JASMiRT 第 2 回国内ワークショップ

報告

テーマ「福島第一原子力発電所事故を教訓とした構造工学分野からの安全性向上を目指して―現実的現象把握によるパフォーマンス評価とその安全性向上への活用―」

開催の趣旨
新規制基準および新検査制度により、自主的安全性向上活動や、リスク情報を活用した意思決定が要求されるようになった。これらに対し、設計基準外事象や自然災害に対する事故シナリオの想定とリスク評価および事故影響緩和といった、構造工学分野からの技術的貢献の方向性を示すことを目的として、下記の要領で JASMiRT 国内ワークショップを開催した。
本ワークショップでの討論結果は、2019 年 8 月開催の SMiRT25 に対して、日本からの特別セミナーを提案するためにも活用される。

日

時：平成 30 年 8 月 23 日（木）24 日（金）場

所：電力中央研究所
電力中央研究所

10:00～19:00
10:00～12:30

大手町地区
横須賀地区

733 大会議室（8 月 23 日）
新本館大会議室（8 月 24 日）

2018 年 10 月 3 日版

原子力構造工学推進連絡会（JASMiRT）WG2

1

目次Ⅰ

WG2 メンバーⅡ

プログラムと発表サマリー

Ⅲ

アンケート結果

Ⅳまとめ

Ⅴ

発表資料

Ⅵ

参考資料

2

Ⅰ

WG2 メンバー
区分

アカデミア

中立委員

事業者

産業界

本委員会

氏名所属

笠原 直人
出町 和之
望月 正人
山田 知典
丸山 一平
前田 匡樹
月森 和之
森下 正樹
浅山 泰
若井 隆純
勝山 仁哉
中村 いずみ
山崎 達広
釜谷 昌幸
堂崎 浩二
島本 龍
梅木 芳人
三浦 直樹
宮崎 克雅
渡辺 久訓
小川 琢矢
紺谷 修
高田 毅士
安部 浩

東大
東大
阪大
東大
名大
東北大
福井大
JAEA
JAEA
JAEA
HAEA
防災科研
JANSI
INSS
日本原電
中部電力
NRRC
電中研
日立
三菱
東芝ES
鹿島建設
東大
原子力学会

3

WG2委員
○○○○○
○○
○
○
○○○○○○
○
○
○
○
○
○
○

WG2幹事会
メンバー
○

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

Ⅱ

プログラムと発表サマリー

プログラム
時間

10:00～10:10

一日目（8 月 23 日）：電力中央研究所
講

大手町地区

733 大会議室

演 題 目 ・ 講 師 ・ 講 演 概 要

主催者代表挨拶

司会（東京大学 高田毅士）

基調講演「安全性向上に向けて―構造工学分野への期待―」（横浜国大 白鳥正樹）
原子力プラントの構造健全性設計/評価は、建屋、機器に作用する応答（加速度、変形、応力等）がそれぞれに対して定められた許容値を超えないという基準で行われる。地震荷

10:10～10:40

重を考えた場合、応答の評価および許容値の決定プロセスに大きな不確かさが内在してお東京大学
笠原直人

り、結果として大きな安全裕度をとらざるを得ない。この安全裕度を定量的に把握することは難しく、また機器ごとに裕度の大きさが異なっている。このことが構造物システムとしての合理的な健全性設計/評価を困難にしている。現在、この不確かさを定量的に評価する様々な試みが行われているが、本講ではこのような試みに対する私見と期待を述べる。

セッション 1 金属材料の破壊・劣化現象と強度評価「設計を超える状態に対する構造強度分野からのアプローチの意義と課題－破壊制御技術の適用による大規模バウンダリ破壊の防止－」（東京大学 ○佐藤拓哉、笠原直人）
深層防護は設計状態（DBE）と設計を超える状態（BDBE）に大別される。構造強度工学は主に DBE に適用され、圧力バウンダリの構造健全性を確保する役割を担ってきた。
BDBE に対しては主に安全工学分野からのアプローチにより影響緩和が図られてきた。こ
こでは、BDBE に対して構造工学を適用することにより、効果的な影響緩和策が可能な状況にすることの意義と課題について述べる。具体的には、破壊制御技術を適用することにより、圧力バウンダリの小規模破壊を先行させて荷重を緩和することにより、大規模破壊10:40～11:40を防ごうとするものである。

