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山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓; 栗坂 健一
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 11 Pages, 2024/03
本研究では、FINAS/STARコードを用いて課題に対する次原子炉容器の動的構造解析を実施し、象足型座屈を示すとともに、累積疲労損傷和を計算した。その結果を用いて、本論文では安全係数法を用いてフラジリティ曲線を描き、既往評価結果に比べて有意に改善することを示した。
笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03
本研究では、受動安全構造を適用することによって破損拡大抑制方法を提案する。受動安全構造のアイデアを超高温条件および過大地震時の次世代高速炉に適用した。
深沢 剛司*; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 岡村 茂樹*; 藤田 聡*
日本機械学会論文集(インターネット), 87(898), p.21-00007_1 - 21-00007_17, 2021/06
本論文では、積層ゴムを用いた免震構造物の耐震安全マージンに関する基礎研究について述べた。免震構造物で想定される地震応答の変動は、「入力地動による地震応答の変動」と「免震装置の製造に伴う設計値の誤差」の重ね合わせの下で発生する。それらの状態を考慮した地震応答解析は、孤立した構造物の耐震安全マージンを評価するために重要である。本論文は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用のゴム製ベアリングからなる隔離構造物の耐震安全マージンが、地震応答の変動要因を考慮した地震応答解析を通じて日本電気協会ガイド4601(JEAG4601)およびSFRの基礎地動に対して確保されることを明らかにする。さらに、地震応答解析の結果を使用して、耐震安全マージンと線形限界の超過確率との関係について説明する。
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。
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。
中野 貴文; 佐藤 史紀; 白水 秀知; 中西 龍二; 福田 一仁; 立花 郁也
日本原子力学会誌ATOMO
, 57(1), p.14 - 20, 2015/01
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震では、日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設(東海再処理施設)のある茨城県東海村において震度6弱の地震を観測した。本地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や地震応答解析及び両者の結果を踏まえた総合評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。その結果について報告する。
堤 英明*; 蛯沢 勝三*; 山田 博幸*; 柴田 勝之; 藤本 滋*
日本材料学会JCOSSAR 2003論文集, p.829 - 836, 2003/11
原研では、原子力関連機器に免震技術を適用する際の有効性を確率論的手法に基づいて評価する手法について研究を実施している。本報では、炉心損傷頻度(CDF)の低減効果を設計目標として、CDFの低減に寄与する安全上重要な機器を選定して免震設計を行い、地震PSA手法を応用してその有効性を評価する手法を提案した。また、本手法及び機器免震化の有効性を検証するために、モデルプラントを想定して、外部電源喪失事象について応答係数法を用いて炉心損傷頻度(CDF)の試評価を行い、重要機器を免震化した場合の非免震プラントに対するCDFの低減効果を算定した。その結果、がい管付き起動変圧器と非常用ディーゼル発電機を免震化した場合に、炉心損傷頻度の低減効果が大きく、免震化によりこれらの機器の加速度応答が非免震機器の1/5に低減されると、1/100程度まで炉心損傷頻度が低減する可能性があることが明らかになった。さらに、非常用ディーゼル発電機について免震設計を行い、地震応答解析によって1/6程度に加速度応答を低減できることを確認した。
森 和成*; 堤 英明*; 山田 博幸; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之
