検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 36 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

3D FEM soil-structure interaction analysis for Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Plant considering soil separation and sliding

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 崔 炳賢; 西田 明美

Frontiers in Built Environment (Internet), 7, p.676408_1 - 676408_14, 2021/06

本論文は、原子炉建屋/機器・設備の現実的応答評価の精度向上を目的に、建屋-地盤境界部の剥離・滑りを考慮した3次元FEMモデルにより2007年新潟県中越沖地震時の柏崎刈羽原子力発電所7号機原子炉建屋のシミュレーション解析を実施し、得られた知見をまとめたものである。3次元FEMモデルによる建屋-地盤連成系のシミュレーション解析から、基礎版端部で基礎浮き上がりが生じ、その影響が建屋側面及び底面の土圧性状、埋め込み部表層の最大応答加速度に局部的な応答の差異となって現れることを明らかにした。今回の検討においては、基礎浮き上がりと剥離・滑りが埋め込み部表層の最大応答加速度、建屋側面及び底面の土圧性状に与える影響は比較的小さかったものの、今後、さらに大きな地震動を想定する場合には、これらの影響が増大する可能性が考えられるため、地震応答解析においてはこれら影響の適切な評価が必要になると考えられる。

論文

Early emergency responses of the Japan Atomic Energy Agency against the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident in 2011

奥野 浩; 佐藤 宗平; 川上 剛; 山本 一也; 田中 忠夫

Journal of Radiation Protection and Research, 46(2), p.66 - 79, 2021/06

東京電力福島第一原子力発電所の事故は、最大級の地震とそれに伴う津波により、原子力発電所周辺の住民の避難を誘発した被害の典型的なものであった。本論文は、東京電力福島第一原子力発電所の敷地外緊急事態に対する日本原子力研究開発機構(JAEA)の原子力緊急時支援・訓練センター(NEAT)の初期対応についてまとめたものである。本論文では、東京電力福島第一原子力発電所に関連した2011年以前のNEATの緊急時対応活動、2011年3月11日のNEATの状況、東京電力福島第一原子力発電所の事故を含むオフサイト緊急事態への早期対応について論じた。また、複雑な災害の問題点についても論じた。

論文

Status of rock dynamics study in Horonobe Underground Research Laboratory, Japan

佐藤 稔紀; 青柳 和平; 松崎 嘉輝; 宮良 信勝; 宮川 和也

Rock Dynamics; Experiments, Theories and Applications, p.575 - 580, 2018/06

岩盤動力学は高レベル放射性廃棄物の処分技術に関する研究開発において重要な事項である。幌延深地層研究所はオフサイトの地下研であり、堆積軟岩中の深度350mまで3本の立坑と3つのレベルにおいて水平坑道が展開されている。岩盤動力学に関する研究としては、地下空洞の耐震設計、地震動の観測、地震に伴う地下水圧の変化の観測、掘削影響試験などが実施されている。本報告では、幌延深地層研究計画の現状と、岩盤動力学に関する研究の成果として、耐震設計に関する検討の結果、地震動の観測結果および2011年に発生した太平洋沖地震による地下水圧の変化について報告する。

論文

Engineering applications using probabilistic aftershock hazard analyses; Aftershock hazard map and load combination of aftershocks and tsunamis

崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

Geosciences (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_22, 2018/01

東北地方太平洋沖地震の後、非常に広い領域において余震が多発した。ことのよう余震により二次災害や救助活動・復旧作業の遅れが発生した。しかし、本震が発生する前に余震ハザードを評価することは不確実さが大きいため容易ではない。一方、巨大地震が発生すると、大きな不確実さのもとで意思決定をしないといけないので、その不確実さを定量化することは重要である。われわれは将来の巨大地震に対する復旧活動計画のための確率論的余震ハザード解析法について発表した。本稿では、提案された確率論的余震ハザード解析の活用法について検討し、工学的応用例を示す。まず、復旧活動計画に活用するための余震ハザードマップを提案する。続いて、避難ビルや原子力施設等の耐津波設計における余震と津波の同時考慮のための荷重耐力係数を導出する手法について提案する。

