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崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.
JAEA-Research 2024-001, 206 Pages, 2024/03
原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物を3次元的にモデル化し、建物の3次元挙動、建物材料の非線形性、建物及び地盤間の非線形性等を考慮した有限要素法による地震応答解析が実施されるようになってきた。3次元モデルによる有限要素解析(3次元FEM)は、複雑で高度な技術が用いられる一方、汎用性があるために広く利用され、原子力分野以外では構造物のモデル化、材料物性の非線形特性の信頼性を確保するためのガイドラインの策定や技術認定などがなされるようになってきた。原子力分野においては、IAEAにより平成19年(2007年)新潟県中越沖地震における質点系モデル、3次元FEMモデルによる観測記録の再現解析がKARISMAベンチマークプロジェクトとして実施され、複数の解析者の解析結果が報告された。その報告によると、解析者により解析結果にばらつきが大きいということが判明され、解析手法の標準化による解析結果の信頼性の確保が急務となっている。また、原子力発電施設の強非線形領域の現実的な挙動の評価が必要となる建物・構築物・機器のフラジリティ評価においても詳細な3次元挙動把握の必要性が指摘されている。こうした背景を踏まえ、原子炉建屋を対象とした地震応答解析に用いられる3次元FEMモデルの作成及び解析にあたって必要となる一般的・基本的な手法や考え方を取りまとめて標準的解析要領を整備した。これにより原子炉建屋の3次元FEMモデルによる地震応答解析手法の信頼性向上につながることが期待される。本標準的解析要領は、本文、解説、及び解析事例で構成されており、原子炉建屋3次元FEMモデルを用いた地震応答解析の実施手順、推奨事項、留意事項、技術的根拠等が含まれている。また、本標準的解析要領は、最新知見を反映し、適宜改訂する。
Mohamad, A. B.; 宇田川 豊
Nuclear Technology, 210(2), p.245 - 260, 2024/02
被引用回数:1 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)In the Power to Melt and Maneuverability (P2M) project, a simulation exercise on two past power ramp experiments xM3 on medium burn-up rod and HBC4 on high burn-up rod were performed with the fuel performance code FEMAXI-8 to investigate the fuel behavior under high power and high-temperature conditions toward centerline fuel melting. In order to treat fuel melting, empirical melting temperature models have been incorporated into the FEMAXI-8 code. The present analysis gave reasonable predictions not only on cladding deformation but also on the fuel melting behavior of the HBC4 rod, in which the UO liquidus temperature was reached during the transient. On the other hand, model improvement appeared to be needed for a more accurate treatment of fuel melting behavior of the xM3 rod, in which fuel center temperature reached solidus line, whereas may not reached liquidus line. A reasonable agreement of estimated FGR with the measurement suggested that the high temperature FGR at the given conditions are essentially temperature dependent phenomenon: rate-limited primarily by thermally activated elementary processes such as fission gas diffusion.
中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10
原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。
崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07
地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)手法の高度化を図るために、耐震安全上重要な建屋や機器等を対象に、現実的応答、現実的耐力及びフラジリティ評価等に関する手法整備に取り組んでいる。本研究では、入力地震動レベルに対する建屋の損傷状態の推移を把握するため、3次元詳細解析モデルを用いた複数コードによる建屋の荷重漸増解析を実施し、フラジリティ評価に資する局所損傷モードの同定に必要なデータを取得した。本論文では、荷重漸増解析を通して得られた建屋の詳細な損傷状態及び建屋終局耐力の検討結果について地震応答解析結果と比較して報告する。
市原 義孝*; 中村 尚弘*; 飯島 国彦*; 崔 炳賢; 西田 明美
構造工学論文集,B, 68B, p.271 - 283, 2022/04
本論文は、振動数に依存しない複素減衰を用いた鉄筋コンクリートの等価線形解析法の原子炉建屋の耐震設計への適用性を評価することを目的とする。そのため、理想的な地盤条件での原子炉建屋の非線形及び等価線形地震応答に着目して、地盤-建屋連成系の三次元FEM解析を実施した。その結果、等価線形解析結果は非線形解析結果と概ねよく整合し、その有効性を明らかにした。さらに、今回の等価線形解析法は、非線形解析モデルと比較して、構造の剛性を低めに評価する傾向があった。このため、最大せん断ひずみの評価では、非線形解析の結果よりもひずみの値が大きくなる可能性が高いことに留意する必要がある。
崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.
