than those of compression. Secondly, focusing on the wall thickness, the trends of relative errors of the maximum load could be shown when the wall thickness increase the errors on maximum loads of compression. However the trends of the errors on maximum loads of tension were shown completely different.
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.
滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.
Proceedings of 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。
奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00405_1 - 23-00405_12, 2024/04
地震に対する確率論的リスク評価(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配管系のフラジリティ評価に資する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ルート形状を有していることから、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いことが知られている。弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。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整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。
崔 炳賢; 西田 明美; 滝藤 聖崇; 堤 英明*; 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)の重要性が注目されている。地震力は多数機器に同時に作用するため、強地震動下のシナリオの詳細分析には、応答や耐力の相関性を考慮した多数機器の同時損傷確率の評価が重要となる。しかしながら、従来の簡易な建屋質点系モデルでは、建屋の局部応答・局部損傷を含めた3次元的な詳細な地震時応答を十分に再現できないことから、損傷事象間の相関性の影響を完全相関(一つ損傷すればすべて損傷と仮定)のように単純化せざるを得なかった。そのため、局部応答・局部損傷を表現できる建屋3次元詳細解析モデルを用いた地震応答解析手法を活用し、機器損傷に関わる建屋の床応答を精緻に求めることで、機器損傷の相関性のより現実的な評価が期待されている。本論文では、原子力施設の機器損傷に関わる建屋の床応答に着目し、従来の建屋質点系モデルと建屋3次元詳細解析モデルによる機器設置位置の床応答間の最大加速度の相関係数等を比較して両モデルによる影響の違いを確認するとともに、機器応答の相関の違いによる地震PRA評価結果への影響について検討し、得られた知見について報告する。
滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 中村 いずみ*; 古屋 治*
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03
産業事故の類型のうち、設計想定を超える巨大地震などの外的事象を起因とする産業事故を特にNATECH(Natural-hazard triggered technological accidents)と呼ばれている。火災や化学物質の大規模漏洩につながった事例が過去複数あったことから、現在ではNATECHが周辺住民、周辺環境に大きく影響を及ぼすものとして注目されている。このため、プラントのリスク評価とそれに基づいたプラントのNATECH対策は不可欠である。しかしながら、プラントのリスク評価に必要な、プラントを構成する機器の損傷モードとシステムの機能維持との関係を定量的にあらわす「損傷状態」の定義は未だ確立されていない。そこで、本研究では、原子力施設をはじめとしたプラントを構成する代表的なシステムである配管システムを例にとり、損傷モードにおける「損傷状態」の定義に資する指標を提案することを目的とする。配管の主要な損傷モードのひとつである流路閉塞のモードがプラントの機能維持に影響を及ぼすと考えられるため、まずは流路閉塞に着目し、配管のうち特に変形しやすい要素であるエルボを対象に、試験および解析の両面から閉塞率と変形量の関係を求めた。本論文では、上記試験結果等を報告するとともに、得られた閉塞率を流路閉塞の損傷モードにおける、機能維持に関わる「損傷状態」の定義に資する指標のひとつとして提案する。
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。
滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/07
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。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挙動を考慮できる地震応答解析手法の確立のため、配管支持構造物の弾塑性履歴特性をモデル化するための手法の検討を開始した。本研究では、配管支持構造物の弾塑性履歴特性を表現できる非線形ばねモデルを定式化し、このモデルを用いて配管支持構造物の載荷試験を対象とした再現解析を行った。解析結果と試験結果はよく一致したことから、定式化の有効性を確認した。本論文では、弾塑性履歴ばねの定式化、載荷試験の再現解析及び解析結果と試験結果の比較等の主な実施内容及び得られた成果について報告する。
奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美; Li, Y.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
地震に対する確率論的リスク評価(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配管系のフラジリティ評価に資する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ルート形状を有していることから、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いことが知られている。一方、従来の耐震設計では弾性応答を仮定した評価手法が採用されていることから、弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。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整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。
崔 炳賢; 西田 明美; 滝藤 聖崇; 堤 英明*; 高田 毅士
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