報告書

地層処分の工学技術の適用に関連したシナリオ設定手法の整備; 処分場の建設・操業・閉鎖段階における地震の発生による閉鎖後の安全機能への影響についての整理(受託研究)

高井 静霞; 高山 秀樹*; 武田 聖司

JAEA-Data/Code 2016-020, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-020.pdf:2.42MB

本研究では、地質・気候関連事象のうち処分場の建設から閉鎖段階における地震の発生が長期安全性に与える影響をシナリオとして設定するための検討を行った。まず、地震による地下施設の被害事例を収集し、被害をもたらす条件について分析した。その調査結果に加え、既往のバリア材の熱・水・応力・化学に関する特性への影響に関するFEP(Feature、Event、Process)の情報を踏まえて、地震による影響要因を特定した。さらに、工学技術適用上の事故・人的要因の検討結果を参考にして、地震発生により起こりうる人工バリア・天然バリアの設計上想定される状態から逸脱した状態(逸脱事象)を特定した。そして、逸脱事象により起こりうるバリア特性の変化および安全機能の喪失・低下につながる影響の連鎖をシナリオとして提示し、一連の結果を地層処分工学技術の適用に関連したシナリオ構築のためのデータベースとして整備した。

論文

Confirmation of seismic integrity of HTTR against 2011 Great East Japan Earthquake

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 西原 哲夫; 高田 昌二; 沢 和弘; et al.

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 12 Pages, 2016/06

2011年3月11日、地震の強さを示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時は、HTTR施設は定期検査中であったため原子炉を停止していた。地震の最大加速度は、HTTRの設計基準の最大値を超過していた。HTTR施設の耐震健全性を確認するために、目視点検を実施するとともに、HTTR施設の観測波を用いた耐震解析を実施した。HTTR施設の健全性評価の方針は、「設備点検」と「耐震解析」の2つに分けられる。基本的な設備点検は、原子炉の運転に関係する設備・機器に対して実施した。設備点検や耐震解析の結果と評価基準を比較し施設の健全性は確認される。設備点検及び耐震解析の結果として、原子炉の運転に影響を与える損傷や機能低下は無いため、運転への問題は無いことを確認した。HTTR施設の健全性は、2011年, 2013年, 2015年に実施された原子炉出力無しのコールド状態での3回の運転により確証を得た。

論文

Evaluation on seismic integrity of HTTR core components

小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 高田 昌二; 沢 和弘

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.363 - 371, 2016/03

HTTRは黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で六角柱状黒鉛ブロックの燃料構成要素を有する。黒鉛ブロックは砕けやすい材質であるため、大きな地震によるブロック同士の衝突により損傷するおそれがある。HTTRサイトの地震挙動を確認するために地震観測装置が設置された。2011年3月11日にマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。福島第一原子力発電所の事故後、原子炉の安全性は最も重要な懸案事項となった。HTTR炉内構造物の耐震健全性を確認するために、HTTRサイトでの観測波と周波数伝達関数の関係に基づく評価地震動を用いて耐震解析は実施されたとともに、原子炉出力無しのコールド状態での主冷却設備の確認試験及び原子炉建家や炉心支持構造物の健全性確認を実施した。結果として、黒鉛ブロックの応力値は許容値を満足し、HTTR炉内構造物の健全性は確認された。HTTR炉内構造物の健全性は、原子炉出力無しのコールド状態での運転により確証された。運転で得られたデータは、地震前の健全な原子炉のプラントデータと比較され、結果として、HTTR施設の健全性は確認された。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成26年度); 設計・施工計画および施工対策技術の開発(委託研究)

小林 伸司*; 新美 勝之*; 辻 正邦*; 山田 俊子*; 青柳 芳明; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 大澤 英昭

JAEA-Technology 2015-039, 170 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-039.pdf:37.73MB

