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。

鉄筋コンクリート耐震壁に対する等価線形解析の適用性検討; 原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法シミュレーション解析

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢

日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J20.038

本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ=2.010程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、=4.010程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。

A Noniterative mean-field QM/MM-type approach with a linear response approximation toward an efficient free-energy evaluation

城戸 健太朗

Journal of Computational Chemistry, 40(24), p.2072 - 2085, 2019/09

https://doi.org/10.1002/jcc.25844

Mean-field treatment of solvent provides an efficient technique to investigate chemical processes in solution in QM/MM framework. In the algorithm, an iterative calculation is required to obtain the self-consistency between QM and MM regions, which is a time-consuming step. In the present study, we have proposed a non-iterative approach by introducing a linear response approximation (LRA) into the solvation term in the one-electron part of Fock matrix in a hybrid approach between MO calculations and a three-dimensional integral equation theory for molecular liquids (MC-MOZ-SCF; Kido , J. Chem. Phys. , 014103 (2015)). To save the computational time, we have also developed a fast method to generate electrostatic potential map near solute and the solvation term in Fock matrix, using Fourier transformation (FT) and real spherical harmonics expansion (RSHE). To numerically validate the LRA and FT-RSHE method, we applied the present approach to water, carbonic acid and their ionic species in aqueous solution. Molecular properties of the solutes were evaluated by the present approach with four different types of initial wave function and compared with those by the original (MC-MOZ-SCF). From the averaged speed up ratio, the present approach is 13.5 times faster than MC-MOZ-SCF.

Numerical study of sediment and Cs discharge out of reservoirs during various scale rainfall events

操上 広志; 舟木 泰智; Malins, A.; 北村 哲浩; 大西 康夫*

Journal of Environmental Radioactivity, 164, p.73 - 83, 2016/11

AA2015-0827.pdf:2.61MB

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2016.07.004

福島の一般的なダム湖における土砂・放射性セシウム輸送を理解するために3次元有限体積コードFLESCOTによる解析を実施した。本モデルは乱流流れ、複数粒径土砂の輸送、溶存および土砂付着セシウムの輸送を考慮する。福島環境におけるモデルの適用性確認のために台風時の大柿ダム湖での試験解析を実施した。その後、一般的なダム湖に対し、流量強度、ダム湖体積、収着分配係数を変化させた解析を実施し、それらの特性が放射性セシウムのダム湖からの流出に与える影響を調査した。大きい降雨イベント時にはシルトが放射性セシウム輸送に大きく寄与する一方、小さいイベント時には粘土付着成分や溶存成分が支配的となることが示された。これらの結果は任意の降雨イベント時に対し、放射性セシウム流出量を評価するのに有益と考える。

Numerical analysis of a water-vapor two-phase film flow in a narrow coolant channel with a three-dimensional rectangular rib

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定

JSME International Journal, Series B, 47(2), p.323 - 331, 2004/05

軽水炉の冷却材流路には燃料棒間のギャップ幅を一定に保つためにスペーサ等の突起がしばしば設置される。狭隘流路内のスペーサ周辺の熱流動に関する定量的な研究は、単相流では数多く見られるが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路に存在するスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。解析体系は3次元流路とスペーサを簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に検討した。本研究の成果は次のとおりである。(1)気液界面に作用するせん断応力によって界面不安定性が起こり、気相と液相の相対速度とあいまって波立ち発生へと現象が進行することを数値的に確認した。(2)突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されることがわかった。

照射キャプセル設計支援のための3次元温度計算用サブプログラムの開発

飛田 正浩*; 松井 義典

JAERI-Tech 2003-042, 132 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-042.pdf:7.19MB

