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渡辺 裕一*; 村松 健; 及川 哲邦
Nuclear Engineering and Design, 235(23), p.2495 - 2512, 2005/12
被引用回数:2 パーセンタイル:17.57(Nuclear Science & Technology)原子炉の地震起因事象の確率論的安全評価(地震PSA)に資するため、我が国のBWR残留熱除去系用の複数の支持枠付縦置U字管型熱交換器の地震時耐力を評価した。耐力中央値は4個の熱交換器から選定した代表例について詳細モデルによる時刻歴応答解析を行って評価し、知識不足による不確実さに関する対数標準偏差(LSD)は、応答への影響の大きいアンカーボルトの直径,熱交換器重量,熱交換器重心位置の3つのパラメータのばらつきを考慮して評価した。対象とした熱交換器の支配的損傷モードは支持脚アンカーボルトの主として剪断力による損傷であった。設置床での最大床応答加速度で表した耐力中央値は4,180Gal(4.3g)、ランダム性による不確実さに対応するLSDは物性値のばらつきにより0.11、知識不足による不確実さに対するLSDはばらつき要因として考慮する設計変数の範囲に応じて0.21から0.53となった。
古市 光昭*; 戸井田 克*; 升元 一彦*
JNC TJ8400 2000-021, 196 Pages, 2000/02
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために建設した地下構造物を埋め戻し材、プラグ材、グラウト材により閉鎖し、人工バリアの健全性を保つとともに廃棄体の隔離性能を長期にわたり確保する必要がある。そこで、わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため、室内試験および原位置試験を通じてこれらの性能を定量的に評価していくことが必要である。本年度は、カナダAECLにおいて開始したトンネルシーリング性能試験におけるトレーサー試験のデータ解析、数値解析に関わる技術的検討及びそれに伴うプラグ周囲のシーリングシステムとしての評価を行うと共に、第2次とりまとめの閉鎖技術に関わる有識者のコメントに対する検討を実施した。以下にその概要を示す。1)AECL地下研究施設において実施しているトンネルシーリング性能試験に係わる、1、トレーサー試験のデータ解決及び数値解析、2、蒸発散量測定のデータ解決、3、ワークショップに関わる資料作成、の項目についての検討を行った。2)第2次とりまとめのドラフトに対して指摘のあった横締固めの機械及び手順についての説明とコンクリートプラグ部の岩盤耐力の検討を行った。
戸井田 克*; 升元 一彦*; 中村 充利*; 奥津 一夫*; 三浦 和彦*
JNC TJ8400 2000-020, 68 Pages, 2000/02
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、廃棄体の定置後、処分のために建設した地下構造物を埋め戻し材、プラグ材、グラウト材により閉鎖し、人工バリアの健全性を保つとともに廃棄体の隔離性能を長期にわたり確保する必要がある。そこで、わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため、室内試験および原位置試験を通じてこれらの性能を定量的に評価していくことが必要である。本年度は、カナダAECLにおいて開始したトンネルシーリング性能試験におけるトレーサー試験のデータ解析、数値解析に関わる技術的検討及びそれに伴うプラグ周囲のシーリングシステムとしての評価を行うと共に、第2次とりまとめの閉鎖技術に関わる有識者のコメントに対する検討を実施した。以下にその概要を示す。1)AECL地下研究施設において実施しているトンネルシーリング性能試験に係わる、1、トレーサー試験のデータ解決及び数値解析、2、蒸発散量測定のデータ解決、3、ワークショップに関わる資料作成、の項目についての検討を行った。2)第2次とりまとめのドラフトに対して指摘のあった横締固めの機械及び手順についての説明とコンクリートプラグ部の岩盤耐力の検討を行った。
石島 洋二*
JNC TJ8400 2000-016, 54 Pages, 2000/02
地下数百mの深部に建設される高放射性廃棄物の処分空洞を軟弱な堆積岩に設けた場合には、空洞周囲に緩み域が発達することは避けられない。この場合、空洞の安定性だけでなく、緩み域の存在がもたらすシール性能の低下も問題になる。緩みの評価を正確に行うには、深部空洞の周囲に生じる応力・ひずみ状態を正確に予測する手法を確立しなければならない。本研究は、この予測手法の確立を目指したものである。このために、空洞を持った実岩石から成る模型岩盤に対し、地下に建設した空洞が置かれる3軸地圧応力を載荷したときに現れる変形・破壊を観察し、一方で、これを予測する数値解析手法の開発を試みた。このために、次の3つの項目について研究を実施した。(1)岩盤材料の構成式の精密化(2)空洞を持った岩盤模型を3軸載荷する方法の確立とそれによる模型試験の実施(3)空洞周辺の破壊を含む変形予測する解析手法の開発(1)については、溶結凝灰岩を用いた封圧下の引張試験が中心とした室内試験を実施し、以下の成果が得られた。a)一軸引張試験、封圧下の一軸引張試験とも、引張破面が供試体中央部に形成されるような試験技術を開発した。