超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、研究坑道の設計・施工計画技術の開発および施工対策技術の開発を目的として、地震動特性と湧水抑制対策技術に関する検討を実施した。地震動特性に関する検討については、瑞浪超深地層研究所に設置した地震計等の計測結果を分析し、各深度の方向ごとの計測データや地質状況との関係を総括的に評価した。湧水抑制対策技術に関する検討としては、平成25年度に立案した施工試験計画に基づいてポストグラウトを施工した結果を評価し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。

論文

Development of prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, 16; Experimental and numerical study of pressure fluctuation effects on bubble motion

加藤 由幹; 吉田 啓之; 横山 諒太郎*; 金川 哲也*; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

In this study, visualization experiment for the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration was performed to understand bubbly flow behavior under earthquake acceleration. Liquid pressure was also measured at upstream and downstream of the test section. In addition, to consider detailed effects of pressure gradient on bubble motion, numerical simulation of two-phase flow in horizontal pipe with vibration was performed by a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method: TPFIT. Based on observed images and calculated results, bubble velocity was evaluated. It was confirmed that the pressure gradient amplitude increased with the increase of the frequency of the table. In addition, it was observed that the bubble velocity amplitude also increases with the increase of the frequency of the table. It was concluded that the bubble motion was strongly affected by the pressure gradient in the test section.

論文

Development of prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration

吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0025_1 - TEP0025_11, 2014/08

In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded. In addition, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the modified TPFIT. In the results, it was confirmed that the modified TPFIT can predict time dependent velocity distribution around the bubbles and shapes of bubbles qualitatively. The main cause of bubble deformation observed is large shear stress at the lower part of the bubble, and this large shear stress is induced by the velocity difference between the liquid phase and bubble. Moreover, we discussed about the difference between both effects of flow rate fluctuation and structure vibration on two-phase flow. In the results, bubble acceleration of the structure vibration case was larger than that of the flow rate fluctuation case. Finally, it was concluded that unsteady shear stress induced by vibration of the pipe wall was one of the main driving forces of bubble motion in structure vibration case.

報告書

Dynamic analysis of ITER tokamak based on results of vibration test using scaled model

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-072, 43 Pages, 2005/01

JAERI-Tech-2004-072.pdf:6.06MB

本研究では、トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた複雑な構造の支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。この試験結果に基づき、ITERの真空容器とトロイダル磁場コイルの支持構造について数値解析を実施して、支持脚の簡易モデル化を提案した。このモデルは、支持脚を強軸と弱軸の剛性を模擬する2本のバネ要素のみによってモデル化したバネモデルであり、実験結果に基づいて実際の構造を忠実に模擬したシェルモデルとよく一致し、バネモデルの有効性が検証された。提案したバネモデルを用いて、ITERの候補地である六ヶ所村における設計地震動に対する健全性を評価するため、真空容器とトロイダル磁場コイルの動解析を実施した。結果として、真空容器とトロイダル磁場コイルとの間の相対変位は8.6mmであり、設計要求である100mmを大きく下回り、地震時におけるITERトカマクの主要機器の健全性が確認された。

論文

Dynamic analysis of ITER tokamak using simplified model for support structure

武田 信和; 柴沼 清

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.988 - 990, 2004/11

本研究では、ITERの主要機器である真空容器とトロイダル磁場コイルに関する地震時における動解析を行うために、板バネ等の複雑な構造で構成された重力支持脚の簡易化した数値解析モデルを提案している。具体的には、板バネとボルトによって構成された重力支持脚を2本のバネ要素のみによってモデル化した。このバネモデルは、実際の構造を忠実に模擬したシェルモデルとよく一致した。提案したバネモデルを用いて、ITERの候補地である六ヶ所村における設計地震動に対する、真空容器とトロイダル磁場コイルの動解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの間の相対変位は8.6mmであり、設計要求である100mmを大きく下回り、地震時におけるITERトカマクの主要機器の健全性が確認された。

報告書

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)の使用手引

山田 博幸; 堤 英明*; 蛯沢 勝三*; 鈴木 雅秀

JAERI-Data/Code 2002-001, 161 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-001.pdf:6.62MB

