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奥田 貴大; 高橋 英樹*; 渡壁 智祥
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00075_1 - 23-00075_9, 2023/08
近年、原子力発電プラントにおける配管耐震設計を合理的化するため、塑性変形とそれに伴う配管自体のエネルギー散逸を考慮した設計手法の開発が期待されている。本検討では配管系全体の地震応答に対して、支持構造の塑性変形の影響の程度を調査するために、広い範囲にわたって一連の地震応答解析を実施した。解析は配管と支持構造の塑性変形について、(1)両方とも考慮しない、(2)配管のみ考慮する、(3)支持構造のみ考慮する、(4)両方とも考慮する、の4ケースについて実施した。
早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。
棚井 憲治; 堀田 政國*; 出羽 克之*; 郷家 光男*
JNC TN8410 2001-026, 116 Pages, 2002/03
JNC-TN8410-2001-026.pdf:9.19MB
地下構造物は、地上構造物に比較して耐震性が高く、耐震性を検討した事例は少なかったが、兵庫県南部地震で開削トンネルが被災したため、地中構造物の耐震設計法に関する研究が精力的に実施され多くの知見が得られてきている。しかし、ほとんどの研究は比較的浅い沖積地盤における地中構造物の地震時挙動を対象としたものであり、深部岩盤構造物の地震時挙動についての検討はあまり実施されていないのが実情であるため、深部岩盤構造物の明確な耐震性評価手法が確立しているとは言い難い。一方、高レベル放射性廃棄物の地層処分場は、地下深部に長大な坑道群が建設されることとなり、また、これらの坑道内にて操業が行われることとなる。さらに、建設開始から操業及び埋め戻しまでを含めた全体的な工程は、おおよそ60年程度とされている(核燃料サイクル開発機構、1999)。これらの期間中においては、施設の安全性の観点から、地下構造物としての耐震性についても考慮しておくことが必要である。そこで、地層処分場の耐震設計に関する国の安全基準・指針の策定のための基盤情報の整備の一つとして、既存の地下構造物に関する耐震設計事例、指針ならびに解析手法等の調査・整理を行うとともに、今後の課題を抽出した。また、これらの調査結果から、地下研究施設を一つのケーススタディーとして、地下構造物としての耐震性に関する検討を実施するための研究項目の抽出を行った。
森下 正樹
JNC TN9400 99-041, 187 Pages, 1999/05
現行の配管耐震設計手法には必要以上の安全裕度が含まれていると認識されている。そこで、高速炉の主冷却系配管の設計例を対象とした耐震解析を行い、種々の基準による強度評価を実施するとともに、実際の配管の耐力を評価し、基準が有している裕度の定量化を試みた。また、現行の許容値を緩和した場合の配管設計への影響や合理化効果を検討した。その結果、以下の点が明らかになった。a)非線型時刻歴解析による応答と(設計許容値から安全裕度を除いて求めた)真の強度を比較すると、本検討で取り上げた設計例の配管は、現行の設計手法(床応答解析と高温構造設計方針を使用)で許容される地震力の、数倍から20倍程度の地震力を与えて、初めて破損する。b)ASME新基準と非線形時刻歴解析による評価とは比較的対応性が良い。従って、ASME新基準による許容限界が今後の基準合理化に向けての目安目標となろう。c)ASME新基準相当の合理化基準を適用する場合、許容応力が高いため設計において応力を抑えるための対策(サポート設置や板厚増)を施す必要はほとんど無くなる可能性がある。但し、固有振動数をある程度に確保する必要があり、そのためのサポートは必要である。
瓜生 満; 篠原 孝治; 寺田 修司; 山崎 敏彦; 富田 恒夫; 近藤 俊成*
JNC TN8430 99-004, 64 Pages, 1999/03
