Uncertainty assessment of structural modeling in the seismic response analysis of nuclear facilities

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08

本稿では、原子力施設のモデル化手法が地震応答解析結果に与える影響を明らかにするため、多様な入力地震波を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、従来のSRモデルと3次元有限要素モデルにおける建屋の最大加速度応答の違いに着目し、入力地震動強さと建屋床高さと応答結果の関係について得られた知見について報告する。

3次元免震における適切な上下免震特性の検討

北村 誠司; 森下 正樹

JNC TN9400 2000-060, 168 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-060.pdf:4.09MB

共通床(コモンデッキ)に原子炉容器、一次系機器を搭載し、これを大型の皿ばねを用いた免震要素で上下方向に支持する3次元免震構造概念(コモンデッキ方式)を対象に、適切な上下免震特性に関する検討を行った。検討用の入力地震動としては、4種類の自然地震波と3種類の人工地震波を地震入力を用いた。地盤条件や免震建屋の特性を考慮し、水平免震建屋の地震応答解析を行い、上下免震要素の支持レベルにおける床応答と加速度時刻歴を整理した。上記で得た免震支持レベルでの応答加速度を入力として、1自由度上下免震構造モデルを用いて地震応答解析を行った。解析は、線形解析、非線形解析(復元力特性が弾性である皿ばねと弾完全塑性の減衰要素を想定)の2種類について実施した。線形解析で検討する範囲は、免震振動数0.82.5Hz、減衰比260%を組み合わせた領域とした。非線形解析では、皿ばねの剛性のみで決まる免震振動数0.55Hz、剛性比120、及び降伏震度0.010.2の範囲で検討した。上下免震システムの免震特性として、最大相対変位、最大加速度、及び512Hz間における床応答加速度の最大値の3つの応答量に対する判断基準を設定し、これらを満足するパラメタの組み合わせ領域について調べた。判断基準として最大相対変位50mm、規格化加速度0.75、規格化床応答0.33を用いた場合、線形解析の結果から、免震振動数は0.8、1.0、1.2Hz、減衰比はそれぞれ30、20、15%以上の組み合わせが適切であることがわかった。また非線形解析の結果、免震振動数0.81.0Hzの皿ばねと、剛性比46、降伏震度0.050.06の減衰要素を組み合わせて用いることで、適切な免震特性が得られることがわかった。非線形解析の結果は、等価減衰比が20%以上の減衰要素を用いることで、系としての卓越振動数が1.02.0Hzの範囲において適切な免震効果が得られることに相当する。

「ふげん」燃料建屋等の形状データ作成

太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*

JNC TJ3410 2000-021, 73 Pages, 2000/03

JNC-TJ3410-2000-021.pdf:52.78MB

「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため平成11年度は、燃料建屋、廃棄物処理建屋、及び中間建屋についての概略の物量評価を実施した。特に、廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。

高速実験炉「常陽」建物、機器・配管系の耐震性再評価

礒崎 和則; 冨田 直樹

PNC TN9410 97-069, 134 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-069.pdf:3.78MB

平成7年1月17日早朝に発生した兵庫県南部地震を契機に、原子力安全委員会及び科学技術庁原子力安全規制局原子炉規制課は、安全審査に用いられている耐震設計に関する関連指針類の妥当性の検討を行うとともに、昭和56年審査指針制定以前に建設された原子力施設に対して、昭和56年審査指針に基づく再評価を要請した。 高速実験炉「常陽」は、昭和45年2月に原子炉設置許可を受領した施設であるが、MK-・冷却系改造に係る設置変更許可申請において、既に、昭和56年審査指針に基づく再評価を行っていることから、科学技術庁の要請対象施設となっていない。しかし、MK-・における評価は、改造範囲に限定されていることから、この範囲を拡大して耐震性の再評価を行った。 昭和56年審査指針の考え方に基づき策定された基準地震動及び静的地震力を用いた再評価の結果、建物、機器・配管系の構造健全性に問題ないことを再確認した。なお、これら耐震性評価における地盤内伝播解析、建物動的応答解析における解析モデルの諸条件は、JEAG4601の1987年版及び1991年版(追補版)に基づき設定している。また、これらの設定にあたっては、敷地における地盤調査結果及び実機の起振実験等に基づき設定しており、その諸定数の妥当性が確認されたもので、かつ、保守性が考慮されていることを技術的に確認した。

地震動下での建屋・機器の現実的応答評価法と応用

蛯沢 勝三; 神野 邦彦*; 中村 英孝*; 伊東 守*; 阿部 清治

JAERI-Research 96-059, 73 Pages, 1996/11

JAERI-Research-96-059.pdf:2.72MB

地震動に対する建屋・機器の損傷確率は、それらの現実的応答が耐力を上回った時の条件付き確率として評価される。建屋・機器の損傷確率評価法として、米国Lawrence Livermore国立研究所が開発した詳細法と呼ばれるSSMRP(Seismic Safety Margins Research Program)法とKennedy等によって提案された簡易法と呼ばれるZion法とがある。筆者等は、建屋・機器の損傷確率評価のため、基本的に応答係数法を採用し、採用に当たっては、我が国の耐震設計法を反映した形で、損傷確率の精度向上を図ることができるように、簡便性を損ねない範囲で、現実的応答評価法を改良する手法を提案した。この提案手法を用い我が国の耐震設計基準で設計された原子炉建屋や継電器等の応答係数を定量評価し現実的応答を求めると共に耐力も評価し損傷確率を求めた。また、SSMRP法及び既存の応答係数法と改良手法との違いをみるため、SSMRP法については類似の評価手法を考え、各手法毎の原子炉建屋の損傷確率を求め比較を行った。更に、建屋・機器の損傷確率評価法の選択に関し考え方を示した。

