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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。
Zheng, X.; Mandelli, D.*; Alfonsi, A.*; Smith, C.*; 杉山 智之
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2176 - 2183, 2020/11
The paper introduces a simulation-based Level 2 probabilistic risk assessment (PRA) of a multi-unit nuclear power plant. We propose the methodology by quantifying risk for a station-blackout accident scenario, initialized by a loss-of-offsite-power event. Contrary to classical PRA that applies static models such as event-tree/fault-tree, the analysis is seamlessly integrated with mechanistic simulation and PRA models, including: (1) a simplified thermal-hydraulic code for simulating system behaviors; (2) a Markovian model for the failure mechanism of decay-heat-removal systems, to investigate the interaction between mechanistic simulation and reliability analysis; and (3) classical containment event trees for evaluating containment performances and hydrogen-explosion risk under severe accident conditions. All dynamic and static models, including plant dependencies, are unified within the RAVEN computational framework, applying RAVEN components, External Model, Ensemble Model, and PRA Plugins. The study demonstrates an integrated assessment of risks by considering accident progression and inter-unit system interactions, both time dependent. Statistical data analysis is used to quantifying risk metrics, including core damage frequencies, large early release frequencies and plant damage status. The methodology pertains to modern risk-analysis methodologies such as risk-informed safety margin characterization (RISMC) and dynamic PRA.
Dost
l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.
海老原 健一; 渡辺 正
European Physical Journal B, 18(2), p.319 - 327, 2000/11
被引用回数：7 パーセンタイル：41.98(Physics, Condensed Matter)流体を多数の粒子の集合としてモデル化した格子ガスに、粒子間の長距離相互作用を付加することにより、一成分系における、高粒子密度相と低粒子密度相への相分離現象をシミュレーションすることができる。このモデルによって生成された低粒子密度相中の高粒子密度相の塊を液滴と呼ぶ。このモデルによって生成される液滴は、表面張力の非等方性のため、完全な円形にならず、Wulff構造によって決まる形となる。そこで、このような液滴の表面張力を計算するための1つの方法を提案した。この方法は、円形でない液滴表面張力を計算することができるので、流れなどによって変形した液滴の表面張力も計算することができると考えられる。
Li at 10 to 20MeV region茨木 正信*; 馬場 護*; 松山 成男*; 千葉 敏; 戸ヶ崎 康*; 柴田 恵一; 岩本 修; A.J.Koning*; G.M.Hale*; M.B.Chadwick*
JAERI-Research 98-032, 28 Pages, 1998/06
JAERI-Research-98-032.pdf:1.31MB
入射中性子エネルギー11.5,14.1及び18.0MeVにおけるLiからの中性子放出反応の二重微分断面積を測定した。このデータ及び他の測定により得られたデータを基に、Liの中性子全断面積と弾性散乱の角度分布を5MeVから数10MeVにわたるエネルギー領域で再現できる光学ポテンシャルを構築した。このポテンシャルは、DWBA理論による計算を通して、第一励起準位(励起エネルギー2.186MeV)への非弾性散乱の角度分布をも良く再現できることが分かった。次に、連続状態への遷移に伴う中性子スペクトルの解析を、終状態における相互作用模型をDWBA形式に拡張したモデルを用いて、中性子、重陽子と
粒子への3体崩壊において、重陽子と粒子の相互作用が支配的であるという仮定の基に行った。この仮定及び模型は、Q-値範囲で-9MeVまでの低励起状態に対応する遷移の中性子スペクトル及び角度分布を良く記述できることが判明した。一方、入射中性子とLi内の粒子の準弾性散乱に対応するQ-値領域では計算値とデータの一致は良好ではなく、準弾性散乱の寄与ができない可能性が示唆された。
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。
柳下 文雄*; 鈴木 偉之; 山岸 義和
IWGGCR-22, p.52 - 59, 1990/00
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉建家の設計用地震力を求めるのに用いている埋込みを考慮したスウェイ-ロッキングモデルの概要と、本モデルによる各種検討結果について発表するものである。その結果、同原子炉建家においては、埋込み効果により、地震力が低減することが確認された。