日立製作所
宮崎克雅

「事象把握のための破壊試験と解析的取組み －模擬材料を用いた構造物クリープ試験の実施－」（三菱重工 ○廣瀬悠一、片渕紘希、首藤伸伍、中馬康晴）
原子力プラントにおけるシビアアクシデント時の破壊メカニズムを把握し、破壊による被害を低減させるための破壊制御の考え方の検討に資することを目的に、原子炉容器モデルの内圧クリープ試験を実施している。試験体には鉛をベースとした模擬材料を適用して、100℃未満の比較的低い温度でクリープによる破壊現象を詳細に確認できることが特徴である。これまでの試験から、構造不連続部の有無による破壊位置やき裂方向の違いなどを確認しており、これらの結果に基づき、終局破壊を再現するための解析手法や破壊制御の考え方について検討を進める。

4

「既往研究で取得された関連材料特性データの現状－オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発－」（JAEA ○鬼澤高志、下村健太、加藤章一、若井隆純）
原子力プラントにおけるシビアアクシデント時の構造健全性評価に適用することを目的に、オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式を開発した。具体的には、SUS304
および SUS316 に対して、1000℃までの引張試験およびクリープ試験を実施して、取得したデータより超高温の材料特性を評価した。さらに、取得データおよび評価結果に基づき、高速炉設計用として 650℃まで整備されている各種材料特性式との接続性を考慮しつつ、1000℃まで適用可能な弾塑性応力-ひずみ関係式およびクリープ特性式を開発した。

11:40～12:40

昼食

セッション 2 コンクリート材料の変質と部材性能評価「運転期間延長認可制度とコンクリート構造物の特別点検」（関西電力 北川高史）
2013 年に法制化された原子力発電所の運期期間延長認可制度では、認可申請にあたってコンクリート構造物の特別点検が義務付けられており、強度低下及び遮蔽能力低下事象に着目し、条件が厳しい場所で採取したコアサンプル等による強度、遮蔽能力、中性化深さ、塩分浸透及びアルカリ骨材反応の確認が要求されている。国内で初めて認可を受けた高浜発電所 1、2 号機及び美浜発電所 3 号機では、規制要求に基づき、点検方法、点検場所等を具体化のうえ点検を実施した。そのプロセス、結果等について報告する。

「放射線照射がコンクリート特性に及ぼす影響」（鹿島建設 紺谷修）

原子力発電所の長期安全運転に向けて、運転期間の長期化に伴いコンクリートの放射線累積照射量が大きくなるため、放射線照射に対するコンクリートの健全性評価の重要性が12:40～13:40増大する。一方、コンクリートに対する放射線照射試験は 1960 年代から行われてきたが、放射線がコンクリート特性に及ぼす影響やその影響を引き起こすメカニズムについては、必ずしも明確になっていない。このため本研究では、中性子およびガンマ線の加速照射試
験を行い、放射線がコンクリート特性に及ぼす影響について検討し、コンクリート強度・剛性に影響があることを確認した。

「廃止措置プラントを活用したコンクリート健全性評価研究」（中部電力 島本龍）
原子力施設におけるコンクリート構造物は支持機能や遮蔽機能が要求されており、コンクリートの健全性評価が重要視されている。コンクリートの強度や遮蔽能力は、コアサンプリングによるコア強度や中性化等の確認を行っている。しかし、建屋から多くのコアを採取することは、構造物に損傷を与えることになるため、非破壊試験や数値解析を有効に活用し、コア採取数を最小限に抑えた合理的な健全性評価が望まれている。このため、廃止措置中の浜岡発電所１号機原子炉建屋を活用し、コンクリート構造物の合理的な健全性評価手法の構築を目指している。

5電中研 NRRC
梅木芳人

「原子力発電所の建屋の材料、構造及び工法の開発」（三菱重工 山本知史、日立 GE ニュークリア・エナジー ○若杉健一、東芝エネルギーシステムズ 髙槗宗孝）
平成 25 年に施行された国の新規制基準では、原子力施設に想定する外部ハザードの種類は多くなり、またその大きさは増大傾向にある。外部ハザードに対して有効な対策の１つである壁厚の増加は、逆にコンクリートの物量（重量）増加による耐震性の低下等に繋がる可能性がある。このため、本研究では、建屋の安全性向上のため、コンクリートの物量を抑えつつ外部ハザードにも抵抗できる建屋を目指し、原子力施設では採用実績のない高強度等のコンクリート材料の適用について検討することとした。

