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東海第二発電所

工事計画審査資料

資料番号

工認-1052

改1

提出年月日

平成30年8月30日

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

Ⅴ-3-5-4-3-2 ストレーナ部ティーの応力計算書（原子炉隔離時冷却系）

目次
1.

概要 ............................................................................. 12.

一般事項 ......................................................................... 1

2.1 構造計画 ....................................................................... 1
2.2 評価方針 ....................................................................... 3
2.3 適用基準 ....................................................................... 4
2.4 記号の説明 ..................................................................... 42.5 計算精度と数値の丸め方 ......................................................... 53.

評価部位 ......................................................................... 64.

構造強度評価 ..................................................................... 74.1 構造強度評価方法 ............................................................... 74.2 荷重の組合せ及び許容応力 ....................................................... 74.3 解析モデル及び諸元 ............................................................ 10NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R04.4 計算方法 ...................................................................... 114.5 計算条件 ...................................................................... 114.6 応力の評価 .................................................................... 135.

評価結果 ........................................................................ 13

5.1 重大事故等対処設備としての評価結果 ............................................ 13

1.

概要
本計算書は，重大事故等クラス２機器である原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーについて，添付書類「Ⅴ-3-1-6 重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物の強度計算の基本方針」に基づき，材料及び構造について評価を実施する。
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーは，重大事故等対処設備においては常設耐震重要重大事故防止設備に分類される。以下，重大事故等対処設備としての構造強度評価を示す。

2.

一般事項

2.1 構造計画

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの構造計画を表 2−1 に示す。

1

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

表 2−1 構造計画
計画の概要
基礎・支持構造ストレーナ部ティーは，サプレ ティーッション・プール内に水没された状態で設置されており，原子炉格納容器貫通部に取り付けられている。

概略構造図

主体構造ストレーナ
原子炉格納容器

φティー

216.32φ216.3(単位：mm)

2.2 評価方針
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの応力評価は，「2.1 構造計画」にて示す原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの評価部位を踏まえ「3. 評価部位」にて設定する箇所において，「4.3解析モデル及び諸元」に示す解析モデルを用いて，設計荷重による応力等が許容限界内に収まることを，「4. 構造強度評価」にて示す方法にて確認することで実施する。
確認結果を「5. 評価結果」に示す。
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの応力評価フローを図 2−1 に示す。

解析モデル設定

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

解析モデルの作成

設計荷重における応力ストレーナ部ティーの構造強度評価

図 2−1 原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの応力評価フロー3

2.3 適用基準
適用基準を以下に示す。
(1) 発電用原子力設備規格（設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版含む。））ＪＳＭ
Ｅ Ｓ ＮＣ１−2005/2007）（日本機械学会 2007 年 9 月）（以下「設計・建設規格」という。）

2.4 記号の説明
記号

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0Ｓｐｒｍ

記 号 の 説 明

単 位

発生応力

MPa

Ｐ

最高使用圧力（設計圧力）

MPa

Ｄｏ

管の外径mmｔ

管の厚さmm

Ｂ１

設計・建設規格 表 PPB-3812.1-1 で規定する応力係数−Ｂ２ｂ

設計・建設規格 式 PPB-4.29 により計算した分岐管の応力係数−＝0.4・

Ｒｍ
Ｔｒ

23Ｒｍ

主管の平均半径mm

Ｔｒ

主管の厚さmm

Ｂ２ｒ

設計・建設規格 式 PPB-4.30 により計算した主管の応力係数−

2Ｒ 3＝0.5・ ｍＴｒＭｂ

表 4−8 に示す分岐管に作用するモーメントN・mmＭｒ

表 4−8 に示す主管に作用するモーメントN・mmＺｂ

分岐管の断面係数mm3Ｚｒ

主管の断面係数mm34

2.5 計算精度と数値の丸め方
精度は 6 桁以上を確保する。
表示する数値の丸め方は表 2−2 に示すとおりとする。

表 2−2 表示する数値の丸め方

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

数値の種類

単位

処理桁

処理方法

表示桁

固有周期ｓ

小数点以下第 4 位四捨五入

小数点以下第 3 位

震度―

小数点以下第 3 位切上げ

小数点以下第 2 位

温度℃

―

―

整数位＊1

圧力kPa

―

―

整数位

長さmm

小数点以下第 2 位四捨五入

小数点以下第 1 位

モーメント

N･mm

有効数字 4 桁目

四捨五入

有効数字 3 桁＊2力N

有効数字 4 桁目

切上げ

有効数字 3 桁

算出応力

MPa

小数点以下第 1 位切上げ

整数位

許容応力＊3MPa

小数点以下第 1 位切捨て

整数位

注記 ＊1：設計上定める値が小数点以下の場合は，小数点以下表示とする。
注

記＊2：絶対値が 1000 以上のときはべき数表示とする。
＊3：設計・建設規格 付録材料図表に記載された温度の中間における引張強さ及び降伏点は，比例法により補間した値の小数点以下第 1 位を切り捨て，整数位までの値とする。

5

3.