JAERI-Tech 2001-037, 85 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-037.pdf:6.27MB
免震技術は一般構造物と同様に原子炉機器の耐震設計においても、機器に作用する地震力を低減する有効な手段として期待されている。原研では、1991年より原子力機器の免震化に関する研究に着手し、確率論に基づく機器免震の有効性評価手法及び評価コード(EBISA: Equipment Base Isolation System Analysis)を開発した。さらに、上記評価コードを高度化するために、1996年より機器免震システムの動的挙動を把握するとともに、有効性を検証するための確証試験を実施している。上記有効性評価手法においては、詳細法を用いて機器の現実的応答を求め、機器の応答と損傷限界から損傷頻度を算定し、非免震機器と比較して有効性を評価する。詳細法は、対象サイトにおいて想定される種々の入力地震動に対して、地盤・建屋・機器の非線形挙動やそれらの物性値あるいは振動特性等のばらつきを考慮して機器の現実的応答を求めるものである。したがって、損傷頻度を精度良く評価するためには、地盤・建屋・機器の地震応答解析手法の選定と、解析モデル及びばらつきを含めた解析条件の設定方法が重要である。また一方で、計算の効率化を図るために、地震応答解析において考慮すべきばらつきの要因を絞り込む必要がある。本報告は、機器免震有効性評価手法において地盤・建屋・機器の地震応答解析で用いる解析手法や解析モデルについておもに精度の面から妥当性を検討するとともに、地盤物性や建屋の振動特性等について応答のばらつきに大きな影響を及ぼす要因についてまとめたものである。
堤 英明*; 山田 博幸; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之; 藤本 滋*
JAERI-Tech 2001-033, 124 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-033.pdf:9.98MB
日本原子力研究所では、1991年より原子力機器の免震技術を導入した場合の有効性評価に関する研究に着手し、機器免震の有効性評価手法及び評価コード(EBISA: Equipment Base Isolation System Analysis)を開発した。さらに、上記評価コードを高度化するために、1996年より機器免震試験システムの動的挙動を把握するとともに、有効性を検証するための確証試験を実施している。有効性確証試験では、特性の異なる2種類の3次元機器免震試験システムを製作し、特性試験によりそれぞれの動的特性と免震効果を検証している。上記試験システムの1台は、免震装置としてボールベアリングと空気ばねを用いたもので、現在大洗研究所敷地内のテストベッドに設置し、自然地震動下で応答を観測しており、いくつかの地震動により顕著な免震効果を確認した。また、ほかの1台は、免震装置として多段積層ゴムとコイルばねを用いたもので、3次元連成振動の影響と免震効果を確認するために種々の周波数特性の地震動による振動台試験を実施した。本報告書は、多段積層ゴム・コイルばねタイプ3次元免震システムの概要、振動特性、振動台試験及び地震応答解析結果についてまとめたものである。
堤 英明*; 山田 博幸; 森 和成*; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之
JAERI-Tech 2000-086, 93 Pages, 2001/02
JAERI-Tech-2000-086.pdf:6.56MB
日本原子力研究所では、1991年より原子力機器の免震技術を導入した場合の有効性評価に関する研究に着手し、機器免震の有効性評価手法及び評価コード(EBISA: Equipment Base Isolation System Analysis)を開発した。さらに、上記評価コードを高度化するために、1996年より機器免震試験システムの動的挙動を把握するとともに、有効性を検証するための確証試験を実施している。有効性確証試験では、特性の異なる2種類の3次元機器免震試験システムを製作し、特性試験によりそれぞれの動的特性と免震効果を検証している。上記試験システムの1台は、免震装置としてボールベアリングと空気ばねを用いたもので、現在大洗研究所敷地内のテストベッドに設置し、自然地震動下で応答を観測しており、これまでに、いくつかの地震動により顕著な免震効果を確認した。また、ほかの1つは、免震装置として多段積層ゴムとコイルばねを用いたもので、振動台試験により種々の大規模地震動に対する3次元的連成挙動と免震効果の検証を実施している。本報告書は、ボールベアリング・空気ばねタイプの3次元機器免震試験システムの設計仕様,特性試験及び自然地震動による応答観測から得られた動的特性、それらに基づいて作成した振動モデル及び免震要素の特性のばらつきを考慮した地震解析結果についてまとめたものである。
