原子力システム　研究開発事業　成果報告会資料集

原子力プラント全容解析のための接合部連成モデリングの研究開発

１．研究開発の背景とねらい

　大規模地震発生時の原子力プラントの耐震性を評価し健全性の裕度を示すことは重要かつ迅速な対応が望まれる課題である。本事業では、不具合の生じ易い部品と部品の接合部に着目し、接合部の接合効果を考慮できる物理モデル（接合部連成モデル）を提案することにより、大規模複雑構造物である原子力プラントの全体的挙動・局所的挙動双方を把握できる解析システムを構築し、これにより次世代炉設計における耐震性評価に貢献することを目的とする。本事業では、以下の研究開発項目を実施する。

２．研究開発成果

(1)接合部連成モデリングに関する研究開発
　18年度は、接合部連成モデルの現状と課題を調査するため、文献調査を実施した。その結果、ダンパー等の支持構造物と建物との接続部分のモデル化において、埋め込み金物等の履歴特性を考慮可能とすることが重要であると考え、マルチスプリングからなる接合部連成モデルを試作した。モデルの履歴特性を図1に示す。本接合部連成モデルを用いたベンチマーク解析の結果、マルチスプリングの履歴特性を改良することにより、設備―建屋間の接合部の弾塑性挙動を再現できる見通しが得られた。19年度は、試作した接合部連成モデルのパラメータ等の感度調査を実施し、(2)①のハイブリッド実験結果で顕著に現れたすべりの効果を考慮するためにせん断バネ、ねじり回転バネに非線形効果を導入し、接合部連成モデルを改良した。20年度は、接合部連成モデルの実プラントシミュレーションへの適用性を向上させるため、接合部連成モデルを市販構造解析コードのユーザサブルーチンとして組み込み、モデルの挙動特性の調整を行った。

(2)ハイブリッド実験システムに関する研究開発
①ハイブリッド実験
　 18年度は、設備と建屋の間に設置される支持構造物との接合部について、試験条件を設定しモデル化の検討を行い、試験体及び載荷治具の仕様をまとめ、ハイブリッド実験に用いる試験体を製作した。製作した試験体の基本ケースについて、機能確認載荷試験及び接合部を含む実験系全体解析モデルを作成し、ハイブリッド実験の事前シミュレーションにより、加振機の載荷容量・ストロークなどの試験システムの機能が十分であることを確認し、試験成立性について見通しを得た。19年度は、18年度製作した試験体を用いてハイブリッド実験を実施し、地震時応答挙動に関するデータ取得を完了した。図2に示す鋼部材、地震波加振の試験状況と結果例にあるように、取得したデータを考察することにより、配管支持構造部の地震波加振による破損モードは、金具付け根部の低サイクル疲労に起因する破断であるなどの知見を得た。20 年度は、ハイブリッド実験における試験体に対して有限要素解析を実施することにより、実験対象部位の応答特性に関する考察の妥当性を確認した。また、ハイブリッド実験結果および及び有限要素解析の結果を踏まえ、実験対象部位の応答特性をまとめ、その耐震安全性について評価した。
②ハイブリッド仮想実験
　19 年度は、ハイブリッド実験系全体を対象とした全体シミュレーションであるハイブリッド仮想実験を実施し、上記(1)で試作した接合部連成モデルによる実験の模擬性を確認した。この結果、改良された接合部連成モデルにより実験結果を良好に再現できることを確認した。20 年度は、接合部連成モデルの調整の影響を確認するために、19 年度実施したハイブリッド仮想実験と同様の解析モデルに調整した接合部連成モデルを導入し、全体シミュレーションを実施した。その結果、図3 の地震波加振実験と解析結果の比較例に示すように、実験結果の荷重と載荷点変位量の再現性が向上し、モデル調整の妥当性を確認できた。

(3)実プラントシミュレーションに関する研究開発
　提案した接合部連成モデルの検証解析を目的とし、19 年度までに、実プラントである原子力機構の試験研究炉の主要冷却設備と建屋間に設置される支持構造物の接合部のモデルデータ及びメッシュデータを作成した。20 年度は、接合部連成モデルの有用性を確認するために、19 年度までに作成した接合部のメッシュデータ、対応する機器の既存データ、および、接合部連成モデルを統合し、地震応答解析を実施した。図4 に実プラントシミュレーションのために作成したモデルの一例とその解析結果例を示す。解析結果より、接合部連成モデルが線形挙動範囲において物理的に妥当なモデル化となっていること、および、接合部連成モデルが仮定した履歴特性を再現できていることを確認した。以上より、提案した接合部連成モデルの実プラントシミュレーションへの適用性を確認できた。

図１ 接合部連成モデルの履歴特性

図３ 地震波加振実験と解析結果の比較例

図２ 鋼部材、地震波加振の試験状況と結果例

図４ 実プラントシミュレーション用一次冷却
系モデルと解析結果例

３．今後の展望

　本事業を通じ、従来剛な接合として扱われていた接合部のモデル化に対し、ハイブリッド実験結果を基礎とした損傷による非線形効果を考慮できる簡易な数理モデルを提案し、実プラントモデルへの適用性を確認できた。今後、次世代炉設計における耐震性評価のための詳細検討への貢献が期待される。また、現在特に議論となっている「原子力プラントの実際の安全余裕」の定量化については、ばらつきを考慮した解析を行うことで、統計的な安全余裕の定量化の基礎データを提供可能な要素技術となることが期待される。