Effectiveness evaluation methodology of the measures for improving resilience of nuclear structures against excessive earthquake

栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

本研究の目的は破損拡大抑制技術によって過大地震時の原子炉構造レジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。安全上重要な機器・構造物のレジリエンス向上策によって耐震裕度が増すとみなす。同向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度CDFを指標に選び、CDFの低減を 地震PRAによって定量化する。崩壊熱除去機能喪失に至る事故シーケンスがナトリウム冷却高速炉SFRの地震時CDFに有意な寄与を示す。また、同事故シーケンスは超高温を経て炉心損傷に至る。本研究では過大地震時の振動への対策のみならず超高温での対策も評価するよう手法を考案した。手法の適用性を検討するため、ループ型SFRを想定して試計算を実施した。仮定した範囲内では、レジリエンス向上策は設計地震動の数倍の地震までCDFを有意に低減する効果を示した。適用性検討を通じて、有効性評価手法が開発された。

Early emergency responses of the Japan Atomic Energy Agency against the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident in 2011

奥野 浩; 佐藤 宗平; 川上 剛; 山本 一也; 田中 忠夫

Journal of Radiation Protection and Research, 46(2), p.66 - 79, 2021/06

https://doi.org/10.14407/jrpr.2020.00185

東京電力福島第一原子力発電所の事故は、最大級の地震とそれに伴う津波により、原子力発電所周辺の住民の避難を誘発した被害の典型的なものであった。本論文は、東京電力福島第一原子力発電所の敷地外緊急事態に対する日本原子力研究開発機構(JAEA)の原子力緊急時支援・訓練センター(NEAT)の初期対応についてまとめたものである。本論文では、東京電力福島第一原子力発電所に関連した2011年以前のNEATの緊急時対応活動、2011年3月11日のNEATの状況、東京電力福島第一原子力発電所の事故を含むオフサイト緊急事態への早期対応について論じた。また、複雑な災害の問題点についても論じた。

Status of rock dynamics study in Horonobe Underground Research Laboratory, Japan

佐藤 稔紀; 青柳 和平; 松崎 嘉輝; 宮良 信勝; 宮川 和也

Rock Dynamics; Experiments, Theories and Applications, p.575 - 580, 2018/06

岩盤動力学は高レベル放射性廃棄物の処分技術に関する研究開発において重要な事項である。幌延深地層研究所はオフサイトの地下研であり、堆積軟岩中の深度350mまで3本の立坑と3つのレベルにおいて水平坑道が展開されている。岩盤動力学に関する研究としては、地下空洞の耐震設計、地震動の観測、地震に伴う地下水圧の変化の観測、掘削影響試験などが実施されている。本報告では、幌延深地層研究計画の現状と、岩盤動力学に関する研究の成果として、耐震設計に関する検討の結果、地震動の観測結果および2011年に発生した太平洋沖地震による地下水圧の変化について報告する。

地層処分の工学技術の適用に関連したシナリオ設定手法の整備; 処分場の建設・操業・閉鎖段階における地震の発生による閉鎖後の安全機能への影響についての整理(受託研究)

高井 静霞; 高山 秀樹*; 武田 聖司

JAEA-Data/Code 2016-020, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-020.pdf:2.42MB

本研究では、地質・気候関連事象のうち処分場の建設から閉鎖段階における地震の発生が長期安全性に与える影響をシナリオとして設定するための検討を行った。まず、地震による地下施設の被害事例を収集し、被害をもたらす条件について分析した。その調査結果に加え、既往のバリア材の熱・水・応力・化学に関する特性への影響に関するFEP(Feature、Event、Process)の情報を踏まえて、地震による影響要因を特定した。さらに、工学技術適用上の事故・人的要因の検討結果を参考にして、地震発生により起こりうる人工バリア・天然バリアの設計上想定される状態から逸脱した状態(逸脱事象)を特定した。そして、逸脱事象により起こりうるバリア特性の変化および安全機能の喪失・低下につながる影響の連鎖をシナリオとして提示し、一連の結果を地層処分工学技術の適用に関連したシナリオ構築のためのデータベースとして整備した。

Evaluation on seismic integrity of HTTR core components

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 高田 昌二; 沢 和弘

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.363 - 371, 2016/03

HTTRは黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で六角柱状黒鉛ブロックの燃料構成要素を有する。黒鉛ブロックは砕けやすい材質であるため、大きな地震によるブロック同士の衝突により損傷するおそれがある。HTTRサイトの地震挙動を確認するために地震観測装置が設置された。2011年3月11日にマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。福島第一原子力発電所の事故後、原子炉の安全性は最も重要な懸案事項となった。HTTR炉内構造物の耐震健全性を確認するために、HTTRサイトでの観測波と周波数伝達関数の関係に基づく評価地震動を用いて耐震解析は実施されたとともに、原子炉出力無しのコールド状態での主冷却設備の確認試験及び原子炉建家や炉心支持構造物の健全性確認を実施した。結果として、黒鉛ブロックの応力値は許容値を満足し、HTTR炉内構造物の健全性は確認された。HTTR炉内構造物の健全性は、原子炉出力無しのコールド状態での運転により確証された。運転で得られたデータは、地震前の健全な原子炉のプラントデータと比較され、結果として、HTTR施設の健全性は確認された。

Development of prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, 16; Experimental and numerical study of pressure fluctuation effects on bubble motion

加藤 由幹; 吉田 啓之; 横山 諒太郎*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

In this study, visualization experiment for the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration was performed to understand bubbly flow behavior under earthquake acceleration. Liquid pressure was also measured at upstream and downstream of the test section. In addition, to consider detailed effects of pressure gradient on bubble motion, numerical simulation of two-phase flow in horizontal pipe with vibration was performed by a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method: TPFIT. Based on observed images and calculated results, bubble velocity was evaluated. It was confirmed that the pressure gradient amplitude increased with the increase of the frequency of the table. In addition, it was observed that the bubble velocity amplitude also increases with the increase of the frequency of the table. It was concluded that the bubble motion was strongly affected by the pressure gradient in the test section.