免震建物を採用する場合、建物の上部構造と下部構造には、地震時に相対変位(応答変位)が生じるため、両間を渡る渡り配管は、その変位吸収策として伸縮管継手等を組み合わせた配管系が採用されている。しかし、原子力施設の設計に用いるような大規模想定地震(設計用限界地震における加速度約500gal、応答変位量約30cm)に対応した渡り配管の使用実績はなく、また、このような地震下での実物大配管モデルによる耐震性評価の実施例もなかった。本試験は、平成8年11月から同年12月にかけて三菱重工業株式会社技術本部高砂研究所の振動台試験機を用いて実物大の配管配置寸法に基づく渡り配管の耐震性確証試験を実施するとともに、試験結果と本試験体をモデル化したシミュレーション解析結果について比較評価を行い、シミュレーション解析モデルによる評価の妥当性を確認することができたので、それらについて報告する。
平成12年度)not registered
JNC TN1400 98-001, 256 Pages, 1998/11
平成10年10月14日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;22件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成9年度安全研究の調査票を作成した。本報告書は、国に提出した調査票をとりまとめたものである。
not registered
PNC TN1410 98-018, 69 Pages, 1998/09
None
瓜生 満; 寺田 修司; 中山 一彦; 細谷 寿*; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 近藤 俊成*
PNC TN8410 97-124, 155 Pages, 1997/05
従来の原子力施設建家は、いわゆる剛構造と呼ばれる耐震構造を採用しており、その設計用入力地震動の策定手法(大崎の手法と呼ばれる)は確立されたものであり、多くの実績を有している。これら剛構造建家の固有周期は0.10.5秒程度の短周期側にあるが、免震構造建家の固有周期は大地震時には24秒程度のやや長周期側にある。したがって、原子力施設建家に免震構造を採用する場合、やや長周期地震動を適切に評価する必要があり、その評価手法には様々なものが提案されているものの、いまだ確立されたものはない状況であった。また、検討対象とすべき地震そのものも、やや長周期という観点から表面波の影響等、遠距離の大地震を加える必要があり、さらに多角的な評価検討が必要であった。ここでは東海事業所の再処理施設建家に、積層ゴム及び鉛ダンパーからなる免震装置を用いた免震構造を採用する際に策定した免震構造設計用入力地震動の評価手法について報告する。なお、本報告で示した免震設計用入力地震動は、東海事業所における第三紀層地盤立地の免震施設建家に適用されるものである。
黒崎 明*; 口屋 正夫*; 安田 直充*; 北中 勉*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 竹下 功
JAERI-Tech 97-010, 276 Pages, 1997/03
NUCEF原子炉施設の重要な内装設備についての耐震設計の基本方針、耐震強度計算の方針、特に考慮した要件等について、強度計算の具体例を挙げながらまとめた。また、設計及び工事の方法の認可申請書の添付計算書には記載していない背景としての考え方、関係するデータをできるだけ盛り込み、今後の設計及び設工認業務に利用できるように配慮した。
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。
篠原 孝治; 三宮 都一
PNC TN8410 91-214, 78 Pages, 1991/08
東海事業所における建家設計用入力地震波については,ELCENTRO等の強震記録や,東海サイトで観測された記録波を用いてきたが,再処理施設安全審査指針(昭和61年2月20日原子力委員会決定)により,解放基盤表面での地震動(基準地震動)の策定が義務付けられた。このため,ガラス固化技術開発施設の設置に伴い,基準地震動のうち設計用最強地震SIを策定し,解放基盤より上の地層を想定し,1次元波動方程式により建家入力地震波を作成した。今回,RETF敷地のボーリング調査により解放基盤までの 300m級ボーリングを行い,解放基盤より上の地質構造を明らかにした。この地質構造を用いて,新たに1次元波動方程式により建家入力用地震波を作成し,従来の建家入力用地震波(S1)との比較を行った。その結果,再処理施設として用いている従来のS1波を用いることがRETFの耐震設計上危険側で無いことが明らかになった。また,RETF建家の検討用として,設計用最強地震S1と同様な手法を用いて,設計用限界地震S2に対する建家入力用地震波を作成した。なお,本報告書は従来の許認可資料をベースに作成しており,資料の継続性,整合性に配慮したものであり,今後のリサイクル機器試験施設の許認可説明に使用する予定である。