Estimation methodology for functional failure probability of reactor buildings under earthquake motion

蛯沢 勝三; 中村 英孝*; 神野 邦彦*; 伊東 守*

PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, 2, p.715 - 720, 1995/00

著者等は、原子炉建屋の機能喪失確率を評価する方法を提案する。建屋や機器の損傷確率評価法としては、「SSMRP法」や「応答係数法」が既に開発されている。著者等の手法は基本的に応答係数法に基づくものの、我が国の耐震設計法を反映し得る形に各種改良されている。建屋や機器の損傷確率は、それらの応答が耐力を上回った時の条件付き確率として計算される。ケネデー等の手法は、評価の簡便性を損わないという観点から、応答を線形で評価し、応答の非線形性については耐力をその分見掛け上割り増すことで評価している。この割り増しは、ニューマークが提案している塑性エネルギ吸収係数を用いて表される。一方、著者等の手法は、簡便性を損わない範囲で応答を非線形として評価する。評価に当っては、建屋梁の復元力特性を用いて、応答の非線形性を表わし得る回帰式を求め、回帰式を構成する係数を用いて非線形性を評価する。著者等の手法はケネデー等の手法と同様に簡便ではあるが、精度が良いと考える。

大洗工学センター管理部工務課業務年報(平成2年度)

管理部工務課

PNC TN9440 91-018, 232 Pages, 1991/10

PNC-TN9440-91-018.pdf:11.72MB

本資料は、管理部工務課が所掌するユーティリティー設備(電気、給排水、ボイラ、給排気等)の運転、保守及び建設工事(本社及び現地工事)に関する実績と記録について成果としてとりまとめたものである。各施設の運転データ、保守、更新の記録を出来る限り図表にして見やすい方法にした。また、建設工事に関しては、工事の記録に加えて建設費や建設コストに役立てることができるようにした。主な内容は次のとおり。1各年度の運転データが比較できるようにホーマットを統一した。2運転データは、項目事に評価を行った。3保守点検費は、項目ごとに評価を加え次年度に生かせるようにした。4建設工事は、建設費、工程等をとおして新たな設計に役立てることができるようにした。5建設や運転に直接関係してないものでも記述した。本資料は、運転、保守の実際、運転技術の高度化や安全性についてQAの立場で活用できるように作成した。

原子力プラントの包括的安全性向上のための地震時クリフエッジ回避技術の開発,2; 建屋システムと原子炉容器・配管の検討

崔 炳賢; 西田 明美; Guo, Z.; 山野 秀将; 高田 毅士*

no journal, , 

本研究では、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化するトータルシステムにより原子力プラントの耐震安全性を評価し、クリフエッジ状態を回避する手法を開発することを目的としている。まず、建屋システムの予備的弾塑性解析を行い、クリフエッジ状態のモデル化因子依存性についての知見を得た。この知見に基づき、原子炉容器・配管の予備的なフラジリティ評価を行い、水平免震のクリフエッジ回避対策としての有効性について検討した。

格納容器及び原子炉建屋内におけるエアロゾル粒子沈着量評価手法の開発,4; 原子炉建屋内詳細構造における粒子沈着量評価モデルの検討

堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦

no journal, , 

軽水炉事故時における核分裂生成物の合理的な環境放出量評価に資するため、原子炉建屋内のエアロゾル粒子沈着量をCFDにより解析する手法を開発している。本報では、建屋内の詳細構造の一つである扉の隙間等を模擬した狭隘流路での粒子沈着量モデル化のための予備解析を実施した。その結果、狭隘流路前後の差圧及び粒子径が大きくなるほど粒子の慣性が増加し、気流の向きが大きく変わる曲がり部等での沈着量が大きくなるなど、モデル化において必要な知見が得られた。

原子炉建屋内エアロゾル粒子挙動評価手法に関する研究,3; CFD解析による粒子挙動評価及び流量・粒径の影響

堀口 直樹; 中村 康一*; 関口 昂臣*; 上澤 伸一郎; 氷見 正司*; 吉田 啓之; 西村 聡*

no journal, , 

原子力施設の安全性向上や適切の対策の検討のためには、シビアアクシデント(以下、SA)における原子炉建屋(以下、建屋)による放射性エアロゾル粒子の捕集効果を評価する必要がある。原子力機構ではCFD解析コードを用いた建屋内粒子挙動評価手法を開発しており、捕集効果評価に用いられるSA解析コードへの参照解提供を目指しているが、これに必要なベンチマーク問題はない。本報では、SA解析コードの解析結果(第1,2報)から設定したベンチマーク問題と、CFD解析コードを用いた評価結果について報告する。解析対象は、福島第一発電所事故でエアロゾル粒子の捕集が見られ、かつ簡素な構造でコード間の比較が容易な2号機建屋のオペレーティングフロアを模擬した大空間とした。流量51000L/min、粒径0.110micro mの条件でCFD解析した結果、大粒径かつ小流量ほど大空間から流出する粒子数の割合が少ないことを確認した。