セッション 3 建屋・機器・配管の応答挙動と解析法「高性能計算を利用した原子力発電所建屋の 3 次元非線形地震応答解析」（東京大学 堀宗朗）
鉄筋コンクリート原子力発電所建屋の地震応答解析を高度化する一策として、並列有限要素法を利用したソリッド要素詳細解析モデルの利用が検討されている。相互作用の項を含まない非線形波動方程式を数値解析することで、構造物－地盤相互作用をより正確に評価することが期待できるからである。本講演では、並列有限要素法とソリッド要素詳細解
析モデルの概要を説明し、実構造物を対象とした 3 次元非線形地震応答解析の例を紹介する。

「原子炉建屋の耐震評価のための三次元モデル化手法の標準化への取り組み」（JAEA ○西田明美、崔炳賢、塩見忠彦、李銀生）
計算工学及び計算機技術等の発展により、近年は構造解析等において実形状に基づく三13:40～14:40次元モデルが作成され、応力解析や応答解析等に活用されている。原子炉建屋においても、三次元モデルは耐震性評価等に活用されつつある。しかしながら、三次元モデルの精度に東京大学
山田知典

はばらつきがあり、原子炉建屋のように実大実験が困難な規模の構造に対しては、解析結果の妥当性が課題となっている。このような状況を踏まえ、JAEA では原子炉建屋の三次元モデルの構築手法の標準化への取り組みを開始した。本発表では、その概要について述べる。

「原子力配管に対する確率論的破壊力学の適用」（JAEA ○勝山仁哉、山口義仁、李銀生）
地震に起因する確率論的リスク評価（PRA）に資するため、従来の設計基準を超える地震動に対応した亀裂進展評価手法を確率論的破壊力学（PFM）解析コードに導入し、原子力配管における経年劣化を考慮してフラジリティ評価を行う手法を整備した。また、同コードに信頼度評価機能を導入することにより、高信頼度低損傷確率を数値指標とした耐震裕度の定量評価が可能であることを示した。
本発表では、
以上のような JAEA における PFM評価に係る最近の取組みについて概説する。

14:40～15:00

休憩

セッション 4 リスク評価とパフォーマンスベース評価、および安全性向上への活用
福井大学
15:00～16:00「外的事象リスクに対処する原子力安全の枠組み」 （東京大学 糸井達哉）
外的事象リスクに対処する原子力安全の枠組みについて、深層防護、不確かさへの対処、リスク情報の活用等の観点から議論する。

6月森和之

「確率論的リスク評価から得られる情報の活用について」（電中研 NRRC 南則敏）
リスク情報活用による安全性の継続的な向上のためには、従来の決定論的なリスク評価に加え、確率論から得られるリスク情報も活用していく必要がある。これらについて、現在電気事業者で進めている取組について紹介するとともに、将来的な活用の推進方策について議論する。

「システム化規格概念に基づく液体金属炉用供用期間中検査規格ASME コードケース N-875」（JAEA 浅山泰）

ASME ボイラー及び圧力容器規格 Section XI Division 3（液体金属炉用の供用中検査規格）に対して、2017 年にシステム化規格概念に基づく Code Case N-875 が発刊され、従来よりも合理的な検査計画が適用可能になった。本稿ではコードケースの内容を審議の経緯を含めて紹介するとともに、現在 ASME 規格委員会において本コードケースの概念を取り入れながら開発が進められている、軽水炉を含む多様な炉型をカバーする維持規格案の動向にも言及する。

「川内原子力発電所の第 1 回安全性向上評価の概要について」（九州電力 江藤和敏）
新規制基準の適合性審査に合格、再稼働した原子力発電所は、原子炉等規制法に基づき、安全性向上評価を実施し、原子力規制委員会に届け出ることとされており、九州電力川内原子力発電所 1、2 号機については、平成 29 年 7 月及び 9 月に第 1 回届出を行った。今回、この届出内容についてご紹介するとともに、原子力規制庁との「実用発電用原子炉の安全性向上評価の継続的な改善に係る会合」における後続プラントヘの反映も念頭においた今後の安全性向上評価の継続的な改善に向けた議論を経て、原子力規制委員会に報告された、同評価の改善事項について、その対応状況を合わせて説明する。