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)の重要性が注目されている。地震力は多数機器に同時に作用するため、厳しい地震動下のシナリオの詳細分析には、応答や耐力の相関性を考慮した多数機器の同時損傷確率の評価が重要となる。しかしながら、従来の簡易な建屋質点系モデルでは、建屋の局部応答・局部損傷を含めた3次元的な詳細な地震時応答を十分に再現できないことから、損傷事象間の相関性の影響を完全相関(一つ損傷すればすべて損傷と仮定)のように単純化せざるを得なかった。そのため、局部応答・局部損傷を表現できる建屋3次元詳細解析モデルを用いた地震応答解析手法を活用し、機器損傷に関わる建屋の床応答を精緻に求めることで、機器損傷の相関性のより現実的な評価が期待されている。本論文では、原子力施設の機器損傷に関わる建屋の床応答に着目し、従来の建屋質点系モデルと建屋3次元詳細解析モデルによる機器設置位置の床応答の最大加速度の相関係数を比較して両モデルの違いを確認するとともに、機器損傷に関する詳細を分析した結果を示す。
西田 明美; 崔 炳賢; 久保 光太郎; 滝藤 聖崇; 村松 健; 高田 毅士
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故以降、地震に起因する原子力施設の確率論的リスク評価(地震PRA)の重要性が注目されている。地震力は多数機器に同時に作用するため、強地震動下のシナリオの詳細分析には、応答や耐力の相関性を考慮した多数機器の同時損傷確率の評価が重要となる。しかしながら、従来の簡易な建屋質点系モデルでは、建屋の局部応答・局部損傷を含めた3次元的な詳細な地震時応答を十分に再現できないことから、損傷事象間の相関性の影響を単純化せざるを得なかった。本稿では、原子力施設の機器損傷に関わる建屋床応答に着目し、従来の建屋質点系モデルと局部応答・局部損傷を表現できる建屋3次元詳細解析モデルによる機器設置位置の床応答間の相関係数等を算定・比較して両モデルによる地震PRA結果への影響の違いを確認するとともに、機器応答の相関の違いによる感度解析を実施し、得られた知見について報告する。
滝藤 聖崇; 古屋 治*; 杉浦 歩*; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦
no journal, ,
自然災害起因の産業事故はNatech (Natural hazard triggered technological accidents)と呼ばれ、近年その重要性が認識されつつある。Natechリスクの評価と適切な対策の実行には構造物の破損モードの把握と破損モードと維持機能との対応付けが必要であるが、産業施設で使用される機械設備類では試験データや解析事例が不足しており、そのような性能評価が難しい。そこで、産業施設で多用される配管系の地震時挙動を対象とし、試験による破損モードの把握と維持機能との対応付けを試みる研究を開始した。まずは代表的な配管構成要素であるエルボ配管の動的載荷時における損傷モードを調査するために、加振レベルおよび自重をパラメタとした複数の動的載荷試験(加振試験)を実施した。本稿では研究の全体概要および配管継手に対する加振試験結果について報告する。
奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美
no journal, ,
地震に対する確率論的リスク評価(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配管系のフラジリティ評価に資する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ルート形状を有していることから、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いことが知られている。弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。われわれは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析手法の整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。
久保 光太郎; 村松 健; 滝藤 聖崇; 崔 炳賢; 西田 明美; 高田 毅士
no journal, ,
東北地方太平洋沖地震時に発生した地震及び津波の組合せは、東京電力福島第一原子力発電所において、それぞれ外部電源及び非常用ディーゼル発電機の機能喪失を引き起こし、事故対応を困難にさせた。本稿は、このような複数の外的ハザードの組合せによる炉心損傷リスクへの影響を評価可能にするための手法開発の一環で行った地震と津波の複合ハザードを考慮したPRAの試解析の結果を報告するものである。発表では、評価対象とした仮想的なモデルプラント、使用した解析コードSECOM2-DQFM、地震及び津波による損傷モードのモデル化方法等と併せて、評価結果を報告する。
滝藤 聖崇; 古屋 治*; 杉浦 歩*; 奥田 幸彦; 中村 いずみ*
no journal, ,
自然災害起因の産業事故はNatech (Natural hazard triggered technological accidents)と呼ばれ、近年その重要性が認識されつつある。Natechリスクの評価と適切な対策の実行には構造物の破損モードの把握と破損モードと維持機能との対応付けが必要であるが、産業施設で使用される機械設備類では試験データや解析事例が不足しており、そのような性能評価が難しい。そこで、産業施設で多用される配管系の地震時挙動を対象とし、試験による破損モードの把握と維持機能との対応付けを試みる研究を開始した。まずは代表的な配管継手であるエルボ配管の動的載荷時における損傷モードを調査するために、加振レベルおよび自重をパラメタとした複数の動的載荷試験(加振試験)を実施した。本稿では研究の全体概要および配管継手に対する加振試験結果について報告する。
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。
中村 いずみ*; 滝藤 聖崇; 古屋 治*; 奥田 幸彦
no journal, ,
自然災害起因の産業事故はNatech (Natural hazard triggered technological accidents)と呼ばれ、近年その評価の重要性が認識されつつある。地震起因のNatechリスク評価に向け、産業施設で多用される配管系の地震時破損モードを明らかにすることを目的とし、静的載荷試験により配管継手の破損モードを調査した。その結果、繰り返し荷重下で生じうる破損モードは主に疲労損傷であること、面外曲げが作用するティ配管では、繰り返し変位量が大きい場合は座屈を伴う破損となることが明らかになった。これらの試験結果に対し、破損までの繰り返し数を配管継手の変形に関わる指標で評価した結果、塑性率または崩壊変位比で破損発生を評価できる可能性が示された。本稿では、試験結果及び得られた評価結果を報告する。
滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.
no journal, ,
設計想定を超える入力地震動を対象とする地震フラジリティ評価には、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析が必要となる。一方、配管系を構成する配管支持構造物の弾塑性解析手法については具体化が検討課題となっている。本研究では配管支持構造物の弾塑性解析手法構築のために荷重-変位特性に着目した解析及び定式化による検討を進め、既往載荷試験を対象に材料特性等のパラメトリック解析を実施した。本稿では、実施した解析で得られた荷重-変位特性曲線からエネルギ散逸効果を定量的に評価した結果を報告する。
