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崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.
Transactions of 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。
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。
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。
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。
幾島 毅
JAERI 1322, 157 Pages, 1991/04
ブロック型燃料から構成された高温ガス冷却炉が地震の起りうる地域に建設される場合には、炉心の耐震性を明らかにするための研究が必要とされる。本論文は高温ガス冷却炉炉心の耐震性に関する基礎的な実験と解析に関するものであり、内容は次のとおりである。最初に、黒鉛ブロックを積み上げたカラムの基本的な振動特性であるソフトスプリング特性および衝突時のハードスプリング特性について実験によって明らかにした。次に、2次元垂直炉心および2次元平板炉心による耐震実験を行い、変位特性および衝突特性を明らかにした。そして、これらの実験結果をもとに高温ガス冷却炉炉心の地震応答解析法と計算プログラムを開発した。
幾島 毅
JAERI-M 90-003, 129 Pages, 1990/02
高温ガス炉水平2次元炉心の地震解析プログラムSONATINA-2Hを開発した。SONATINA-2Hは、側方反射体とその拘束構造物及び炉心支持構造物を含めた水平2次元炉心モデルの解析が可能である。解析モデルでは、ブロックは剛体として取り扱い、炉心支持構造物に、コラム等価ばねと粘性ダンバーによって取り付けられたものとする。近接ブロック間の衝突はスプリング-ダッシュポットによってモデル化する。SONATINA-2Hは水平2軸同時地震入力に対して解析可能である。SONATINA-2Hの解析結果は実験結果と良く一致しており、本計算プログラムによって、高温ガス炉炉心の地震挙動を解析することができる。本報告は解析モデルの数式化、入力と出力データを示したユーザマニュアル及び計算例について記述したものである。
幾島 毅; 本間 敏秋*
日本原子力学会誌, 27(2), p.145 - 158, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.79(Nuclear Science & Technology)本報告書は、ブロック型燃料高温ガス炉炉心の耐震性を明らかにするために実施された2次元炉心模型による耐震実験とその解析結果をもとに、実際の炉心の地震応答特性について論じたものである。次の内容について記述されている。(1)相似則の導出および相似則を使用して模型実験結果から実際の炉心の応答値の推定方法、(2)垂直2次元炉心模型および水平2次元炉心模型による実験結果から実際の3次元炉心の地震応答特性の推定、(3)耐震上好ましい炉心構造の検討。
高津 英幸; 清水 正亜
Nucl.Eng.Des., 60, p.297 - 309, 1980/00
被引用回数：2 パーセンタイル：33.96(Nuclear Science & Technology)巨大複合構造物に対する動的解析手法を提案する。この手法は、装置全体を構成要素に分割し、各要素毎に工学的に適切にモデル化した「簡略モデル」を作成し、これらを組み合わせて「装置全体モデル」を構築するというものである。「簡略モデル」は、装置の形状・重量を忠実に表現した「詳細モデル」の振動特性を十分良く近似すると同時に、可能な限り節点数を抑えたモデルであり、これらにより構築される「装置全体モデル」は、各要素の局部的な振動モードを含み、かつ節点数を抑える事ができるという特徴を有している。本手法を、現在原研が建設を進めているJT-60の耐震解析に適用した結果、耐震設計の観点から設計変更の必要なケ所を指摘する等、その有効性を発揮した。
幾島 毅
JAERI-M 8273, 38 Pages, 1979/06
ブロック状燃料高圧ガス炉の炉心の耐震性は十分に確証されていない。それ故、この炉が地震国に建設される場合、十分な耐震研究が必要とされる。本報は、ブロック状炉心の地震応答解析に関するものであり、内容は、炉心耐震構造、解析モデルと計算式、振動特性に及ぼす種々の設計変数の影響、望ましいブロック形状である。解析のために、3つのモデルが考慮された。第1は衡突モデル、第2はスプリング・ダッシュポットモデル、第3は乾摩擦モデルである。計算は3つのモデルについて実施され、これらの結果はほとんど同一の応答値を示した。さらに、応答特性に及ぼす入力周波数、構造物個々の剛性係数や減衰定数の影響について調べた。
幾島 毅
JAERI-M 5166, 29 Pages, 1973/02
原子炉構造物の地震応答解析のための計算コードINTERLUDE-1を開発した。この計算コードでは、構造物を多質点系として取扱っている。この計算コードの特徴はつぎのとおりである。(1)振動形式としてはせん断形、曲げ形およびそれらの合成のうち任意のものを取扱うことができる。(2)地震波については任意のものを取扱うことができる。(3)数値解法はモード展開法によった。(4)計算、プロットおよび結果の出力については時間間隔を任意に変更することができる。それ故、計算精度を確保しながら計算時間の節約が出来る。(5)計算結果のプロッ卜のためのサブ・ルーチンがこの計算コードに付け加えられているので、結果をプロッタによって表示することができる。この計算コードはFORTRAN IVによって書かれており計算機FACOM230-60が対象機種とされている。応答計算時間は5質点でステップ数1500の場合、1ステップ当り約1.0~2.0秒である。
森下 正樹; 大谷 章仁*
no journal, ,
日本機械学会コードケースN-CC-008は、非弾性応答時刻歴解析とひずみ基準による配管耐震設計のための設計ルールを定めている。コードケースは疲労損傷評価において、サイクルカウントにレインフロー法を用いている。一方、ASME Code Section VIII, Division 2には"The Rainflow cycle counting method is recommended but not applicable for non-proportional loading"と記載されている。そこで、われわれは地震加振による配管のひずみが比例か非比例かを検証した。解析には伊藤らにより提案されたIS法を用いた。解析の結果、地震動によって配管系に生じる多軸ひずみは、ほぼ比例することが示された。この結果に基づき、われわれはRainflowサイクルカウント法が配管の地震時疲労評価に十分適用可能であると結論づけた。本論文では地震荷重による配管のひずみが比例するという結論を支持するために、振動モードとひずみ成分の関係の観点からもいくつかの考察を行った。
崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.
no journal, ,
原子力施設の耐震安全性評価は、従来簡易な質点系モデルを用いて行われてきたが、建屋の局所応答を含めた3次元的な詳細な地震時応答を十分に再現できないことが課題となっており、3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法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た地震応答解析は、複雑で高度な技術を必要とすることから、その結果は解析者によりばらつきが大きく、観測記録の再現性にも問題があった。この問題を解決するため、まずは地震時の建屋応答に対して影響が大きい重要因子を明らかにし、各重要因子のモデル化方法を明確にすることで、原子力施設の建屋を対象として3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法を整備した。さらに、建屋の3次元地震応答解析のための一般的な手法や考え方、技術的根拠などを取りまとめ、標準的な解析要領として整備した。本稿では、本研究で整備した3次元地震応答解析手法、本解析要領の内容を示す。
