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岡村 茂樹; 中島 理紗子*; 平山 智之*; 湯川 正貴*; 渡部 翔太郎*; 藤田 聡*; 山口 彰*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(10), p.1209 - 1217, 2026/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A sodium-cooled fast reactor plant uses liquid metal sodium as a coolant. Sodium has a high boiling point and excellent heat transfer capabilities. These properties allow the reactor to operate at low pressure. However, thermal fatigue occurs due to repeated thermal expansion and contraction within the creep temperature range. Accordingly, the fast reactor's components and piping are designed with thin walls. Seismic isolation systems are used to reduce the seismic loads acting on components. Seismic isolation systems are used to reduce the seismic loads acting on components. Research and development of seismic design methods is progressing. Applying seismic isolation to nuclear power plants requires clarifying the design margin approach for equipment in fast reactor plants and seismic isolation devices. Here, the design margin refers to the margin relative to the design criteria for components or seismic isolation systems, i.e. the ratio of seismic response to the design criteria for the design basis ground motion, The design margin should be set to a value equal to or greater than the safety margin. Here, the safety margin is defined as the minimum margin specified in regulatory requirements and standards. This report proposes an approach for determining design margins for fast reactor plants with the horizontal seismic isolation system. We conducted the seismic response analysis of the reactor building and created the fragility curve with buckling evaluation of the reactor vessel. Based on these results, an approach for determining design margins of the components and the horizontal seismic isolation system was investigated.
崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.
JAEA-Research 2024-001, 206 Pages, 2024/03
JAEA-Research-2024-001.pdf:9.12MB
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。
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。
崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.
JAEA-Research 2021-017, 174 Pages, 2022/03
JAEA-Research-2021-017.pdf:9.33MB
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。
市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢
日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03
本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ
=2.0
10
程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、=4.010程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。
崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08
原子力施設における建物・構築物の耐震安全評価においては、従来より質点系モデルが用いられてきた。しかしながら、従来法では原子力施設内の設備の設置位置における局所的な応答等の精緻な評価を行うことは困難である。この観点から、原子力施設の耐震安全評価における3次元詳細モデルの活用が期待されている。しかしながら、3次元詳細モデルを用いて得られる解析結果は、解析者によりばらつきが大きいことが報告されており、解析手法の標準化による解析結果の品質の確保が急務となっている。そこで、原子力機構では、原子炉建屋の3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領案(標準案)の作成に取り組んでいる。標準案は、本文,解説、およびいくつかの附属書で構成されており、建屋3次元詳細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。本稿では、標準案の概要と、標準案に基づく適用事例を紹介する。
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
日本地震工学会論文集(インターネット), 20(2), p.2_1 - 2_16, 2020/02
本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震応答解析結果におけるモデル化手法の違いによる影響を評価し、フラジリティ評価における認識論的不確実さを定量化することを目的としている。入力地震動として、偶然的不確実さを考慮するため、ハザード適合地震波を用いた。現実的な応答を得るため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、建屋の壁および床の最大加速度について、中央値と対数標準偏差により統計的評価を行った。本研究により、建屋の上層部や床の開口部周辺において面外変形などの3次元効果が現れることが分かった。
宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11
被引用回数：11 パーセンタイル：54.65(Engineering, Multidisciplinary)地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
