検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

Standard guideline for the seismic response analysis method using three-dimensional finite element model of reactor buildings (Contract research) (Translated document)

崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.

JAEA-Research 2024-001, 206 Pages, 2024/03

JAEA-Research-2024-001.pdf:9.12MB

原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物を3次元的にモデル化し、建物の3次元挙動、建物材料の非線形性、建物及び地盤間の非線形性等を考慮した有限要素法による地震応答解析が実施されるようになってきた。3次元モデルによる有限要素解析(3次元FEM)は,複雑で高度な技術が用いられる一方、汎用性があるために広く利用され、原子力分野以外では構造物のモデル化、材料物性の非線形特性の信頼性を確保するためのガイドラインの策定や技術認定などがなされるようになってきた。原子力分野においては、IAEAにより平成19年(2007年)新潟県中越沖地震における質点系モデル、3次元FEMモデルによる観測記録の再現解析がKARISMAベンチマークプロジェクトとして実施され、複数の解析者の解析結果が報告された。その報告によると、解析者により解析結果にばらつきが大きいということが判明され、解析手法の標準化による解析結果の信頼性の確保が急務となっている。また、原子力発電施設の強非線形領域の現実的な挙動の評価が必要となる建物・構築物・機器のフラジリティ評価においても詳細な3次元挙動把握の必要性が指摘されている。こうした背景を踏まえ、原子炉建屋を対象とした地震応答解析に用いられる3次元FEMモデルの作成及び解析にあたって必要となる一般的・基本的な手法や考え方を取りまとめて標準的解析要領を整備した。これにより原子炉建屋の3次元FEMモデルによる地震応答解析手法の信頼性向上につながることが期待される。本標準的解析要領は、本文、解説、及び解析事例で構成されており、原子炉建屋3次元FEMモデルを用いた地震応答解析の実施手順、推奨事項、留意事項、技術的根拠等が含まれている。また、本標準的解析要領は、最新知見を反映し、適宜改訂する。

論文

Uncertainty quantification of seismic response of nuclear reactor building using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士

Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.2$$sim$$0.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。

報告書

原子炉建屋の3次元有限要素モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領(受託研究)

崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.

JAEA-Research 2021-017, 174 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-017.pdf:9.33MB

原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物を3次元的にモデル化し、建物の3次元挙動、建物材料の非線形性、建物及び地盤間の非線形性等を考慮した有限要素法による地震応答解析が実施されるようになってきた。3次元モデルによる有限要素解析(3次元FEM解析)は、複雑で高度な技術が用いられる一方、汎用性があるために広く利用され、原子力分野以外では構造物のモデル化、材料物性の非線形特性の信頼性を確保するためのガイドラインの策定や技術認定などがなされるようになってきた。原子力分野においては、IAEAにより平成19年(2007年)新潟県中越沖地震における質点系モデル、3次元FEMモデルによる観測記録の再現解析がKARISMAベンチマークプロジェクトとして実施され、複数の解析者の解析結果が報告された。その報告によると、解析者により解析結果にばらつきが大きいということが判明し、解析手法の標準化による解析結果の信頼性の確保が急務となっている。また、原子力発電施設の強非線形領域の現実的な挙動の評価が必要となる建物・構築物・機器のフラジリティ評価においても詳細な3次元挙動把握の必要性が指摘されている。こうした背景を踏まえ、原子炉建屋を対象とした地震応答解析に用いられる3次元FEMモデルの作成及び解析にあたって必要となる一般的・基本的な手法や考え方を取りまとめて標準的解析要領を整備した。これにより原子炉建屋の3次元FEMモデルによる地震応答解析手法の信頼性向上につながることが期待される。本標準的解析要領は、本文、解説、及び解析事例で構成されており、原子炉建屋の3次元FEMモデルを用いた地震応答解析の実施手順、推奨事項、留意事項、技術的根拠等が含まれている。また、本標準的解析要領は、最新知見を反映し、適宜改訂する。

論文

Outline of guideline for seismic response analysis method using 3D finite element model of reactor building

