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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。
崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 村松 健*; 高田 毅士*
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
2011年福島原子力発電所事故の後、原子力施設では設計を超える地震動への対策が求められている。確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、低減できない偶然的不確実さと知識や情報収集によって低減可能な認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼度向上のために、知識不足による認識論的不確実さを低減することが必要である。本研究では、認識論的不確実さに関連し、モデル化手法による地震応答の違いに着目する。従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルを用いて、偶然的不確実さを考慮した多様な入力地震動を用いた地震応答解析を実施する。各モデルで得られた原子炉建屋の床応答の違いについて定量的評価を行う。最後に、SPRAのフラジリティ評価において不確実さ評価結果をどのように活用するかについて議論する。
中倉 健介*; 薬研地 彰*; 荘司 昭朗*; 荒木 政則; 閨谷 譲; 田中 栄一*; 島 裕昭*
JAERI-Tech 2005-058, 61 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-058.pdf:4.49MB
国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の設計は、工学設計活動(EDA: Engineering Design Activities)のもとに約9年間進められ、2001年7月に最終設計報告書として取りまとめられた。その後、調整技術活動(CTA)を経て、現在建設に向けての移行措置活動(ITA)の位置づけのもとに設計検討が進められている。日本原子力研究所では、トカマク複合建家について、我が国の原子力発電所耐震設計技術指針等に基づき、複数の代表的な解析手法による静的及び動的な予備的構造検討を実施した。トカマク複合建家は、原子炉建家と比べて外観上の大きな相違はないが、内部構造上は、トカマク本体近傍の放射線遮蔽壁に多数の大開口(ポート)が設けられるなど原子炉建家の特性と異なる部分が含まれており、工学設計に引き続き行われるサイト依存設計に向けた詳細検討を行うにあたり、これらの解析モデルの特性を把握する必要がある。本報告では、トカマク複合建家の詳細モデルと離散化モデルによる静的及び動的特性を比較・検討し、離散化モデルにおける放射線遮蔽壁及びその周辺床の剛性設定方法の妥当性を明らかにした。
A.Gilanyi*; 秋場 真人; 奥村 義和; 杉本 誠; 高橋 良和; 辻 博史
JAERI-Research 99-014, 71 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-014.pdf:3.56MB
現在ITER計画の中で製造が進められているCSモデル・コイルの交流損失解析を行った。特にCSモデル・コイルの支持構造物を対象に、汎用有限要素法コードANSYSにより、その解析を行った。支持構造物中では、下部テンション・プレートと呼ばれる部材からの発熱が最も大きく、約3kWに達することが判明した。
清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09
均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。
山岸 義和; 鈴木 偉之; 柳下 文雄*
IWGGCR-22, p.60 - 66, 1990/00
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉建家と地盤の相互作用について、有限要素法を用いて解析を行なった結果を示し、簡易モデル(埋込み考慮のスウェイ-ロッキングモデル)を使用した結果との比較検討結果について発表するものである。本検討によって簡易モデル妥当性が確認された。
山田 礼司; 原山 泰雄; 石橋 明弘*; 小野 正夫*
JAERI-M 8468, 77 Pages, 1979/09
燃料の局所的な変化の大部分は燃料ペレットの照射による変化に起因している。この変化を理解する手段として有限要素法に基づいた解析のプログラムを作成した。プログラムはペレットのクラックの解析に重点をおき、現段階ではペレットと被覆管の機械的相互作用は考慮していない。 
-Z系の2次元モデルに基づくFEMFと
-Q体系の平面モデルに基づくFREB4の二つのプログラムを作成した。本報告書はプログラムの概要とペレットのクラックがその出力によってどのように変化するかについて記述した。