JAEA-Research 2021-017, 174 Pages, 2022/03
原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物を3次元的にモデル化し、建物の3次元挙動、建物材料の非線形性、建物及び地盤間の非線形性等を考慮した有限要素法による地震応答解析が実施されるようになってきた。3次元モデルによる有限要素解析(3次元FEM解析)は、複雑で高度な技術が用いられる一方、汎用性があるために広く利用され、原子力分野以外では構造物のモデル化、材料物性の非線形特性の信頼性を確保するためのガイドラインの策定や技術認定などがなされるようになってきた。原子力分野においては、IAEAにより平成19年(2007年)新潟県中越沖地震における質点系モデル、3次元FEMモデルによる観測記録の再現解析がKARISMAベンチマークプロジェクトとして実施され、複数の解析者の解析結果が報告された。その報告によると、解析者により解析結果にばらつきが大きいということが判明し、解析手法の標準化による解析結果の信頼性の確保が急務となっている。また、原子力発電施設の強非線形領域の現実的な挙動の評価が必要となる建物・構築物・機器のフラジリティ評価においても詳細な3次元挙動把握の必要性が指摘されている。こうした背景を踏まえ、原子炉建屋を対象とした地震応答解析に用いられる3次元FEMモデルの作成及び解析にあたって必要となる一般的・基本的な手法や考え方を取りまとめて標準的解析要領を整備した。これにより原子炉建屋の3次元FEMモデルによる地震応答解析手法の信頼性向上につながることが期待される。本標準的解析要領は、本文、解説、及び解析事例で構成されており、原子炉建屋の3次元FEMモデルを用いた地震応答解析の実施手順、推奨事項、留意事項、技術的根拠等が含まれている。また、本標準的解析要領は、最新知見を反映し、適宜改訂する。
田崎 雄大; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.382 - 394, 2022/03
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)This study develops a new fission gas release (FGR) model for mixed oxide (MOX) fuels with a fundamentally heterogeneous microstructure. The model adopted in FEMAXI-8 was applied to irradiation Instrumented Fuel Assembly (IFA)-626 and 702 tests in which two types of MOX fuels had different heterogeneity in their microstructure, while the other spec were similar. Upon analyzing these fuels, the original FGR model predicted lower FGR from the fuel with a remarkably heterogeneous microstructure than the other MOX fuel. This estimation contradicts the experimental observation. However, the new FGR model improved the consistency because of the early release of fission gas from Pu agglomerate region, and showed issues for aiming further improvement. Therefore, the above results confirmed a certain validity of the developed model for studying heterogeneity effect.
阿部 雄太; 大高 雅彦; 関谷 直樹*; 幕内 悦予*
非破壊検査, 71(2), p.69 - 74, 2022/02
超音波を用いた新たな計測技術を開発する際、数値シミュレーションの活用は有効で、実験では計測困難な超音波伝搬現象の微視的評価が可能であることやパラメータサーベイの容易さから設計段階から多くの事前検討が可能となっている。本稿では、ナトリウム冷却高速炉の原子炉計測技術を中心に、近年の技術開発において実施した超音波シミュレーションの活用事例を紹介する。
宇田川 豊; 田崎 雄大
JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。
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。
山路 哲史*; 鈴木 直道*; 加治 芳行
IAEA-TECDOC-1921, p.199 - 209, 2020/07
FeCrAlの物理的特性モデルや照射挙動を共通条件として、FEMAXI-7によりベンチマーク解析を実施した。定常条件における感度解析では、FeCrAl燃料被覆管のふるまい挙動はジルカロイと似た挙動を示したが、ギャップ閉塞が遅れる違いが見られた。冷却材喪失事故(LOCA)条件では、被覆管のバースト時のクリープひずみは塑性ひずみではなく主にクリープひずみが要因であることが予測された。全体的に、FEMAXI-7による解析によって、定常及びLOCA条件におけるFeCrAl-UOシステムの優れたロバスト性や柔軟性が示された。
佐野 智一*; 詠村 嵩之*; 廣瀬 明夫*; 川人 洋介*; 片山 聖二*; 荒河 一渡*; 政木 清孝*; 城 鮎美*; 菖蒲 敬久; 佐野 雄二*
Metals, 9(11), p.1192_1 - 1192_13, 2019/11
被引用回数:17 パーセンタイル:60.79(Materials Science, Multidisciplinary)本研究の目的は、ドライレーザーピーニング(DryLP)の有効性を検証することである。DryLPは、大気条件下でフェムト秒レーザーパルスを使用して、加工合金中の硬度,残留応力,疲労性能などの機械的特性を改善するピーニング技術である。レーザー溶接された2024アルミニウム合金にDryLP処理を施すと軟化した溶接金属は母材の元の硬度に回復し、溶接金属と熱影響部の残留引張応力は圧縮応力に変わった。疲労寿命は180MPaの引張圧縮試験でほぼ2倍になり、120MPaでは50倍以上増加した。以上から、DryLPは低応力振幅での溶接欠陥のあるレーザー溶接アルミニウム試験片の疲労性能を改善するのにより効果的であることを明らかにした。
宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。
Dulieu, P.*; Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Strnadel, B.*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07
When multiple surface flaws are detected in pressure components, their potential interaction is to be assessed to determine whether they must be combined or evaluated independently of each other. This assessment is performed through the flaw characterization rules of Fitness-For-Service (FFS) Codes. However, the specific combination criteria of surface flaws are different among the FFS Codes. Most of the time, they consist of simple criteria based on distance between flaws and flaw depth. This paper aims at proposing alternative characterization rules reflecting the actual level of interaction between surface planar flaws. This interaction depends on several parameters such as the relative position of flaws, the flaw sizes and their aspect ratio. Thanks to numerous threedimensional XFEM simulations, best suited combination criteria for surface planar flaws are derived by considering the combined influence of these parameters.