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)は、当初大型計算機用に整備されたSHEAT(Seismic Hazard Evaluation for Assessing the Threat to a facility site)コードの操作性能と汎用性の向上を目的として整備された計算コードである。PC版では、大型計算機で動作していたFORTRANソースコードがWindows上で動作可能であるとともに、大型計算機でのジョブコントロール機能をGUIに置き換えて操作性を向上させた。地震ハザードは、特定サイトでの地震動レベルごとの年あたり超過発生頻度として定義される。評価手順は、まず、対象サイト周辺での将来の地震発生(発生位置,マグニチュード及び発生頻度)を、歴史地震データ,活断層データ及び専門家の技術的判断に基づきモデル化する。次いで、対象サイトにおける確率論的地震ハザード計算では、モデル化した各地震がもたらす対象サイトでの地震動を、地震動距離減衰式とその標準偏差を用いて計算する。さらに、地震動レベル毎の発生頻度をすべての地震について足し合わせることにより当該サイトの地震ハザードを計算する。本報告書は、PC版SHEATコードの使用手引きであり、(1)SHEATコードの概要,(2)サブプログラムの機能と計算モデル,(3)入出力データの説明,(4)サンプル計算の結果,(5)操作マニュアルの各内容を記述している。

報告書

地震情報緊急伝達システムの研究開発

地震情報伝達研究特別チーム

JAERI-Tech 2001-036, 294 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-036.pdf:23.23MB

平成7年1月の阪神・淡路大震災を契機に、科技庁は、総合的地震調査研究を推進するため、「地震総合フロンティア研究」開始した。この一環として、原研はリアルタイム地震情報研究を9年度から開始した。この震災の経験をもとに大地震発生直後に正確かつ迅速な地震情報の伝達の重要性が認識され、この背景から、原研では、「地震情報緊急伝達システムの研究開発」を4年計画で進めた。本報告書は、「地震情報緊急伝達システム」の成果をまとめたものである。地震情報緊急伝達システムの開発では、最新の地震工学の知見を反映した震源・地震動パラメータの推定手法開発を行うとともにこの手法や最新の通信・情報伝達技術を反映したシステム造りを進めた。システム開発は、地震情報に一方向で伝達する基本システムと災害情報センターとユーザサイトで構成され、双方向情報伝達が可能な地震防災システムの概念構築とプロトタイプシステム開発に分けて行った。現在、基本システムを試験的に運用しており、地震発生時には、数分以内に震源・地震動パラメータを電子メール及びホームページにより発信している。また、応用システムの開発では、防災システムの概念を構築するとともにプロトタイプシステムを完成するとともに、東海村を対象にしたデモを行い良好な結果を得ている。

報告書

地震情報緊急伝達システムの研究開発の進捗

地震情報伝達研究特別チーム

JAERI-Tech 2000-063, 143 Pages, 2000/09

JAERI-Tech-2000-063.pdf:7.78MB

阪神・淡路大震災の後、震災の経験をもとに大地震発生直後に正確かつ迅速な地震情報伝達の重要性が認識されている。この背景から原研では、科技庁の地震総合フロンティア研究の一環として「地震情報緊急伝達システム」の研究開発を進めている。本報告書は、平成11年度までの3年間の研究開発の進捗をまとめたものである。地震情報緊急伝達システムの開発では、最新の地震工学の知見を反映した震源・地震動パラメータの推定手法開発を行うとともに、この手法や最新の通信・情報伝達技術を反映したシステム造りをめざしている。これまでに、震源・地震動パラメータ推定手法とソフトウェア開発等主要部分を整備し、また、システムの適用性及び性能確認を行うため、原研東海研周辺の地盤データベース及び表層地盤増幅率関数データベース等の整備を終えている。さらに、インターネットを利用してホームページ及び電子メールにより地震情報の試験発信を行っている。

論文

Development of methodology for evaluating ground motion parameters and information system under seismic emergency