炉内照射試験における照射温度の予測は、照射キャプセル設計において重要な項目の一つである。近年の照射試験では、種々の試験条件の要求に対応するため、複雑な構造のキャプセルが多く、照射温度の精度良い評価には、3次元計算を必要とするケースが増えている。しかし、3次元温度計算では一般に入力の作成等に複雑な作業を必要とし、多くのパラメータ計算を行う設計作業では大変な時間と労力を要する。このため、3次元有限要素法コードNISA1)(Numerically Integrated elements for System Analysis)の導入とともに、キャプセル設計者の入力作成作業を支援するサブプログラムを開発した。この結果、3次元温度計算がより容易に実施可能になるとともに、発熱率の自己遮へいによる構造物内部での減衰等の効果,炉内照射に特有の効果も取り扱えるようになった。

等温水平管内の複合対流による逆流域の数値解析と可視化実験

坂本 美定*; 功刀 資彰; 一宮 浩市*

可視化情報学会誌, 16(63), p.253 - 257, 1996/10

https://doi.org/10.3154/jvs.16.63_253

水平正方形等温加熱管における複合対流場の温度助走域に発生する逆流現象および加熱管内部の流れの可視化実験を行った。同時に物性値の温度依存性を考慮した3次元楕円形数値解析を行い可視化実験との対比を行った。作動流体に水を用い、可視化試薬にウラニンとローダミンBを用いた。レイノズル数が21~735、加熱壁面温度と入口温度の差が4.3~23.9の範囲で実験を行った。実験により加熱開始点上壁近傍に発生するはく離泡の断面構造、および内部の流動状態を明瞭に可視化することできた。これらの結果は計算によって得られた流線と極めて良い一致を示し、はく離泡内の3次元的な流れ構造を実験、計算の両面から裏付けることができた。また、はく離泡長さはレイノルズ数の低下と共に非線形的に増大し、流量変化に高い追従性を示すことが明らかとなった。

Flow reversal in a horizontal channel with mixed convection

坂元 美定*; 功刀 資彰; 一宮 浩一*

Album of Visualization,No. 13, 0, p.19 - 20, 1996/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/10002512560

筆者らは、これまでの水平等温加熱管内における複合対流場の研究において、浮力の影響が強い場合に加熱部入口近傍の温度助走域で上流方向への逆流の発生を見出している。この逆流現象の3次元的な流れ構造および温度分布を3次元数値解析と実験により可視化し、両者の良い一致を得た。なお本例の熱流動条件は、作動流体に水を用い、Re=105、Gr=3.2310である。本報告は、数値解析による流線と実験による可視化写真とを組み合わせて示したものである。

Three-dimensional void fraction measurement of two-phase flow in a rod bundle by neutron radiography

竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.115 - 118, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(96)00127-1

軽水炉の安全性にとってロッドバンドル中の二相流の振る舞いは、重要である。その中でも特に、ロッドバンドル中のスペーサ近傍の二相流の振る舞いが重要である。これまでは、X線や線を用いてBWR又はPWRと同サイズのロッドバンドル中の同じ圧力、同じ温度条件下での二相流のボイド率測定が行われてきた。さらに、断面におけるボイド率分布を得るためにCT法も用いられてきた。本研究では、スペーサの材料である金属板を透過し、二相流を可視化できる中性子ラジオグラフィを用いて軽水炉燃料を模擬した44ロッドバンドル中のスペーサ近傍の空気-水二相流の可視化を行い、一次元の平均ボイド率分布及びCT法による3次元ボイド率分布を得た。

Three-dimensional thermo-fluiddynamic analysis of gas flow in hot leg with fission product deposition

丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 橋本 和一郎; 杉本 純

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1247 - 1251, 1995/00

原子炉配管内における熱流動挙動は、FPの挙動及び構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でPWRホットレグ内における熱流動解析を実施している。本解析では、ホットレグ内壁に沈着したFPから放出される崩壊熱及びホットレグ入口における流体速という2つのパラメータの影響を調べた。両パラメータの流体温度の軸方向分布には大きな影響を与えたが、ホットレグ断面の流動パターンにはあまり影響しなかった。ホットレグ内流体の対流(中心部で上昇流、内壁に沿った下降流)の形成が予測された。熱流動挙動が及ぼすFPエアロゾル沈着及び配管の構造健全性への影響を考察した。