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西田 明美; 五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 内山 泰生*; 山本 優*; 村松 健*; 高田 毅士*
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 10 Pages, 2013/08
確率論的地震リスク評価手法の高度化を目的として、対象サイトの地震ハザードと調和し、震源特性の違いが認識可能な地震動群を生成する手法を提案し、その震源特性の傾向を分析した。原子力施設の地震PRA手法では、地震ハザード評価やフラジリティ評価などを用いた確率論的評価が一般的であり、モンテカルロシミュレーション(MCS)によって多数の地震動を作成して評価する場合にも、一様ハザードスペクトルなどに適合させて生成する場合が多い。しかしながら、このような地震動群には、年間頻度といった対象敷地の危険の程度は考慮されていても震源特性の違いまでは含まれていない。実際には、地震動は様々な震源特性を有しており、これらを考慮した地震動群を用いることによってより精度の高いPRAを行うことができるものと考える。本報では、地震ハザードと調和し、かつ震源特性の違いを含む地震動群を生成する手法を提案し、その震源特性を分析した結果について述べる。
皆川 佳祐*; 藤田 聡*; 山口 彰*; 高田 孝*; 栗坂 健一
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/08
積層ゴムを用いた免震システムの原子力発電施設への適用が期待されてきた。一般に積層ゴムは大変形時に非線形特性を示し、水平方向の非線形特性は上下荷重に依存する。よって、これらの非線形性と連成効果を考慮することが重要である。これまでに積層ゴムの非線形性を考慮した免震建屋の地震応答解析結果を報告済みである。本論文では、積層ゴムの水平と上下変形の連成効果を考慮した地震応答解析を数値解析によって研究した。その結果は以下のようにまとめられる。上下動がハードニング開始変位に影響を及ぼすことにより生じる連成効果は水平免震特性を減じた。なお、免震システムは非線形性と連成効果を考慮しても地震力を低減する効果を有している。
若井 隆純; 井上 修*; 安藤 勝訓; 小林 澄男
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/08
In Japan, the basic designing works for a demonstration plant of Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) are now conducted. JSFR is an advanced loop type reactor concept. To enhance the safety and the economic competitiveness, JSFR employs modified 9% chromium - 1% molybdenum (Mod.9Cr-1Mo) steel as a material for coolant pipes and components, because the steel has both excellent high temperature strength and thermal properties. The steel has been standardized as a nuclear material in Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) code in 2012. In JSFR pipes, demonstration of Leak Before Break (LBB) aspect is strongly expected because the safety assessment may be performed on the premise of leak rate where the LBB aspect is assured. Although the authors have already performed a series of thermal fatigue crack growth tests of austenitic stainless steel cylinders, crack growth behavior in the structures made of Mod.9Cr-1Mo steel has not been investigated yet. Especially for the welded joints of Mod.9Cr-1Mo steel, "Type-IV" cracking may occur at Heat Affected Zone (HAZ). Therefore, this study performed a series of thermal fatigue crack growth tests of thick wall cylinders made of Mod.9Cr-1Mo steel including welds, to obtain the crack growth data under cyclic thermal transients. The test results were compared to the analytical results obtained from JAEA's simplified methods.
渡壁 智祥; 北村 誠司; 月森 和之; 森下 正樹
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 10 Pages, 2013/08
配管の終局強度や破損様式を把握することは、設計評価の信頼性及び合理化の観点から重要である。本件では、高速炉で用いられる外径/板厚比が比較的大きい薄肉配管の破損様式を把握するために実施した動的破壊試験結果について報告する。
中島 憲宏; 西田 明美; 松原 仁*; 羽間 収*; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 10 Pages, 2013/08
原子力発電所のような原子力施設は、一千万点以上の部品から構成される組立構造物である。原子力施設は巨大で複雑な構造をしており、大地震時の施設の応答挙動を分析しておくことは必須である。本論では、原子力施設のような沢山の部品から組立てられる構造物の地震時の応答挙動を評価するための、数値シミュレーション技術について報告する。本シミュレーションは、大型構造物である組立品とその構成部品を全体と局所の両面から解析するものである。また、高性能計算機環境である分散及び/又は並列コンピューティング環境で動作するように実装した。本論では、組立構造解析システムの概要と機能について報告し、数値実験とその結果について報告する。実装したアルゴリズムを検証するため、片持ちモデルでの理論解との比較実験を行い、その結果、数値計算誤差範囲での一致を得た。応用実験として、並列コンピュータに組立構造解析システムを実装し、組立構造物のシミュレーションを、原子力機構の高温工学研究炉のデータを用いて計算し、その結果を示した。