Proceedings of 12th International Conference on Structural Safety & Reliability (ICOSSAR 2017) (USB Flash Drive), p.2206 - 2213, 2017/08
本稿では、モデル化手法の違いが原子力施設の地震応答解析結果のばらつきに与える影響を明らかにするため、多様な模擬入力地震動を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、建屋せん断壁の最大加速度応答に着目し、モデル化手法による応答結果への影響、応答のばらつき要因について分析を行い、得られた知見について報告する。
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10
本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。
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。
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。
武田 信和; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-073, 59 Pages, 2005/01
JAERI-Tech-2004-073.pdf:11.36MB
ITERトカマクは異なる運転温度の機器からなり、その温度差による熱変形を許容するために、支持脚に柔軟性を持たせている。このような構造上の特徴から、ITERトカマクは複雑な振動挙動を示すことが予想され、耐震設計においてはこの点について十分に考慮する必要がある。このような構造はこれまでに例がないため、耐震設計に用いる数値解析モデルを事前に実験により検証することが必要不可欠である。特に、支持構造については板バネとボルト等からなる複雑な構造体であり、その機械的特性の把握は重要である。本報告は、ITERトカマクの耐震設計に必要となる一連の振動試験計画について、その全体計画を示すものである。トカマク全体の振動特性を把握するための試験は、可能であれば実規模の試験体を用いて行うことが望ましいが、試験設備の制約から縮小試験体を用い、スケール則を適用して試験結果を解釈する。また、スケール則が適用できない現象である減衰特性については、支持脚の実規模試験体を用いて試験を実施する。さらに、真空容器縮小試験や支持脚小型縮小試験といった、その他の補完的な試験も合わせて計画されている。
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。
飯垣 和彦; 塙 悟史
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.59 - 70, 2004/12
被引用回数：3 パーセンタイル：22.27(Nuclear Science & Technology)国の指針では、HTTR(高温工学試験研究炉)のような重要な構築物は岩盤に立地することが義務付けられているが、種々の検討の結果、HTTRは岩盤ではない第四紀層上に建設されている。そこで第四紀層上に立地しているHTTRの地震時の挙動を確認するため、敷地地盤・原子炉建家に地震計を設置し、得られた観測地震波を用いた解析を行った。解析では、設計時の解析モデルに観測地震波を入力波としてシミュレーション解析を行い、その応答が観測地震波を再現するようにモデルの改良を行った。また、この改良したモデルを用いて設計用基準地震動を入力して動的解析を行った結果、改良したモデルでの動的地震力は設計モデルのそれに比較しおおむね保守的であることを確認した。
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。
小野塚 正紀*; 武田 信和; 中平 昌隆; 清水 克祐*; 中村 友道*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.757 - 762, 2003/09
被引用回数：2 パーセンタイル：18.05(Nuclear Science & Technology)ITERトカマクの動的挙動について検討した。動的な事象、おもに地震時の数値解析手法検証のために、3種類の試験モデルが考えられている。振動試験のため、1998年時ITER設計ベースにて1/8サイズのトカマクモデルが製作されている。このモデルでは、静的荷重に対するトカマクの剛性,固有振動数、及び地震力に対する振動及び応答特性を把握する。減衰などの非線形の振動特性は、実寸大のモデルでしか把握できない。したがって、実寸大のコイル重力支持構造が設計されており、試験を予定している。またトカマクモデルでは真空容器が剛と仮定されている。この仮定は1/20モデルにて実証されるとしている。上述の試験モデルと試験条件は、解析及び数値計算にて評価された。例えば、静的解析及び固有値解析にて得られた静的及び動的ばね定数はよく一致した。
内山 智曜; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 田村 一雄*
JAERI-Data/Code 2002-011, 205 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-011.pdf:8.52MB
本報告書は、地震に対する原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)におけるタスクの1つであるシステム信頼性解析を目的として原研で開発してきた地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引としてまとめたものである。SECOM2コードには、炉心損傷または任意の頂上事象の発生条件を表すフォールトツリーとそれを構成する機器等の耐力や応答に関する情報、地震危険度曲線等を入力として、応答係数法に基づいた地震動レベルごとの機器損傷確率やシステム機能喪失確率の計算,当該サイトでの地震危険度曲線を組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算,さまざまな指標を用いた重要度評価,不確実さ解析,応答及び耐力の相関性を考慮した炉心損傷頻度の評価等を行う機能がある。本報告書では、これらSECOM2の機能について計算方法を示し、各機能を用いる際の具体的な使用方法について説明する。
塙 悟史; 伊与久 達夫
JAERI-Data/Code 2001-021, 150 Pages, 2001/08
JAERI-Data-Code-2001-021.pdf:6.16MB
炉心耐震解析コード「SONATINA-2V」は、六角柱状の黒鉛ブロックが積層されたHTTR炉内黒鉛構造物の地震時の挙動を解析するコードである。本コードは、本体プログラムの他にSONATINA-2Vへの入力データを作成するためのプリ・プロセッサー及び解析結果のデータ処理,図形処理等を行うためのポスト・プロセッサーから構成される。「SONATINA-2V」コードは、原研の大型計算機「MSPシステム」にて稼働するよう開発されたものであるが、計算機の技術進歩に伴い大型計算機「MSPシステム」が廃止されたため、コードを原研のUNIX機「SR8000」で稼働できるよう本解析コードの改良及び整備を行った。本書は、UNIX機で稼働する「SONATINA-2V」の使用方法についてまとめたものである。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 95-017, 64 Pages, 1995/11
JAERI-Data-Code-95-017.pdf:1.24MB
放射性物質輸送・貯蔵容器の地震時のロッキングや滑り、倒壊を解析するために計算プログラムROCKINGを開発した。ROCKINGの主要な特徴は次の通りである。(1)輸送容器は剛体として取扱う。(2)ロッキングと滑り現象を取り扱う。(3)衝突力はばねとダッシュポットによって計算する。(4)摩擦力は輸送容器の床面において発生する。(5)転倒防止用のワイヤーロープには引張力のみが加わる。本報告は計算モデル、計算式、検証計算および計算プログラム使用マニュアルについて述べたものである。