柴田 勝之; 蛯沢 勝三; 阿部 一郎*; 久野 哲也; 堀 貞喜*; 大井 昌弘*

Proceedings of 12th World Conference in Earthquake Engineering (CD-ROM), 8 Pages, 2000/01

原研では、科学技術庁の「地震総合フロンティア研究」の一環として、地震観測ネットワークによる地震動観測データを利用して、震源及び地震動パラメータを迅速に推定する「地震情報緊急伝達システム」の研究開発に着手した。システムの主な機能は次の通り。ネットワーク間の異なるフォーマットの一元化機能、地震波形のノイズ・ドリフト等への対応機能、震源パラメータを1分以内で断層パラメータを2分以内で推定する機能、表層地盤の非線形性や基盤の不整形性を考慮した地震動パラメータ推定機能。また、時空間的に常に更新され、平常時、緊急時を通して常に活用されるような地理情報システムとのインターフェースを検討する。システムの機能は、兵庫県南部地震で得られた地震動データや地盤データを用いて検証する。また、開発地震動推定手法を原研東海研周辺地域に適用し、想定大地震による地震動分布を把握するため、同地域の地盤データベースを整備中である。本報では、これらについて述べる。

論文

Evaluation of aseismic integrity in HTTR core-bottom structure, I; Aseismic test for core-bottom structure

伊与久 達夫; 二川 正敏; 石原 正博

Nucl. Eng. Des., 148, p.71 - 81, 1994/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:57.56(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部構造を1/5スケールと1/3スケールで模擬した試験体を用いて振動試験を実施した。本試験は、地震時における黒鉛構造物の衝突加速度、衝突荷重、発生ひずみなどを定量的に評価することを目的としている。得られた結論は以下のとおりである。(1)高温プレナムブロックのキー溝部に発生するひずみの周波数特性とブロックの衝突加速度の周波数特性の相関を明らかにした。(2)本試験で適用した相似則の妥当性を示した。その結果、炉床部構造の地震時応答特性はスケールモデルの試験体を用いて評価できる。(3)S$$_{2}$$(設計用限界地震)地震時に黒鉛ブロックに発生する応力は、HTTRの黒鉛構造設計基準で定まる許容応力を十分満足していることを確認した。

論文

Coupling effect of core-bottom structure and core graphite blocks in HTTR

伊与久 達夫; 二川 正敏; 白井 浩*; 塩沢 周策; 石原 正博; 多喜川 昇*

Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. K; SMiRT 12, p.97 - 102, 1993/00

高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物は、耐震解析上、炉心黒鉛ブロックと炉床部黒鉛構造物を個別に扱っている。本論文は、その相互連成効果を振動試験及び解析により検討した結果をまとめたものである。得られた主要な結果は以下のとおりである。(1)炉心黒鉛ブロックの最大応答値は、炉床部構造を連成させることにより、単独で得られる値よりも減少することが分かった。(2)炉床部構造に用いているキー構造に作用する衝突力は、炉心黒鉛ブロックの影響を受けないことが分かった。(3)サポートポストに作用する垂直荷重は、搭載重量が増加するに従い、動的荷重集中係数C値は減少する。

論文

Seismic response of the High-Temperature Engineering Test Reactor core bottom structure

伊与久 達夫; 稲垣 嘉之; 塩沢 周策; 二川 正敏; 三木 俊也*

Nuclear Technology, 99, p.169 - 176, 1992/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:62.62(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部は、原子炉容器内の炉心を支持するとともに、その位置決めをしている。各種黒鉛構造物の組み合せで構成される炉床部の振動特性(地震時の応答特性)を明らかにするため、2種のスケールモデルを用いた振動試験を実施した。本振動試験に基づく検討から、HTTR炉床部構造において特殊でかつ安全機能上重要なキー結合部及びサポートポスト構造に作用する衝突荷重特性を明らかにした。更に、設計上想定される最も厳しい地震に対し、HTTRの炉床部構造が健全性を維持できることを示した。

36 件中 1件目~20件目を表示