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非常に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。
(1)接合部連成モデリングに関する研究開発
　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するために、設備−建屋間の接合部の連成モデリングに関し、接合部連成モデルの試作、改良、調整を行う。
(2)ハイブリッド実験システムに関する研究開発
　設備−建屋間の接合部に対して提案した接合部連成モデルの妥当性の検証を目的とし、シミュレーションの一部を実験に置き換えるハイブリッド実験手法を導入し、ハイブリッド実験及びハイブリッド仮想実験を実施する。ハイブリッド実験では、接合部試験体を製作し、ハイブリッド実験を実施することにより、接合部連成モデルの妥当性検証のためのデータを取得し接合部の特性を把握する。ハイブリッド仮想実験では、接合部連成モデルをハイブリッド実験の実験部分と置き換えることで、全体シミュレーション（ハイブリッド仮想実験）を実施し、ハイブリッド実験で得られた応答とハイブリッド仮想実験で得られた応答を比較することにより、接合部連成モデルの妥当性を検証する。
(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のための解析用として実プラントである原子力機構の試験研究炉を対象とし、データ作成を行い、主要冷却設備と建屋間の接合部に本モデルを組み込み組立構造解析を実施し、接合部連成モデルの有効性を評価する。

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、設備−建屋間の接合部連成モデルに関する研究開発を行うため、文献調査の結果をもとに、ダンパー等の支持構造物と機器や建物との接続部分における接合部連成モデルの試作、ベンチマークテストの実施、試作した接合部連成モデルの改良により、支持構造物と建屋との接続部分の履歴特性を再現できる見通しを得た。試作した接合部連成モデルは、マルチスプリングからなる弾塑性ジョイントモデルを基本するモデルとした。モデルの履歴特性を図1に示す。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及び文献調査を実施し、すべりの効果を考慮するためにせん断バネ、ねじり回転バネ等に非線形効果を導入した。20年度は、実プラントシミュレーションの結果から必要なパラメータ調整項目を決定し、パラメータ調整作業を実施中である。
(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表1に示す試験項目全ての実験を実施し、地震時応答挙動に関するデータ取得を完了した。取得したデータの考察により、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。実験で得たデータの例を図2に示す。20年度は、詳細な有限要素解析により、これまで実施した実験結果の考察の確認を実施中であり、最終的には既往の耐震設計法との比較などにより、裕度を評価する。
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。全体シミュレーションと実験結果との比較を図3に示す。20年度は、実プラントシミュレーションのためのパラメータ調整の実験模擬性への影響を確認するための数値実験を実施し、実験結果との比較を行っている。
(3)実プラントシミュレーションに関する研究開発
　19年度までに、提案した接合部連成モデルの検証解析を目的とし、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、上記(1)にて開発した接合部連成モデルを解析コードに取り込み、昨年度までに作成した接合部のメッシュデータと対応する機器のデータを用いて、地震時応答シミュレーションを実施中である。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例を示す。

図1 接合部連成モデルの履歴特性

表1 試験パラメータ

図2 鋼部材、地震波加振の試験状況と結果例

図3 地震波加振実験と解析結果の比較例

図4 実プラントシミュレーション用に作成した冷却系機器と支持構造物の結合モデル図の例

３．今後の展望

　本事業は、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して、従来詳細形状のモデル化が行われていなかった設備―建屋間の接合部の挙動を把握するための接合部連成モデルを開発・提案するための3年計画の研究開発である。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表現できる簡略な数理モデルを提案し、現在実プラントへの適用性を確認中である。今後、次世代炉設計における耐震性評価への貢献が期待される。また、本事業で取得した接合部の動的荷重による破損に至るまでのデータは、数少ない貴重なデータとして解析手法の高度化等へ貢献できるものと期待する。