b)引張強度tは封圧pcとともに小さくなり、両者の間には、t=0.306pc-1.61の式があてはまる。(2)については3軸岩盤模型試験を実施し、以下の結果が得られた。a)最小主応力が小さいと、円孔上下部に引張き裂が生じる。しかし、最小主応力が1.0MPa以上になると引張き裂は発生しなくなる。みかけの軸応力が増すにつれて、円孔の左右側壁に楔状の破壊域が現れる。さらに応力が増すと、この破壊域の先端から12本の破面が発達し、模型ブロックを貫通することによりブロックが破断する。b)みかけの軸応力-みかけの軸ひずみ線図は、最小主応力よる次のような影響を受ける。1.最小主応力が大きくなるにつれて、最大主応力の最大値(強度)が増す。2.最小主応力が大きくなるにつれて、みかけの軸応力が最大値に達した後の応力低下量が小さくなり、また、線図の傾きが緩くなる。これらは、いわゆる封圧効果を表している。3.最小主応力が僅かでも作用すると、みかけの軸応力の最大値のばらつきが小さくなる。(3)については弾塑性解析コードを開発し、以下の結果が得られた。a)破壊の発生場所と破壊のタイプは模型実験結果と一致し、最小主応力が小さいと
原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.923 - 933, 1999/10
被引用回数:3 パーセンタイル:28.69(Nuclear Science & Technology)軽水炉のシビアアクシデントの高圧シーケンス時には、炉心から流入する高温気体からの熱移行と炉心から放出・移行して沈着した核分裂生成物の崩壊熱により軽水炉冷却系配管が熱負荷を受ける可能性がある。そこで、軽水炉冷却系配管の耐破損特性を明らかにすることを目的に、配管破損試験とともに配管材料の高温引張とクリープ破断試験並びに金相試験を実施した。各種配管材料に対して800C以上では、0.2%耐力はアレニウスの式により表現できる。SUS316ステンレス鋼に対して800~1,150Cでは、修正ノルトン則を用いた高温・短時間のクリープ破断時間の予測式は、実験値と良く一致する。これは、修正ノルトン則では析出物の形成と再固溶の高温強度への効果を考慮しているからである。軽水炉のシビアアクシデントを想定した高温・短時間の配管破損条件下の挙動は、0.2%耐力を用いた流動応力破損モデルを支持した。
リスク評価解析研究室
JAERI-Research 99-035, 314 Pages, 1999/05
本報告書は、原研で開発してきた地震に対する原子力発電所の炉心損傷頻度を評価するための確率論的安全評価(PSA)手法と軽水炉モデルプラントに適用した成果をまとめたものである。原研の地震PSA手法は、我が国の地震に関する豊富な情報の活用、応答評価の精度向上、耐震実証試験を利用した機器耐力の設定、相関性を考慮するための新たな手法の開発等の特徴がある。BWRプラントに適用した結果、炉心損傷頻度は内的事象に比べ大きくなったものの、評価精度の向上による低減の見通しと、起因事象としては外部電源喪失が、事故シーケンスとしては崩壊熱除去失敗及び全交流電源喪失シーケンスが支配的なこと、機器損傷の相関性が炉心損傷頻度に及ぼす影響は米国の先行研究で指摘されたほど大きくはないことなど、多くの知見が得られ、原研の地震PSA手法の有用性が確認された。
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
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。
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。
村松 健
Proc. of 10th Sino-Jananese Seminar on Nuclear Safety, 0, p.1.3.1 - 1.3.16, 1995/00
原研では、原子力発電所の地震起因事象に関する確率論的安全評価(地震PSA)手法の開発を進めている。この手法の概要と近年の研究成果を報告する。原研の手法は、地震危険度の評価、建家や機器の現実的応答の評価、建家や機器の損傷確率の評価、炉心損傷頻度の評価の4つのプロセスに分けられる。このうち地震危険度の評価については、地震危険度評価コードSHEATを含む一連の手法を整備し、現在は、精度向上を目指して、断層モデルに基づく機構論的な地震動予測式の開発を進めている。現実的応答の評価では従来の応答係数法に対し非線形性の効果を考慮する改良を行っている。損傷確率の評価に関しては、国内の振動試験データ等に基づいて機器の耐力評価を行った。炉心損傷頻度評価のためには、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を開発し、重要度解析等の機能拡張を進めている。
松本 潔; 村松 健; 山口 昌造*; 常世田 哲朗*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1385 - 1392, 1995/00
地震PSAの手法体系の開発・整備の一環として、非常用ディーゼル発電設備(DGシステム)の地震耐力評価を行った。DGシステムは、多数の機器から成るマルチコンポーネント・システムである。本研究では、まず、マルチコンポーネント・システムの耐力評価手法の検討を行い、5つのステップから成る耐力評価手順を提案した。次に、この評価手法をDGシステムの耐力評価に適用した。評価の中では、(財)原子力発電技術機構により実施されたDGシステムの耐震実証試験及び、これに基づく耐震裕度評価解析の結果を有効な情報源として利用した。DGシステムの機能喪失をもたらす、比較的耐力の低いと考えられる機器類の7つの損傷モードについて、機器の耐力評価を行い、その結果を基にDGシステムの耐力を支配する損傷モードを同定すると共に、システムの耐力を求めた。