16:00～16:10

休憩

パネルディスカッション「安全性向上に向けた構造工学分野の課題と展望」
パネリスト

横浜国大 白鳥正樹、東京大学 佐藤拓哉
電中研 NRRC 梅木芳人、東京大学 堀宗朗、JAEA 浅山 泰

16:10～17:20

モデレーター

パネルディスカッションの主旨説明セッションごとの課題と展望

東京大学



論点 1：設計基準外事象を含む事故シナリオ想定、リスク評価および事故影響緩和を

笠原直人

行うには、どのような技術が必要か。

17:30～19:00



論点 2：論点 1 に照らして、各分野の現状の技術はどのレベルか。



論点 3：論点 1 の技術を達成するため、どのような方針を立て、何から着手すべきか。

まとめと総括

意見交換会

7プログラム時

二日目（8 月 24 日）：電力中央研究所

間横須賀地区

新本館大会議室

スケジュール
集

10:00

進行

合

電力中央研究所 横須賀地区 正門入ってすぐの新本館入口の守衛所で入構手続きをお済ませの上、館内にお入りいただき、一階の大会議室に集合ください。

10:00～10:20

研究設備の概要紹介
研究設備見学

10:20～12:20

12:30



収差補正透過型電子顕微鏡



三次元アトムプローブトモグラフィ



材料強度試験設備

電中研



原子炉水中構造健全性環境影響評価試験設備



三浦直樹

実機コンポーネント寿命評価試験設備



材料分析棟

解散
「電力中央研究所正門」バス停より「YCAT」行きバス乗車（片道 1,020 円）
13 時 59 分「電力中央研究所正門」発、14 時 55 分「横浜駅改札口前」着「鹿島」バス停より「逗子駅」行きバス乗車（片道 450 円（IC 利用時））
12 時 32 分「鹿島」発、13 時 07 分「逗子駅」着
12 時 56 分「鹿島」発、13 時 30 分「逗子駅」着
13 時 02 分「鹿島」発、13 時 37 分「逗子駅」着

止むを得ない事情により講演内容に変更がある場合があります。予めご了承ください。

8

Ⅲ

アンケート結果
所属No.

年齢

職種

何によって本WSをお知りになりましたか

どのような目的で本WSに参加されましたか

印象に残った講演

理由

SMiRT25への参加をお考えですか

1 メーカー

40代 研究知り合いからの紹介業務に関連、知識を深める「川内原子力発電所の第1回・・・

最後にJASMiRTへの要求、要望として設計許容値を超えた場合の実挙動モデル
参加の予定は無い化についてご説明いただいた。本WSに対する大変有益なものであった。

2 電気事業

60代 その他

その他

課題を探る

セッション3のご発表

いずれも実務に適用するための実際的研究状況の報告であり、方向性が明確だっ 参加の予定は無いた。

3 電気事業

50代 研究知り合いからの紹介

業務に関連

4 電気事業

50代 保全

知り合いからの紹介

その他（発表ディスカッション）

5 電気事業40代 設計

メールでの案内

業務に関連検討中
コンクリート構造物の健全性評価を担当
セッション2の放射線照射影響、廃 するものにとって、今後の新知見として取炉材研究り入れていかないといけないテーマであるので。
参加の予定は無い
廃止措置プラントを活用したコンク
リート健全性評価研究