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08

原子力施設における建物・構築物の耐震安全評価においては、従来より質点系モデルが用いられてきた。しかしながら、従来法では原子力施設内の設備の設置位置における局所的な応答等の精緻な評価を行うことは困難である。この観点から、原子力施設の耐震安全評価における3次元詳細モデルの活用が期待されている。しかしながら、3次元詳細モデルを用いて得られる解析結果は、解析者によりばらつきが大きいことが報告されており、解析手法の標準化による解析結果の品質の確保が急務となっている。そこで、原子力機構では、原子炉建屋の3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領案(標準案)の作成に取り組んでいる。標準案は、本文,解説、およびいくつかの附属書で構成されており、建屋3次元詳細モデルを用いた地震応答解析の実施手順,推奨事項,留意事項,技術的根拠等が含まれている。本稿では、標準案の概要と、標準案に基づく適用事例を紹介する。

論文

3D FEM soil-structure interaction analysis for Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Plant considering soil separation and sliding

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 崔 炳賢; 西田 明美

Frontiers in Built Environment (Internet), 7, p.676408_1 - 676408_14, 2021/06

本論文は、原子炉建屋/機器・設備の現実的応答評価の精度向上を目的に、建屋-地盤境界部の剥離・滑りを考慮した3次元FEMモデルにより2007年新潟県中越沖地震時の柏崎刈羽原子力発電所7号機原子炉建屋のシミュレーション解析を実施し、得られた知見をまとめたものである。3次元FEMモデルによる建屋-地盤連成系のシミュレーション解析から、基礎版端部で基礎浮き上がりが生じ、その影響が建屋側面及び底面の土圧性状、埋め込み部表層の最大応答加速度に局部的な応答の差異となって現れることを明らかにした。今回の検討においては、基礎浮き上がりと剥離・滑りが埋め込み部表層の最大応答加速度、建屋側面及び底面の土圧性状に与える影響は比較的小さかったものの、今後、さらに大きな地震動を想定する場合には、これらの影響が増大する可能性が考えられるため、地震応答解析においてはこれら影響の適切な評価が必要になると考えられる。

論文

Uncertainty quantification of seismic response of reactor building considering different modeling methods

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 糸井 達也*; 高田 毅士*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

2011年福島原子力発電所事故の後、設計を超える地震動に対する原子力施設の耐震規制が強化されている。そこで、確率論的地震リスク評価(SPRA)が注目されている。不確実さの定量化は、原子炉建屋のフラジリティ評価において非常に重要な問題である。本研究では、低減可能な認識論的不確実さに焦点を当て、原子炉建屋のモデル化手法の違いによる地震応答結果への影響を明らかにすることを目的としている。まず、原子炉建屋は、従来の質点系(SR)モデルと3次元詳細(3D FE)モデルの2種類のモデル化手法によるモデルを用いる。入力地震動として、不確実さを有する震源断層モデルによって生成された200種類の地震波を用いた。不確実さの定量化のために、各入力地震動に対して、2種類のモデル化手法による建屋応答への影響を統計的に分析し、異なるモデル化手法による建屋応答への不確実さを定量的に評価した。特にモデル化手法の違いは、床と壁の開口部近傍で明確に表れた。また、地震応答解析における3次元効果について得られた知見を報告する。

論文

Elastically-homogeneous lattice models of damage in geomaterials

朝比奈 大輔*; 青柳 和平; Kim, K.*; Birkholzer, J.*; Birkholzer, J. T.*; Bolander, J. E.*

Computers and Geotechnics, 81, p.195 - 206, 2017/01

 被引用回数:33 パーセンタイル:82.55(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

This study involves the development of the auxiliary stress approach for producing elastically-homogeneous lattice models of damage in geomaterials. The lattice models are based on random, three-dimensional assemblages of rigid-body-spring elements. Unlike conventional lattice or particle models, the elastic constants of a material (e.g., Young's modulus and Poisson's ratio) are represented properly in both global and local senses, without any need for calibration. The proposed approach is demonstrated and validated through analyses of homogeneous and heterogeneous systems under uni- and tri-axial loading conditions. Comparisons are made with analytical solutions and finite element results. Thereafter, the model is used to simulate a series of standard laboratory tests: (a) split-cylinder tests, and (b) uniaxial compressive tests of sedimentary rocks at the Horonobe Underground Research Laboratory in Hokkaido, Japan. Model inputs are based on physical quantities measured in the experiments. The simulation results agree well with the experimental results in terms of pre-peak stress-strain/displacement responses, strength measurements, and failure patterns.