藤田 茂樹; 鈴木 威祐*; 馬場 治*
JAERI-M 88-206, 20 Pages, 1988/10
模擬地震波作成コードWAGEN(WAve GENerator)を開発した。WAGENは設計用応答スペクトルを設定することにより、現在原子力分野での耐震解析において広く用いられている大崎の手法を用いて模擬地震波を作成するコードである。WAGENでは、最大速度、継続時間および振幅包絡線関数を設定した後、重ね合わせる振動数ごとにフーリエ振幅を調整しながら設計用応答スペクトルとの適合条件を満足するまで反復計算をするものである。位相特性は観測地震波によるもの及び一様乱数によるもののいずれかを選択できる。最大速度は金井式により、継続時間は久田式によりそれぞれ推定する。地震の非定常性を与える振幅包絡線関数にはJennings型モデルを用いている。本報はWAGENの機能、計算方法および使用例について記述したものである。
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 森下 正樹
no journal, ,
近年、弾塑性応答解析を取り入れた合理的な配管系耐震評価手法の開発ニーズが高まっている。本研究では配管本体と支持構造の材料特性について、(1)両方が弾性、(2)配管のみ弾塑性、(3)支持構造のみ弾塑性、(4)両方が弾塑性とした4ケースの解析モデルを用いた一連の地震応答解析を実施し、それらの結果を比較することで配管と支持構造の塑性変形が配管系全体の地震応答に与える影響について整理した。また、(4)両方が弾塑性のケースについて、支持構造の弾塑性特性をパラメーターとした解析を行い、それぞれのパラメーターが配管系全体の応答挙動に与える影響を調査した。
奥田 貴大; 渡壁 智祥; 森下 正樹; 高橋 英樹*
no journal, ,
近年、弾塑性応答解析を取り入れた合理的な配管系耐震評価手法の開発ニーズが高まっている。本研究では配管本体と支持構造の材料特性が(1)支持構造のみ弾塑性、(2)配管本体のみ弾塑性、(3)両方が弾塑性の3ケースについて一連の地震応答解析を実施し、それらの結果を比較することで配管と支持構造の塑性変形が配管系全体の地震応答に与える影響について整理した。また、支持構造のみ弾塑性のケースについては、降伏荷重と二次剛性をパラメタとした解析を行い、それらの影響度合いを整理した。その結果、支持構造の弾塑性を考慮することで配管ひずみに対する大きな応答低減効果が得られことが分かった。また、支持構造の弾塑性特性において、二次剛性よりも降伏荷重の変化が配管系応答により大きな影響を与える傾向が確認された。
奥田 貴大; 渡壁 智祥; 森下 正樹; 阿部 健二*
no journal, ,
本研究では部分的に支持構造の弾塑性特性を考慮した場合の基礎的な応答挙動を調査するため、弾性応答解析における各支持構造の発生荷重の大きさを基準として、弾塑性特性を考慮する支持構造の順番を変えた一連の解析検討を実施した。その結果、弾性応答解析において発生した支持荷重を基に、部分的に支持構造の弾塑性特性を考慮した場合でも、配管系全体の応答低減に大きな効果を見込むことができることを確認した。弾性応答解析で見積もった支持構造の発生荷重を降順で並び替え、発生荷重上位数本の支持構造の弾塑性特性を考慮することで、支持構造の塑性化によって期待できる応答低減効果の大半を解析に取り入れることができた。
高田 毅士; 堤 英明*; 川田 学
no journal, ,
2006年の耐震設計審査指針の改定では、原子力施設の耐震設計に用いる基準地震動Ssの設定に確率論的地震ハザード評価結果を参照するという規定が盛り込まれた。これにより電力事業者は策定した基準地震動Ssと確率論的地震ハザード結果を提示することが求められ、基準地震動Ssの年超過確率が審査資料には報告されている。この年超過確率は敷地固有の地震環境を反映しているのみならず各事業者が将来の地震に対して確保したい設計の保守性(設計余裕)を反映した結果とも解釈できる。本論文では、公開情報を用いて全国の16サイトの基準地震動Ssの年超過確率を調べ、事業者が確保しようとした保守性の程度ならびに規制の要求レベルを確率値を用いて評価する。これらの結果は今後のリスク情報活用につながるものである。
