原子力CAE規制

他の産業とは次元が違う厳しさだ。NRC（米国原子力規制委員会）のRG 1.92でFEM解析結果の品質保証が義務化されていて、ASME Section IIIで設計検証の手法が規定され、10 CFR 50 Appendix Bで品質保証プログラム全体が規定される。この3つが三位一体で原子力CAEを縛っている。

「解析の失敗が公衆の健康と安全に直結する」という点だ。だから解析コード自体のV&V（検証・妥当性確認）、入力データの独立チェック、解析者の資格管理まで、すべてが文書化・監査対象になる。例えばANSYSやABAQUSを使うにしても、そのバージョンが原子力用に認定されているか確認が必要なんだ。

RG 1.92は「応答スペクトルの合成方法」を規定している。地震応答解析でモーダル法を使うとき、各モードの応答をどうやって合成するかが問題になる。SRSS法（二乗和の平方根）、CQC法（Complete Quadratic Combination）、Lindley-Yow法などがあるが、RG 1.92では密接モード（固有振動数が近いモード）の扱いについて具体的な手順を定めている。

固有振動数の比が1.1以内のモード同士を密接モードと呼ぶ。例えば $f_1 = 10$ Hz と $f_2 = 10.5$ Hz は密接モードだ。こういうモード間にはクロス項の寄与が大きいから、単純なSRSS法だと応答を過小評価する危険がある。RG 1.92 Rev.3ではGuptaの方法やCQC法を推奨していて、FEMソルバーの後処理でこれに従った合成を行わないと審査が通らない。

SRP（Standard Review Plan）3.7は審査官向けのガイドラインで、耐震設計の解析手法・入力地震動・土壌-構造物相互作用（SSI）の取り扱いを定めている。FEMモデルの要素サイズはせん断波長の1/8以下が目安とか、減衰はRG 1.61の値を使えとか、実務的に非常に重要な規定が詰まっている。

原子力機器の設計・製造・検査の包括規格だ。機器を安全重要度でClass 1（原子炉圧力容器、一次冷却材配管）、Class 2（安全系の熱交換器など）、Class 3（補助系）に分類して、それぞれ要求される解析の精度と範囲が違う。Class 1が最も厳しくて、FEMによる疲労評価と応力分類が必須になる。

そこが原子力CAEの独特な部分だ。FEMで得られた応力を「一般膜応力 $P_m$」「曲げ応力 $P_b$」「二次応力 $Q$」「ピーク応力 $F$」に分類して、それぞれに異なる許容値を適用する。応力線型化（Stress Linearization）という手法で、肉厚方向の応力分布を膜成分と曲げ成分に分解するんだ。これはASME Section III NB-3200で規定されている。

Appendix Bは18の品質保証基準を定めていて、CAEに直結するのは「設計管理」「文書管理」「是正措置」「記録」の4つだ。具体的には、解析入力ファイルの版数管理、独立検証者による入力チェック（いわゆるIndependent Design Review）、解析結果の妥当性確認記録の永久保管が義務付けられる。

必ずしも同じ解析を繰り返すわけではないが、入力データの妥当性（境界条件、材料定数、荷重条件）を独立した技術者がチェックして、結果の桁が合っているか手計算やベンチマーク問題で確認する。NUREG/CR-6909のようなNRC認定のベンチマーク問題集を使って解析コードの妥当性を検証するケースもある。

60年の設計寿命にわたる全ての過渡条件（起動・停止・負荷追従・地震・事故時）をカウントして累積疲労損傷係数（CUF: Cumulative Usage Factor）を計算する。ASME Section III NB-3222.4でCUF < 1.0が要求される。FEMで各過渡条件の応力履歴を求めて、ピーク応力 $S_a$ に対応する許容サイクル数 $N$ をASMEの設計疲労曲線から読み取り、Minerの累積損傷則で足し合わせる：

高温（概ね370℃以上）で長時間保持されると、疲労損傷に加えてクリープ損傷も蓄積する。ASME Section III Subsection NHでは、疲労損傷係数 $D_f$ とクリープ損傷係数 $D_c$ の相互作用を評価する包絡線図（クリープ-疲労相互作用図）が規定されている。例えばSUS304ステンレス鋼では $(D_f, D_c)$ の組み合わせが原点と $(0.3, 0.3)$ を結ぶ線の内側にないとNGだ。FEMの非線形熱伝導解析で温度履歴を精密に求めることが出発点になる。

基本的にASME Section IIIをベースにした「JSME発電用原子力設備規格」（JSME S NC1等）が使われている。ただし2011年以降、原子力規制委員会（NRA）が新規制基準を制定して、特に耐震設計の要求レベルが大幅に引き上げられた。基準地震動Ssの策定方法や、それに対する構造応答解析の手法にFEMが直接関わる。

全部暗記する必要はないが、「どの規格のどの条項に自分の解析が該当するか」をナビゲートできる力は必須だ。原子力は規格を知らずにCAEをやると、技術的に正しくても規制要件を満たせず全部やり直しになることがある。まずはASME Section IIIのNBとRG 1.92から始めるのがお勧めだ。