蛯沢 勝三
第9回日本地震工学シンポジウム (1994)論文集,第1分冊, 0, p.1699 - 1704, 1994/00
各国で実施した地震PSAにおいて、炉心損傷の発生頻度に大きな影響を及ぼす機器の1つに継電器が挙げられている。その故障としては、地震動によって継電器の接点が開離すること(チャタリング)による誤信号の発生がある。我が国の耐震設計法で設計された継電器において、チャタリングが発生する地震動レベル(耐力)の程度を検討することの重要性等が指摘されている。そのため、チャタリング発生に関する我が国での振動台試験によるデータを用いて制御継電器の耐力を確率論的に表示した。また、原研東海サイトに改良標準型原子炉建屋が立地しており、この建屋に制御継電器を内蔵した各種電気計測制御盤が配置されていると仮定した上で、これらの制御継電器の故障確率を上述の制御継電器の耐力等を用いて求めた。
松本 潔; 村松 健
電子情報通信学会技術研究報告, 92(51), p.33 - 37, 1993/02
確率論的安全評価(PSA)は、原子力発電所の総合的安全性を検討するための有用な手段として世界的に認識されている。既に多くのPSAが実施され、その結果は原子力発電所の設計や規制に広く用いられている。地震PSAとは、地震を起因とする炉心損傷事故発生頻度を評価するPSAであるが、それは2つの理由から重要と考えられている。1つは、地震は起因事象と、その事象が事故に進展することを防止するための安全設備の故障とを、同時に発生させる可能性があることである。もう1つは、地震PSAの結果はたいていの場合大きな不確実さを有することである。本報は、公開文献を基に、日本原子力研究所で行われている地震PSAに関する研究の現状を紹介するものである。
山本 勝; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 室川 佳久; 上野 勤; 小椋 正己; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-001, 90 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という)は、昭和63年より建設を開始し、開発棟建築工事、管理棟工事、付属排気筒工事から成る建築工事については、平成3年2月を以て完了した。本報は、本施設建築工事のうち、主要プロセス機器を内包する開発棟建築工事について報告するものである。本報の主要な内容は次のとおりである。(1)本施設開発棟建家の概要(2)契約の内容(3)開発棟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(7)反省と今後の課題
倉田 有司; 中島 甫
JAERI-M 90-157, 38 Pages, 1990/09
高温ガス炉の中間熱交換器用合金として開発されたNi基合金、SSS113M(Ni-23Cr-18W)およびKSN(Ni-15Cr-25W)について、高温引張特性の温度およびひずみ速度依存性を調べるため、温度600-1000C、ひずみ速度510-1.25101secの範囲で高温引張試験を行なった。約800Cを境にして、それ以下では耐力を過ぎた後でも著しい加工硬化を示す応力-ひずみ曲線が得られたが、800Cを越えると応力ピークと定常状態変形からなる応力-ひずみ曲線が現れた。そのような応力-ひずみ曲線を示した試料では、微細な再結晶粒が認められ、定常状態変形応力とひずみ速度、温度の間の関係式が求められた。また、800Cを越えると引張強度だけでなく、0.2%耐力も温度上昇とともに減少し、ひずみ速度依存性も大きくなった。
内田 孝; 坪井 善勝*
日本建築学会論文報告集, (70), p.32 - 37, 1962/02
東海村日本原子力研究所原子炉建家の基礎板は、厚さ2.2m~2.5mの鉄筋コンクリート厚円板である。また埋立地に建設するコンビナート施設、たとえば発電所の基礎などは、岩盤まで沈めた一連のケーソンに支えられた一枚の鉄筋コンクリート厚板である。このように従来の薄板に比し、シャースパン/板厚の値の小さい厚板では、載荷点近傍の応力が問題となり、この応力は一般の薄板理論から導かれる式とはいちぢるしくかけ離れている。ベズーホフはガレルキンの研究を引用して、板厚の他の最小寸法に対する比が1/10以上は厚板と考えねばならないと述べている。著者らはさきに、曲げ歪みと破壊性状について厚板と薄板との比較予備実験を行い、次いでNadaiの弾性理論式により厚板の載荷点近傍の数値計算を試みた。(末発表)ここで、発表しようとするのは、厚板のせん断耐力に開する実験報告である。既往の鉄筋コンクリート板の論文は、曲げについてが大部分であり、せん断耐力に関して少く、特に厚板に限定したのは皆無のようである。
静川 裕太; 丹野 敬嗣; 矢野 康英
no journal, ,
限られた照射材からより多くのデータを取得するためのミニチュア試験技術として、シェアパンチ試験の技術開発を進めている。今回、非照射材の試験済み板材引張試験片から再採取した試験片を用いて、室温から400Cまでのシェアパンチ試験を行い、板材引張試験と同等の耐力を得ることに成功した。