とても貴重なデータを入手し、それを実建屋の評価に活かそうとしているのが、わ 参加の予定は無い
かりやすかったため。

6 その他(ゼネコン) 30代 設計

知り合いからの紹介

知識を深める

7 その他

知り合いからの紹介

業務に関連

8 その他(ゼネコン) 60代 設計

メールでの案内

知識を深めるセッション3の1つ目2つ目

3次元解析の例が自然な地震応答に見参加の予定は無い
えて計算のハード、ソフトの進化に驚いた

9 その他(建設)10 研究機関

40代 研究
40代 研究

メールでの案内
メールでの案内

知識を深める
知識を深める、課題を探る

3次元建屋モデルによる破壊解析
糸井先生の講演

自社の研究と関連するため安全に対する考え方が明快

11 電気事業

40代 保全

メールでの案内

知識を深める

基調講演

保守性が大きすぎると、真に検討すべき課題の優先順位が見えなくなるとのご指参加の予定は無い摘が本質的で、今後「保守的」という言葉の使い方に注意が必要と感じたため

12 電気事業

50代

50代 設計13 研究機関

管理、開発
50代 研究14 電気事業20代 保全

15 電気事業
16 その他

各電力さんの発表は現実的で印象が強参加の予定は無い
かった

40代
60代 設計

メールでの案内
メールでの案内、知り合いからの紹介
メールでの案内
メールでの案内業務に関連、知識を深める、 勝山氏のPFM、糸井先生のレジリ
課題を探る
エンス
知識を深める
業務に関連、知識を深める、課題を探る
業務に関連
パネルディスカッション
知識を深める

17 その他(建設)

60代 設計知り合いからの紹介知識を深める

18 メーカー50代 設計知り合いからの紹介業務に関連、知識を深める、
堀先生のご講演課題を探る

19 研究機関

40代 研究知り合いからの紹介業務に関連、知識を深める

20 メーカー

30代 研究知り合いからの紹介

業務に関連

原子炉建屋の耐震評価のための三次元モデル化手法の標準化への取組

21 メーカー

50代 製造

知り合いからの紹介

22 研究機関

30代 研究知り合いからの紹介

業務に関連

白鳥先生の基調講演

23 その他

50代 管理

メールでの案内業務に関連

2-3

24 電気事業

20代 設計

メールでの案内知識を深める、その他

25 電気事業

30代 設計

メールでの案内業務に関連

コンクリ材料について運転期間延長認可申請とコンクリート構造物の特別点検

26 メーカー50代 設計

メールでの案内業務に関連

27
28 電気事業

60代 管理30代 管理知り合いからの紹介
メールでの案内業務に関連
業務に関連

その他（WGメンバ）

セッション1

東大堀先生とJAEA西田様発表の3DFEM

メールでの案内
メールでの案内

31 行政

40代 研究

メールでの案内業務に関連、知識を深める、課題を探る
知識を深める32 メーカー

20代 研究知り合いからの紹介業務に関連、知識を深める

セッション3「高性能計算を利用した～地震応答解析」

33 電気事業

50代 設計

メールでの案内業務に関連、知識を深める

基調講演

業務に関連

35 電気事業20代

メールでの案内業務に関連、知識を深める

36 メーカー

その他研究知り合いからの紹介

課題を探る

37 研究機関

50代 研究知り合いからの紹介

知識を深める

38 メーカー

40代 設計知り合いからの紹介

業務に関連

39 大学

60代 研究

メールでの案内

知識を深める

大変分かり易くまとめられていた。

検討中
参加の予定は無い
意図せぬ破壊(破損)を防止する上での、破壊制御技術の適用は、それを正確に評価できる手段があれば、大変興味深
く、建設分野でもそのような考え方をもっと取り入れてもいいと思われる。精密シ 参加の予定は無い
ミュレーション(セッション3)とセットで考える必要がある。(建設にも、昔、ソフトファーストストーリーというある意味失敗した概念があった。)
JASMiRTの対象分野は多岐に渡るため各分野間でのシナジーを生かした成果が出ることを期待したい。

参加の予定は無い

原子力システムの安全性向上のためには、建屋、機器、配管材料、リスク等分野別横断的連携が重要であることを感じた。

浜岡1号機を活用して、コア採取し研究さ参加の予定は無い
れたことは、今後につながると感じた。
参加の予定は無い
PLMとの比較で具体的な内容が分かり参加の予定は無い易く発表された。
それぞれ、設計超の構造の考え方につい参加の予定は無いて最新知見の説明があり興味深かった。

30代 設計知り合いからの紹介

検討中
参加の予定は無い

原子力プラントの安全裕度(保守性)は大きければ大きいほどいいのではなく、建屋、機器配管等構造物システムとして考 参加する予定である
えて、終局強度として健全性評価する必要があることが分かった。

30代 設計50代 管理

検討中

参加する予定である

30 電気事業

34 研究機関

勝山氏：継続的に発展している印象
糸井先生：深遠な内容

建屋質点系モデルの崩壊モードは層崩壊、3次元FEMモデルの建屋崩壊モードの議論が必要ではないかと思う。

検討中
参加する予定である解析能力の高さに驚いた。原子力建屋すべてをモデル化できない(機器も含めて)と検討中
思われていたが、かなりの範囲をモデル化して挙動を予測できる気がした。

