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。

Identification of the reactor building damage mode for seismic fragility assessment using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)手法の高度化を図るために、耐震安全上重要な建屋や機器等を対象に、現実的応答、現実的耐力及びフラジリティ評価等に関する手法整備に取り組んでいる。本研究では、入力地震動レベルに対する建屋の損傷状態の推移を把握するため、3次元詳細解析モデルを用いた複数コードによる建屋の荷重漸増解析を実施し、フラジリティ評価に資する局所損傷モードの同定に必要なデータを取得した。本論文では、荷重漸増解析を通して得られた建屋の詳細な損傷状態及び建屋終局耐力の検討結果について地震応答解析結果と比較して報告する。

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。

Characteristics of hybrid tube with Fe-high Si alloy lining by centrifugal casting for thermochemical water-splitting iodine-sulfur process

井岡 郁夫; 栗木 良郎*; 岩月 仁; 久保 真治; 勝山 仁哉; 稲垣 嘉之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00619_1 - 15-00619_8, 2016/06

http://doi.org/10.1299/mej.15-00619

原子力機構では、高温ガス炉の利用系として水素を製造する熱化学水素製造法(ISプロセス)の研究開発を進めている。ISプロセスには、濃硫酸を沸騰させて分解する過酷な腐食環境が含まれている。この腐食環境で十分な耐食性を有する材料としては、Fe-高Si合金とSiCの2種類の脆性材料が報告されている。延性のある炭素鋼の内側に耐沸騰硫酸用のFe-高Si合金を遠心鋳造によりライニングした2層管を作製し、その特性評価を実施した。Fe-高Si合金ライニング部は、沸騰硫酸中でも十分な耐食性を示した。Fe/Fe-高Si合金界面の評価として、熱サイクル試験(100C900C)を実施し、界面はく離はなかったが、界面近傍に割れが発生した。これは、FEMによる解析により加熱時の引張応力と片状黒鉛の析出が原因と考えられる。しかし、十分な界面強度を有することを確認した。

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-6,1; 詳細構造とユーザーズマニュアル

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

JAERI-Data/Code 2003-019, 423 Pages, 2003/12

JAERI-Data-Code-2003-019.pdf:17.7MB

FEMAXI-6は、軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-Vに対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、熱的解析と力学解析の完全連成化を実施し、高燃焼度燃料における被覆管とペレットの間のギャップサイズやペレット被覆管相互作用などの正確な予測を可能にした。またペレット被覆管ボンディングモデル,FPガスバブルスエリングモデルを導入し、詳細な燃焼計算コードとの連係機能の強化を図った。さらに多くの物性値やパラメータを追加したので、高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析にたいする強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-6の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値,モデルの修正方法などを詳述したものである。同時に、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

Analysis of high burnup fuel behavior in Halden reactor by FEMAXI-V code

鈴木 元衛

Nuclear Engineering and Design, 201(1), p.99 - 106, 2000/09

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(00)00247-8

軽水炉の高燃焼燃料のふるまいを解析するコードFEMAXI-Vを開発した。FEMAXI-Vは、FEMAXI-IVの基本構造を引きつぎ、ペレット熱伝導率などの新モデルや、半径方向出力プロファイル及び速中性子束を与える燃焼計算コードとの連携機能などが追加された。本解析においては、IFA519.9(ハルデン炉)のDH及びDK燃料棒の詳細な出力履歴と仕様を入力し、25~93MWd/kgUOにわたって計算された燃料棒内圧を実測値と比較検討した。また、ペレットのスエリングと粒成長に関して感度解析を行った。その結果、計算値はペレットの熱伝導率とスエリング率に敏感であること、FEMAXI-Vは高燃焼領域においても妥当な予測を与えることが見いだされた。

Material and design considerations for the carbon armored ITER divertor

I.Smid*; 秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 佐藤 和義

JAERI-M 93-149, 200 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-149.pdf:5.57MB

本報告は、ITERダイバータ板の有限要素解析を行う上で必要な物性データについて、最適なデータセットを種々の候補材料について評価するとともに、ダイバータ板の接合形状について有限要素解析を実施した結果をまとめたものである。特に、ヒートシンク材料のW-Cuは今回初めてITERダイバータ板への適用を提案した。有限要素解析は汎用コードABAQUSを用い、ろう付け時の残留応力およびプラズマ対向面に15MW/mの一様定常熱負荷が加わった時の熱応答と熱応力について解析を行った。また、解析に用いたダイバータ板の形状には異なる10種類の形状を採用するとともに、可能な材料の組み合せについても検討を行った。その結果、平板型のMFC-1とW-30Cu、MFC-1とDSCuの組み合せがITERダイバータ板の設計条件を満たす可能性があることを明らかにした。なお、本報告は平成3年10月より平成5年3月までNBI加熱研究室に在籍した原研リサーチフェローのIvica Smid氏の研究成果をまとめたものである。

CASKETSS-2: 放射性物質輸送容器熱構造安全解析コードシステム; 第2次版

幾島 毅

JAERI-M 91-129, 347 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-129.pdf:6.82MB

放射性物質輸送容器熱構造安全解析コードシステム(第2次版)CASKETSS-2(CASK Evaluation Code System for Thermal and Structural Safety-version 2)を作成した。CASKETSS-2の特徴は次のとおりである。(1)1~3次元構造の伝熱計算および構造計算が可能な計算プログラム群から構成されている。(2)構造計算プログラム群には、簡易計算プログラムと詳細計算プログラムが含まれている。(3)入力データ作成プログラムが用意されている。(4)計算結果の図形表示プログラムが用意されている。本報告書は、CASKETSS-2の概要、計算プログラム群の概要および入力データについて記述したものである。

放射性物質輸送容器熱解析ハンドブック

幾島 毅

JAERI-M 91-061, 119 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-061.pdf:1.5MB

本文は放射性物質輸送容器の安全解析の一部である熱解析に関して、熱解析法、伝熱計算式、輻射形態係数、解析条件、計算コード、伝熱計算データについて記述したものである。

燃料ふるまい解析コードFEMAXI-IIIによる出力急昇試験燃料棒の破損応力とFPガス放出率の評価

柳澤 和章; 藤田 操

JAERI-M 83-228, 14 Pages, 1984/01

JAERI-M-83-228.pdf:0.54MB

水炉燃料棒のペレット被覆管相互作用(PCI)による破損は、燃料棒の力学的相互作用(PCMI)と放出FPガスによる化学的相互作用(FCCI)の相乗効果により発生すると一般には理解されている。PCI破損機構の解明にはこのような力学的相互作用によりジルカロイ被覆管に発生している円周応力と燃料棒内に腐食環境を作り出しているFPガスのふるまいを理解するのが必要である。一方、試験炉による炉内PCI破損実験では出力が急激に変動している燃料被覆管の円周応力を実測するのが技術的に非常に困難なうえ、ひとたびPCI破損がおこれば腐食環境を作り出していたFPガスが冷却材中にリークしてしまいデータを得ることができない。このように被覆管円周応力と燃料棒内FPガスはPCI破損研究に極めて重要な量であるのにも拘らず直接的にデータを得るのか難しく、この分野の研究を難しいものにしている。本報は燃料ふるまい解析コードFEMAXI-IIIを用い間接的にではあるがそれら量とPCI破損との関係について研究したものである。計算にはハルデン計画およびスタヅビック計画からの出力急昇試験公開データを用いた。