論文

周回坑道掘削時の内空変位計測結果に基づく初期地圧の推定

亀村 勝美*; 藤田 朝雄; 青柳 和平; 名合 牧人*; 白瀬 光泰*; 菅原 健太郎*

第44回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.109 - 114, 2016/01

地下深部岩盤構造物の設計にあたっては、対象岩盤の力学特性や初期地圧の設定が重要である。しかし、その設定に用いるボーリング孔を用いた初期地圧計測は、その方法論、結果の評価法など詳細な議論が行われているものの、得られた結果のばらつきが大きく岩盤としての初期地圧を設定することは難しい。幌延の深地層研究施設では、深度350mの周回坑道の掘削時に多くの内空変位計測を行った。そこで、周回坑道の計測変位を用いて数百m四方の岩盤挙動に対応する初期地圧を推定した。推定結果はこれまでの初期地圧測定結果と整合するものであり、本手法により岩盤の初期地圧推定が可能であることが示された。

論文

Optimization of negative ion extractor in a JAERI 400 keV H$$^{-}$$ ion source

高柳 智弘; 池畑 隆*; 奥村 義和; 渡邊 和弘; 花田 磨砂也; 雨宮 亨*; 柏木 美恵子

Review of Scientific Instruments, 73(2), p.1061 - 1063, 2002/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.5(Instruments & Instrumentation)

負イオンの引き出し加速系では、引き出し電極に埋め込んだ永久磁石によるダイポール磁場によって電子を偏向させ加速部へ流出するのを抑制している。負イオンもわずかではあるがこの磁場によってその軌道が偏向される。高収束の負イオン加速器を実現するうえでは、この負イオンビームの偏向の度合いを詳細に把握することが必要である。そこで、引き出し電極の磁場が負イオンビームの軌道に与える影響を調べるため、原研の400keV負イオン源用いて、プラズマ電極と引き出し電極のギャップを変えてプラズマ引き出し面の磁場を変化させ、そのときの負イオンビームの偏向角度を調べた。その結果、プラズマ電極と引き出し電極のギャップを3mmから9mmとし積分値が310Gauss・cmから160Gauss・cmと減少したとき、ビームの偏向角度が9.5mradから6.4mradへと減少することがわかった。しかし、この場合の磁場積分値と偏向角度の比は、それぞれ1.9:1と1.5:1で一致しなかった。ビームの偏向角度には、3段加速電極の静電レンズ効果が含まれ、ダイポール磁場の積分値だけに依存しないことがわかった。また、偏向角度はビームのエネルギーに反比例することを明らかにした。これらの実験により得られた結果は、3次元軌道計算ソフトOPERA-3Dを用いて行った軌道解析の結果と良い一致を示した。

論文

トカマクにおける強磁性体製真空容器の作る磁場の評価

中山 武*; 阿部 充志*; 田所 孝広*; 三浦 幸俊; 鈴木 紀男; 佐藤 正泰; 仙石 盛夫

プラズマ・核融合学会誌, 74(3), p.274 - 283, 1998/03

核融合炉構造材の候補材として、低放射化材であるフェライト鋼が有力視されている。しかし、フェライト鋼は強磁性体であるために、磁場閉じ込め装置であるトカマク装置の真空容器として用いると、大きな誤差磁場を発生することが懸念されている。この研究では、フェライト鋼であるF82Hを日立製作所所有の小型トカマクHT-2装置に組み込み、フェライト鋼の作る磁場を実測するとともに3次元磁場解析コードMAGFiCで評価した。フェライト鋼のポート開口部付近の磁気軸で作る主半径方向磁場は約50Gと評価される。この磁場は、トロイダル磁場リップルを打ち消す方向の磁場である。

報告書

Reactor safety issues resolved by 2D/3D program

2D/3D解析グループ

JAERI 1336, 362 Pages, 1995/09

JAERI-1336.pdf:15.72MB

2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びCSTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画において各国が得た試験結果、及びコード評価結果に基づき、再冠水挙動を左右すると考えられる重要な熱水力的素現象についての評価結果をまとめたものである。本報告書では、特に、PWRの安全性と観点から重要な熱水力的素現象を対象とし、三国の討論の結果に基づいて記述された。