29 メーカー業務に関連

その他
今回出された要求についてそれを具現化するための取組も是非JASMiRTの場でご議論頂きたい。

リスク評価と安全性評価のあり方について、NRAの意見等も踏まえた議論ができたら良いと思う。

参加の予定は無い
参加する予定である
3DFEMを設計に取り込む流れになってき参加の予定は無いているため検討中
参加の予定は無い
参加の予定は無い
OP、DR、AL、FPの関係がよく理解できた。規制で外力が大きくなって苦しい所を 参加する予定である
なんとかする手だてがあると思う。
「設計」と「設計を超える状態」では、根本的な考え方を切り替える必要がある。バ
ウンダリが破れないようにすることはもちろん重要であるが、そのうえで、設計を超 検討中える状態においては、どこがどんな破れ方をするかを把握しておくことが、公衆を守るうえでは重要である。

一つ一つの講演の時間をもう少し長くして、個々に質疑応答の時間を設けたほうが議論が深まり、より有意義なWSになるのではないかと思いました。

設計と安全を分けて考えるべきと学んだ。

参加する予定である
検討中
基調講演：客観的な意見として参考になった。
セッション２：実務につながる内容だった
基調講演、セッション2、3、パネル
セッション３：将来的にどうなるのかを垣 参加の予定は無いディスカッション
間見れた。
パネルディスカッション：ファシリテートが良い、もっと聞きたい
白鳥先生の原子力は総合分野、インター参加する予定である
フェイス工学が重要というご提案

9

議論の内容とそれの実施への展開との時間差にどれ位注意しているのかが大変疑問に感じる。今それがいつ頃にどうなるのか考えているのか？

今日は大変勉強になりました。ありがとうございました。

Ⅳ

まとめ初日のワークショップには 90 名、意見交換会には 51 名、二日目の研究設備見学には 18 名の参加者があり、活発な質疑応答と意見交換がなされた。
１．安全性向上に向けた構造工学分野への期待（１）設計基準外事象や自然災害に対する安全性向上とは設計の目的は事故の防止であるが、自然災害や設計基準外事象に対して絶対事故を起こさないようにするのは不可能である。このため、例え事故が起こったとしても、拡大を防ぎ環境への影響を緩和することが目的となる。そのためには、相対的に弱い部分を発見することが必要となる。
（２）安全性向上に向けた構造の性能とは
表１に安全性向上に向けた構造の性能に対する、設計と、設計基準外事象や自然災害に対する相違点を比較する。
表１ 安全性向上に向けた構造の性能とは設計

設計基準外事象や自然災害目的

破損の防止

破損後の影響緩和性能

いずれの破損モードも生じない。

安全性に影響する破局的な破損モー局部的にも破損しない。

ド（破断、倒壊など）が生じない。
破損箇所が限定されている。
荷重が緩和する。
その他（３）構造の性能を評価し向上させるにはどのような技術が必要か設計では、壊さないことが目的であることから、「保守的荷重予測＋保守的許容値」が必要とされる。
合理的設計を行うには、不確定性と余分な裕度の合理化が求められることから、「合理的荷重予測＋合理的許容値」の開発努力が進められている。
設計を超える状態に対しては、現実的破損現象把握と影響緩和が目的となることから、合理的設計の手法をさらに進めて、「現実的荷重予測＋性能評価のための現実的耐力評価」が必要となる。また、両者を合わせてトータルでバランス良く評価する必要がある。
２．各分野の課題と展望（１）金属材料の破壊・劣化現象と強度評価「原子炉が破壊することはあってはならない」という従来の観念を払拭し、DBE に対する概念と BDBEに対する概念を明確に区別した、社会的コンセンサスを醸成する必要がある。
構造強度評価技術に関しては、絶対強度評価から相対強度評価へ、すべての破損モードに対する破損クライテリアの確立といった、発想の転換が必要である。
10