Lacroix, V.*; Dulieu, P.*; Blasset, S.*; Tiete, R.*; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Bamford, W.*; Udyawar, A.*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07
When multiple flaws are detected in pressure retaining components during inspection, the first step of evaluation consists of determining whether the flaws shall be combined into a single flaw or evaluated separately. This combination process is carried out in compliance with proximity rules given in the Fitness-for-Service (FFS) Codes. However, the specific criteria for the rules on combining multiple flaws into a single flaw are different among the FFS Codes. In this context, revised and improved criteria have been developed, to more accurately characterize the interaction between multiple subsurface flaws in operating pressure vessels. This improved approach removes some of the conservatism in the existing ASME Code approach, which was developed in the 1970s based on two flaws interacting with each other. This paper explains in detail the methodology used to derive improved flaw proximity rules through three-dimensional FEM and XFEM analyses. After the presentation of the calculations results and the improved criteria, the paper also highlights the multiple conservatisms of the methodology using several sensitivity analyses.
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。
白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎; 永瀬 文久
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/09
シリコンカーバイド(SiC)は、その耐熱性、化学的安定性、照射安定性の高さより、事故耐性燃料の有力な候補物質となっている。SiCをジルカロイの替わりに被覆管材料として用いた場合の燃料挙動評価を行うために、軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7に、物性値や機能の追加などの改良を行った。整備したコードを用い、SiC被覆燃料のふるまい解析を、BWRステップ3(99燃料(B型))を例にして行った。SiC被覆管は、照射により大きくスエリングし、熱伝導率が低下する。このことにより、被覆管-燃料ペレット間のギャップが広がり、燃料ペレット温度の上昇がみられた。また、ジルカロイ被覆管とは応力緩和のメカニズムが異なり、計算の高度化のためには、破断応力等のデータ取得、モデルの改良が必要であることが明らかになった。
生島 一樹*; 木谷 悠二*; 柴原 正和*; 西川 聡*; 古川 敬*; 秋田 貢一; 鈴木 裕士; 諸岡 聡
溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.75s - 79s, 2017/06
In this research, to investigate the effect of shot peening on operation, an analysis method to predict the behavior of stress distribution on shot peening was proposed. In the proposed system, the load distribution on the collision of shots was modeled, and it was integrated with the dynamic analysis method based on the Idealized explicit FEM (IEFEM). The thermal elastic plastic analysis method using IEFEM was applied to the analysis of residual stress distribution of multi-pass welded pipe joint. The computed residual stress distribution was compared with the measured residual stress distribution using X-ray diffraction (XRD). As a result, it was shown that the both welding residual stress distribution agree well with each other. Considering the computed welding residual stress distribution, the modification of stress distribution due to shot peening was predicted by the proposed analysis system.
秋田 貢一; 柴原 正和*; 生島 一樹*; 西川 聡*; 古川 敬*; 鈴木 裕士; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Vladimir, L.*
溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.112s - 116s, 2017/06
Residual stresses near the weld metal of the joints before and after a thermal cycle were measured using a reactor based neutron diffraction technique in room temperature. In-situ residual stress measurements were performed on the plate type sample using a pulsed neutron diffraction technique under thermal cycles. Residual stress behaviors of the samples were examined also by the idealized explicit FEM (IEFEM), which agreed well with the experimental results of the residual stress behaviors during thermal cycles. Thermal stresses were induced near the weld metal by the difference of the linear expansion coefficients of the dissimilar base metals. Since the thermal stress exceeded the yield stress of the material during the first heating process, the residual stresses near the weld metal were redistributed and a part of the residual stress was relaxed.
生島 一樹*; 柴原 正和*; 秋田 貢一; 鈴木 裕士; 諸岡 聡; 西川 聡*; 古川 敬*
Welding in the World, 61(3), p.517 - 527, 2017/05
本研究では、先ず、ショットピーニングプロセスにおける残留応力の挙動を予測するための解析手法を提案した。この手法ではショットの衝突時の荷重分布をモデル化し、さらに、理想化陽解法FEM解析手法(IEFEM)に基づく動的解析法と組み合わせた。提案した解析システムの解析精度は、ショット一発が衝突した際の応力分布をABAQUSによる解析結果と比較することで確認した。IEFEMを用いて熱弾塑性解析を実施し、配管のマルチパス溶接における溶接残留応力の解析を実施し、解析結果をX線回折による残留応力測定結果と比較し、両者がよく一致することを確認した。次いで、ショットピーニングによる溶接残留応力の変化を提案システムによって解析した。その結果、多量のショットを衝突した場合の残留応力は、解析と実験とでよく一致した。