報告書

2D/3D program work summary report

2D/3D解析グループ

JAERI 1335, 376 Pages, 1995/09

JAERI-1335.pdf:16.12MB

2D/3D計画は、PWRの大破断LOCA時の熱水力挙動の解明を目的として、日・米・独の国際協力の基で実施された。日本は、大規模試験装置(CCTF及びSCTF)により、再冠水挙動の解明を分担した。ドイツは、更に大規模な試験装置(UPTF)により、再冠水挙動に及ぼす装置規模の影響の解明を分担した。米国は、それぞれの試験装置へ新型二相流計測機器を貸与するとともに、解析コードTRACの予測性能の評価を分担した。本報告書は、2D/3D計画に基づき各国が得た試験結果、及びコード評価結果等を概観したものであり、三国の協力で作成された。本計画の成果に関するより詳細な報告書は、各国で個別に作成されている。

論文

側壁が加熱・冷却される水平正方形流路内の複合対流熱伝達

坂元 美定*; 功刀 資彰; 一宮 浩市*

日本機械学会第7回計算力学講演会講演論文集, 0, p.436 - 437, 1994/00

比較的低いレイノルズ数域での層流複合対流下では、熱的境界条件の不均一性や浮力の影響が大きい場合に、流れが3次元的な挙動を示すことが予想される。特に、温度助走域での複合対流特有の複雑な伝熱流動状態を解明することが本研究の命題であり、これまでに等温水平管に関する熱流動機構の解明に成功した。本研究では、側壁温度が異なる水平正方形流路の複合対流熱伝達について大規模3次元数値解析を実施し、主流と浮力駆動2次流れの干渉により生じるスパイラル流れの発生と加熱開始点近傍に発現したはく離流れについて報告する。

論文

Analysis of liquid metal MHD fluid flow and heat transfer using the KAT code

功刀 資彰; M.S.Tillack*; M.A.Abdou*

Fusion Technology, 19, p.1000 - 1005, 1991/05

液体金属MHD流れ及び熱伝達を解析する新しい数値解析コード「KAT」が開発された。本コードは、従来の「full」3次元数値解析コードより高いパラメータで相当に複雑な体系の解析が可能である。ここで言う。「full」とは対流項及び粘性項を含む「完全」なMHD方程式系に基づいているという意味である。「KAT」コードは、mesh generatorを有する直交座標系表示に基づくものである。磁場の方向や壁面の電気伝導度は完全に任意であり、単純な単一矩形流路やマニュホールド型の流路の解析も可能である。本コードは、単純な形状について理論解やCore Solution(近似解)を使ってベンチマーク・テストを行なった。本abstract中に示した、電気的絶縁壁を有する矩形流路の解析結果は、流路中央の流束分布において2次元の完全発達流シミュレーションコードの結果、Hartmann層内の流速分布については理論解とほぼ完全に一致した。

口頭

原子炉建屋の3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

no journal, , 

原子力施設の耐震安全性評価は、従来簡易な質点系モデルを用いて行われてきたが、建屋の局所応答を含めた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が課題となっており、3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法の活用が期待されている。しかしながら、3次元詳細モデルを用いた地震応答解析は、複雑で高度な技術を必要とすることから、その結果は解析者によりばらつきが大きく、観測記録の再現性にも問題があった。この問題を解決するため、まずは地震時の建屋応答に対して影響が大きい重要因子を明らかにし、各重要因子のモデル化方法を明確にすることで、原子力施設の建屋を対象として3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法を整備した。さらに、建屋の3次元地震応答解析のための一般的な手法や考え方、技術的根拠などを取りまとめ、標準的な解析要領として整備した。本稿では、本研究で整備した3次元地震応答解析手法、本解析要領の内容を示す。

口頭

複合ハザードを考慮した確率論的リスク評価手法の開発,3; 原子炉建屋の地震時3次元応答挙動に基づく複数機器の損傷評価法の提案)

崔 炳賢; 滝藤 聖崇; 西田 明美; 高田 毅士

no journal, , 

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。厳しい地震動下のシナリオの詳細分析には、地震力は複数機器に同時に作用するため、複数機器の同時損傷確率の評価が重要となる。従来は、一方向地震動入力条件下で簡易な建屋質点系モデルを用いて応答評価され同一床上に設置される機器への入力は同一と仮定されていた。しかし、多方向同時地震動入力条件の下で、建屋の局部応答・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ることにより、機器損傷に関わる建屋の床応答を精緻に求めることが可能で、機器の設置位置の違いを考慮した、より現実的な機器応答評価が可能となる。本稿では、仮想原子炉建屋を対象に、建屋3次元詳細解析モデルによる複数機器の最大応答に関する相関特性を評価し、応答の三次元効果を近似的に評価する新しい方法を提案する。

16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1