関連する技術分野、すなわちリスクベース工学、計算科学、建築土木などの分野との整合性のバランスが取れた協調が必要である。そのための数値解析技術の高度化、材料データの蓄積、試験による実証が求められる。
（２）コンクリート材料の変質と部材性能評価
近年は、設計基準外事象への対応が求められるようになってきている。対応策として解析的には、弾塑性地震応答解析や 3D-FEM など、より詳細な手法が用いられるようになったが、実状に沿ったコンクリート強度、剛性の評価、3D-FEM を用いた弾塑性解析の実用化などの課題も残されている。
また、影響緩和として、耐震補強や多様性（制震・免震）による対策が考えられる。
今回は、『コンクリート材料』に焦点を当てた。これらの研究成果は、設計のみならず、例えばコンクリート強度評価手法などは、設計基準外事象評価にも活用できる。
このように、要素技術の高度化は設計基準内外の枠を超えて活用できると考える。今後も、成果の適用先を限定することなく、幅広く活用することが安全性向上にもつながると考える。
（３）建屋・機器配管の応答挙動と解析法
建屋・機器配管の応答挙動解析法は、外力の上限（地震動）・強度の下限（劣化）を推定し、推定された上限・下限を考慮した、構造物の耐震安全性の評価のために活用される。
計算結果の精度・信頼度を品質とし、一定の品質を保証するために、プログラムの検証、モデル（解析モデル、物理モデル・数理モデル）の妥当性確認が必要である。ここで、連続体力学の物理モデル・数理モデルは妥当性確認が不要である。不確定性に関しては、定量化（確率論的取り扱い）が必要である。
今後、計算科学・計算機科学の利用や有限要素法専用計算機の開発が期待される。
（４）リスク評価とパフォーマンスベース評価および安全性向上への活用（浅山）
例えば、構造信頼性評価に関して、実現値の評価法は標準化されつつある。実現値の不確かさについて、確率分布母数の不確実さが信頼性評価結果に与える影響に関しては、何らかの評価法の提案ができそうである。さらに、「要求値」の設定方法を確立し、「実現値＞要求値」の体系が機能するようにすることが望まれる。
リスク評価（影響度×頻度）に必要な、影響評価のためには、変形、座屈、き裂貫通、破断などの破損モードの解明と予測のための研究が必要である。
３．総括（１）ニーズの把握
設計基準外事象や自然災害に対する安全性向上のために、構造分野に求められるのは、相対的に弱い部分を発見し、壊れた場合の影響緩和策（破局的破損の防止、破損の極限化、等）や、有効な緊急対応策を立てることにある。
（２）基本思想の転換
11

設計基準内（破損防止）と設計基準外事象（影響緩和）とは基本思想が異なる。
設計では、壊さないことが目的であり、構造評価は壊れないことの確認である。
これに対し、弱点を発見するための、リスク評価やストレステストでは、現実的破損挙動の予測（万一破壊する場合、「どの部位が」、「どのような破損モードで」、「どの程度の規模で」破壊するのか）が必要である。
（３）現実的耐力評価
リスク評価や破損挙動予測に用いる場合には、保守的に設定された設計クライテリアや、裕度にバラツキがあるクライテリアでは、課題の優先順位が見えなくなるという弊害がある。
リスク評価には、頻度評価に焦点が当たられることが多いが、破損規模・影響度の把握（ベストエス
ティメート、終局強度予測）が必要である。そのためには、実際の破損現象を把握するための実験が重要である。
安全性能の予測や向上に用いるには、性能に影響する破損モードに対応した現実的耐力評価が必要である。建築分野における性能評価の考え方は、他分野の参考になる。
（４）現実的応答解析
上記現実的耐力を高精度で評価するための解析法とその検証法が必要である。
実現象（弾塑性等）の予測が目的であることから、設計用解析法（弾性等）の持つ保守性はここでも弊害となる。
また、荷重から強度までの全体を評価する必要があるが、分野ごとのインターフェースが弱点となっている。安全性能評価結果の感度を調べ、高いところから解決する必要がある。
上記に留意し、ハイパフォーマンスコンピューティングを有効に活用する。

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Ⅴ

発表資料

発表資料は、以下の JASMiRT の Web ページより閲覧可能である。
< http://webpark1671.sakura.ne.jp/JASMiRT/ws2018/national_ws2018.html>

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Ⅵ

参考資料

主催者代表挨拶

ご来賓挨拶（日本原子力学会副会長中島先生）

基調講演（横浜国大白鳥先生）

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セッションの様子

パネルディスカッションの様子

研究設備見学参加者一同

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