堤 英明*; 山田 博幸; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之; 藤本 滋*
土木学会第2回免震・制震コロキウム講演論文集, p.75 - 82, 2000/11
原研では、平成3年度から平成7年度までのPhase I研究において安全上重要な機器に免震技術を導入した場合の有効性評価手法及びコードを開発し、碍管付き起動変圧器について有効性を評価した。平成8年度から平成12年度までのPhase II研究では、機器免震有効性評価コードの高度化を目的として3次元機器免震システムの有効性確証試験を実施している。有効性確証試験では、平成10年度に原子力機器を模擬した特性の異なる「ボールベアリング支承・空気ばねタイプ」及び「多段積層ゴム・コイルばねタイプ」の3次元機器免震試験システムを設計製作し、前者のシステムは、大洗研究所内のテストベッド上に設置し、自然地震動下において地震応答観測を実施中である。既に数回の地震で顕著な免震効果が確認されている。また、後者については、種々の振動特性を有する地震動により振動台試験を実施し、動的挙動と免震効果を検証した。本論文は、「多段積層ゴム・コイルばねタイプ3次元機器免震試験システム」の概要、振動特性、振動台試験及び模擬地震応答解析についてまとめたものである。
堤 英明*; 山田 博幸; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之
JAERI-Tech 2000-045, 107 Pages, 2000/07
JAERI-Tech-2000-045.pdf:7.25MB
免震技術は一般構造物と同様に原子炉機器の耐震設計においても、機器に作用する地震力を低減する有効な手段として期待されている。日本原子力研究所では、1991年より原子力機器の免震化に関する研究に着手し、機器免震の地震時における損傷頻度の評価手法及び評価コード(EBISA: Equipment Base Isolation System Analysis)を開発した。さらに、上記評価コードを高度化するために、1996年より機器免震システムの動的挙動を把握するとともに、有効性を検証するための確証試験を実施している。有効性確証試験では、特性の異なる2種類の3次元機器免震試験システムを製作し、それぞれの静的及び動的特性を静加力試験及び自由振動試験等で確認した。それらのうちの1台は、免震装置としてボールペアリング支承と空気ばねを用いたもので、現在大洗研究所内のテストベッドに設置し、自然地震動下で応答を観測しており、これまでに、いくつかの地震動により顕著な免震効果が確認されている。また、ほかの1台は、免震装置として多段積層ゴムとコイルばねを用いたもので、振動台試験により種々の大規模地震動に対する3次元的連成挙動と免震効果を確認した後、テストベッドに設置して地震応答を観測する予定である。本報告書は、多段積層ゴム及びコイルばねを用いた機器免震システムの仕様、静的及び動的特性、それらに基づいて作成した解析モデル、振動台試験の加振実験や加振性能を確認するために実施した予備振動台試験及び地震応答解析についてまとめたものである。
楠 剛; 小田野 直光; 頼経 勉; 福原 彬文*; 中島 伸也; 落合 政昭
Proceedings of the 4th JSME-KSME Thermal Engineering Conference, p.1_61 - 1_66, 2000/00
地球環境保全のために、二酸化炭素を放出しないエネルギー源の活用が求められている。このための一案として、オフィスビルの熱供給に原子炉を利用し、燃料交換時に、原子炉ごと交換する「カセット式熱供給システム構想」が提唱されている。MR-1Gはビルの地下に設置して、熱供給を行うために設計された超小型の原子炉である。原子炉プラントは、一次冷却水ポンプ、加圧器、原子炉補助系を持たない極めて単純な構成であり、すべての構成要素が格納容器に収められている。格納容器は輸送容器を兼ねており、プラント全体をトレーラで輸送することができる。またMR-1Gは、自然循環を利用した受動的な安全設備を備えている。安全設備の機能は、汎用原子炉プラント応答解析プログラムを用いた解析により確認された。
礒崎 和則; 冨田 直樹
PNC TN9410 97-069, 134 Pages, 1997/07
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。
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。