Dynamic analysis of ITER tokamak based on results of vibration test using scaled model

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-072, 43 Pages, 2005/01

JAERI-Tech-2004-072.pdf:6.06MB

本研究では、トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた複雑な構造の支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。この試験結果に基づき、ITERの真空容器とトロイダル磁場コイルの支持構造について数値解析を実施して、支持脚の簡易モデル化を提案した。このモデルは、支持脚を強軸と弱軸の剛性を模擬する2本のバネ要素のみによってモデル化したバネモデルであり、実験結果に基づいて実際の構造を忠実に模擬したシェルモデルとよく一致し、バネモデルの有効性が検証された。提案したバネモデルを用いて、ITERの候補地である六ヶ所村における設計地震動に対する健全性を評価するため、真空容器とトロイダル磁場コイルの動解析を実施した。結果として、真空容器とトロイダル磁場コイルとの間の相対変位は8.6mmであり、設計要求である100mmを大きく下回り、地震時におけるITERトカマクの主要機器の健全性が確認された。

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)の使用手引

山田 博幸; 堤 英明*; 蛯沢 勝三*; 鈴木 雅秀

JAERI-Data/Code 2002-001, 161 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-001.pdf:6.62MB

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)は、当初大型計算機用に整備されたSHEAT(Seismic Hazard Evaluation for Assessing the Threat to a facility site)コードの操作性能と汎用性の向上を目的として整備された計算コードである。PC版では、大型計算機で動作していたFORTRANソースコードがWindows上で動作可能であるとともに、大型計算機でのジョブコントロール機能をGUIに置き換えて操作性を向上させた。地震ハザードは、特定サイトでの地震動レベルごとの年あたり超過発生頻度として定義される。評価手順は、まず、対象サイト周辺での将来の地震発生(発生位置,マグニチュード及び発生頻度)を、歴史地震データ,活断層データ及び専門家の技術的判断に基づきモデル化する。次いで、対象サイトにおける確率論的地震ハザード計算では、モデル化した各地震がもたらす対象サイトでの地震動を、地震動距離減衰式とその標準偏差を用いて計算する。さらに、地震動レベル毎の発生頻度をすべての地震について足し合わせることにより当該サイトの地震ハザードを計算する。本報告書は、PC版SHEATコードの使用手引きであり、(1)SHEATコードの概要,(2)サブプログラムの機能と計算モデル,(3)入出力データの説明,(4)サンプル計算の結果,(5)操作マニュアルの各内容を記述している。

地震情報緊急伝達システムの研究開発の進捗

地震情報伝達研究特別チーム

JAERI-Tech 2000-063, 143 Pages, 2000/09

JAERI-Tech-2000-063.pdf:7.78MB

阪神・淡路大震災の後、震災の経験をもとに大地震発生直後に正確かつ迅速な地震情報伝達の重要性が認識されている。この背景から原研では、科技庁の地震総合フロンティア研究の一環として「地震情報緊急伝達システム」の研究開発を進めている。本報告書は、平成11年度までの3年間の研究開発の進捗をまとめたものである。地震情報緊急伝達システムの開発では、最新の地震工学の知見を反映した震源・地震動パラメータの推定手法開発を行うとともに、この手法や最新の通信・情報伝達技術を反映したシステム造りをめざしている。これまでに、震源・地震動パラメータ推定手法とソフトウェア開発等主要部分を整備し、また、システムの適用性及び性能確認を行うため、原研東海研周辺の地盤データベース及び表層地盤増幅率関数データベース等の整備を終えている。さらに、インターネットを利用してホームページ及び電子メールにより地震情報の試験発信を行っている。

Evaluation of aseismic integrity in HTTR core-bottom structure, I; Aseismic test for core-bottom structure

伊与久 達夫; 二川 正敏; 石原 正博

Nucl. Eng. Des., 148, p.71 - 81, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(94)90242-9

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部構造を1/5スケールと1/3スケールで模擬した試験体を用いて振動試験を実施した。本試験は、地震時における黒鉛構造物の衝突加速度、衝突荷重、発生ひずみなどを定量的に評価することを目的としている。得られた結論は以下のとおりである。(1)高温プレナムブロックのキー溝部に発生するひずみの周波数特性とブロックの衝突加速度の周波数特性の相関を明らかにした。(2)本試験で適用した相似則の妥当性を示した。その結果、炉床部構造の地震時応答特性はスケールモデルの試験体を用いて評価できる。(3)S(設計用限界地震)地震時に黒鉛ブロックに発生する応力は、HTTRの黒鉛構造設計基準で定まる許容応力を十分満足していることを確認した。