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崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
構造工学論文集,B, 63B, p.325 - 333, 2017/03
日本原子力研究開発機構では、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。本研究では、HTTR建屋の3次元有限要素モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震応答解析を実施し、不確定性を持つ入力パラメータに対して感度解析を行った。また、3次元有限要素モデルにおける不確定性を持つ入力パラメータ設定に関して、建屋応答解析結果のばらつき評価を実施した。
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を進めてきた。2011年東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区の高温工学試験研究炉(HTTR)では、震度5強を観測した。本研究では、様々な不確定性を有するパラメータ(地盤・建屋相互作用、地盤物性)を用いたHTTRの3次元有限要素モデルによって実施した東北地方太平洋沖地震の地震応答解析のパラメータスキャン結果を報告する。上記の不確定性を有するパラメータに対する応答結果のばらつきを評価することにより、妥当性の高い3次元有限要素モデルの構築に必要な知見が得られた。
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、近年発達の著しい計算科学技術を活用し、原子力施設全体の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を行っている。2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区において、震度5強を観測した。今般、東北地方太平洋沖地震の本震記録を用いた3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションのパラメトリックスタディを実施する機会を得たため、本稿にて報告する。
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
本研究では、3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震観測シミュレーションの入力パラメータが解析結果に与える影響を明らかにするために、原子力施設の応答解析結果の感度解析に取り組み、主要な入力パラメータの設定の違いによる床応答のばらつき評価を実施した。その結果について報告する。
崔 炳賢; 西田 明美
no journal, ,
原子力施設の耐震安全性評価手法の高度化において、構築した解析モデルの実現象の再現性を検証することは非常に重要な課題である。本稿では、まずは実現象を分析するため、対象原子力プラント建屋で得られた実地震観測記録を分析した。さらに、対象プラント建屋の3次元有限要素モデルの妥当性を確認するため、同地震を入力とした地震応答解析を実施し、得られた解析結果と観測記録の建屋各階における応答加速度のフーリエ振幅比の比較を行った。異なる建屋高さで観測した応答加速度の比をとることで、応答加速度の増幅を数値化することが可能となり、解析結果と観測記録のより詳細な比較が可能となる。今回の比較では、解析結果における3-4Hz(1次モード)および8-9Hz(2次モード)近傍の応答加速度の増幅が観測記録と一致することを確認できた。
崔 炳賢; 西田 明美; Guo, Z.; 村松 健; 高田 毅士*
no journal, ,
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、原子力施設の地震時応答のばらつき評価を実施し、解析結果の不確定性を定量化することを目的としている。本発表では、多様な入力地震動に対する原子力施設建屋の地震応答のばらつきを統計的に分析し、得られた知見について報告する。
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。本研究では、高温工学試験研究炉(HTTR)建屋の3次元有限要素モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震応答解析を実施し、不確定性を持つ入力パラメータに対して感度解析を行った。また、3次元有限要素モデルにおける不確定性を持つ入力パラメータ設定のため、建屋応答解析結果からばらつき評価を実施し、得られた結果について述べる。
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
no journal, ,
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、原子炉建屋の地震応答解析結果におけるモデル化手法の違いによる影響を評価し、フラジリティ評価における認識論的不確実さを定量化することを目的としている。現実的な応答を得るため、まずは偶然的不確実さを有するハザード適合地震波群を入力地震動として選定し、原子炉建屋の3次元詳細モデルと質点系モデルによる地震応答解析を実施した。特に機器への入力となる床応答に着目し、両モデルの床応答の統計的分析を行った。本発表では、入力地震動およびモデル化手法の違いによる影響を調査し、得られた知見について報告する。