山本 勝; 新沢 幸一*; 小椋 正己; 室川 佳久; 真道 隆治; 上野 勤; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-002, 99 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設付属排気筒工事(以下「本工事」という)は、平成元年9月より現地工事を開始し、約17ヶ月の工期を要して平成3年2月に完了した。本報は、本工事の設計・許認可工事の詳細内容を報告した。本報の主要な内容は次のとおりである。1)付属排気筒の概要2)契約の内容3)付属排気筒工事の概要とその詳細内容4)国の使用前検査と動燃の自主検査5)許認可業務内容6)施工上の検討事項
山岡 光明; 林 秀行
PNC TN9410 92-368, 75 Pages, 1992/12
米国の高速実験炉「FFTF(Fast Flux Test Facility)」においては,高速炉の受動的安全性に関わる反応度フィードバック,特に炉心変形に伴う反応度効果の確認・予測精度向上のため,受動的安全性試験(フェーズIIB試験)が計画されている。その予備解析作業の一環として,炉心湾曲による反応度効果の解析を行った。湾曲反応度は30%流量からのULOF事象を想定して評価された炉心湾曲量をもとにして計算した。(炉心湾曲計算は実験炉技術課で実施)本計算では,二次元RZ体系において基準炉心の燃料反応度分布を関数形表示し,一時摂動近似を適用して湾曲反応度を求めた。報告書では,出力・流量比と湾曲反応度の関係を,集合体間のパッドギャップや炉心拘束機構と炉心間のギャップなどをパラメータとしてまとめた。主な結果は以下のとおりである。1・出力流量比の増加に伴う炉心変形により,集合体間のパッドギャップがとじるまでは正の反応度が印加される。これは集合体頂部の相互作用の反力により,燃焼部が内側へ変位するためである。2・集合体間のパッドギャップがとじた後は,逆に燃料部が外側へ変位を始め,負の反応度が印加される。3・最外周炉心集合体では,湾曲量及び単位湾曲量当たりの反応度効果ともに大きいために,その湾曲挙動が湾曲反応度を支配する。また,本計算作業にあたり湾曲反応度計算コードを作成・整備した。その計算内容と使用方法についても報告する。
二川 正敏; 菊地 賢司; 武藤 康; 柴田 碧*
材料, 40(449), p.178 - 184, 1991/02
高温ガス炉の黒鉛構造物は地震時に衝撃力を繰り返し受ける。従って、黒鉛材の衝撃強度及び繰り返し衝撃疲労特性を明らかにしておくことは耐震設計上重要である。そこで、試験片寸法の異なる粗粒準等方性黒鉛PGXと微粒等方性黒鉛IG-11に対して衝撃荷重及び準静的荷重負荷条件下での曲げ強度並びに疲労強度試験を実施し、両荷重条件による強度の差異について検討した。また衝撃エネルギー、衝撃力、衝撃応力の関係について調べるために、接触挙動を考慮した梁モデルによる衝撃応力の解析を行なった。得られた主な結果は次の通りである。(1)Hertzの接触理論を適用した梁モデルは衝撃挙動を良く再現できる。(2)ひずみ速度が5/s以内の範囲では黒鉛の曲げ強度に対するひずみ速度依存性は認められなかった。(3)黒鉛の衝撃疲労強度は通常の疲労強度より低下する。
伊藤 嘉朗; 山田 人司*; 藤田 茂樹; 馬場 治
JAERI-M 85-185, 67 Pages, 1985/11
原子力施設を対象とした2次元質点系弾塑性地震応答解析コード「DYNA」を作成した。構造物の履歴特性として一般トリ・リニア型、原点指向型、最大履歴点指向型の各モデルを設定できる。また、地盤の回転剛性については基礎の浮き上がりによる非線形性を考慮できる。さらに、弾性解析時には、モード合成法により計算時間を短縮することが可能である。本書は、DYNAの機能概要、コード内での計算方法、使用方法、並びに解析例について記述している。
堀江 知義; 川崎 幸三; 平塚 一; 安光 直樹*
JAERI-M 84-097, 31 Pages, 1984/05
JT-60用圧電素子弁を実機に取付けた状態で実施する圧電子素子弁流量の較正方法について、試験及び会席の両面から検討した結果、以下の点が明らかになった。(1)圧電素子弁の竜量較正方法として、ゲート弁を開けた状態でポートマニホールド枝管圧力を測定して行なうダイナミック法を適用できる見通しを得た。(2)小容量圧電子素子弁が取付けられる枝管の圧力は、大容量圧電子素子弁の動作によって影響を受けるため、正確にガス注入量を求めることはできないため圧力上昇分の補正が必要である。(3)大容量圧電子素子弁のガス注入量測定に、MKSバラトロン真空計の1Torrセンサを使用すると、ガス注入時の圧力変化によって、センサのダイヤフラムが振動するため。ダイヤフラムの手前にオリフィスを設るなど改善の必要がある。