評価部位
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの形状を図 3−1 に示す。

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

評価対象部位

図 3−1 原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの形状

ティーの主要寸法を表 3−1 に示す。

表 3−1 ティーの主要寸法
貫通部番号

部位

外径(mm)

主管216.3

分岐管216.3

6

板厚(mm)

フランジ間距離(mm)4.

構造強度評価4.1 構造強度評価方法(1)

ストレーナ部ティーは，ストレーナ部を含む一体モデルでの解析から得られたモーメントとストレーナから作用する荷重を用いて構造強度評価を行う。

(2)

ストレーナ部ティーと格納容器は溶接構造で取付けられており，解析に用いるモデル
では，取付け部をばね拘束とする。

(3) 応力計算に用いる寸法は，公称値を使用する。
(4) 概略構造図を表 2−1 に示す。

4.2 荷重の組合せ及び許容応力
4.2.1 荷重の組合せ及び供用状態
荷重の組合せ及び供用状態を表 4−1 に示す。

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

4.2.2 許容応力
ストレーナ部ティーの許容応力を表 4−2 に示す。

4.2.3 使用材料の許容応力評価条件及び許容応力
ストレーナ部ティーの許容応力評価条件を表 4−3 に示す。また，使用材料の許容応力を表 4−4 に示す。

7

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

表 4−1 荷重の組合せ及び供用状態（重大事故等対処設備）
施設区分
原子炉
冷却系統施設

非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備

機器名称

機器等の区分

原子炉隔離時冷却系
ストレーナ部ティー

重大事故等
クラス２荷重の組合せ

供用状態

Ｄ＋ＰSA＋ＭSA

Ｅ（供用状態Ｅとして供用状態Ｄの許容限界を用いる）

表 4−2 許容応力（重大事故等クラス２管（クラス２，３管））

8

供用状態

荷重の組合せ一次一般膜応力ＥＤ＋Ｐ SA＋Ｍ SA

Ｓ

一次応力（曲げ応力を含む）
1.8 Ｓ

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

表 4−3 使用材料の許容応力評価条件（重大事故等対処設備）
評価部材

材料

温度条件

Ｓ（℃）

(MPa)

ティー103

表 4−4 許容応力（重大事故等対処設備） (単位：MPa)
9許容応力
材料

供用状態

一次一般膜応力
Ｐｍ＊

一次応力
ＰＬ＋Ｐｂ

GSTPL 相当

Ｅ103185

注記 ＊：基本板厚計算書で膜応力を考慮した最小板厚の評価を実施していることから，評価結果の記載については省略する。

4.3 解析モデル及び諸元
ストレーナ部ティーの解析モデルを図 4-1 に，解析モデルの概要を以下に示す。また，機器の諸元を表 4-5 に示す。
ストレーナ部ティーの解析は，ストレーナ部を含む，はり要素を用いた有限要素モデルとする。ストレーナ部ティーと格納容器は溶接構造で取付けられており，取付け部はばね拘束とする。
解析コードは，「ＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮ」を使用し，解析コードの検証及び妥当性確認等の概要については，添付書類「Ⅴ-5-1 計算機プログラム（解析コード）の概要 ＭＳＣ ＮＡ

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0ＳＴＲＡＮ」に示す。

図 4−1 ストレーナ部ティーの解析モデル10表 4−5 機器諸元
項目単位

入力値

-材質
温度℃

106

圧力kPa493

縦弾性係数

MPa

ストレーナ質量kg/個

ポアソン比

−

要素数個

節点数個

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

4.4 計算方法
ティーに発生する応力は，設計・建設規格 PPC-3520 に従い算出する。なお，ティーの溶接継手は管の板厚の強度と同等以上となるように設計しているため，ここでは管について評価を行う。
応力算出は以下の式に従う。
Ｂ・Ｐ・Ｄｏ Ｂ２ｂ・Ｍｂ Ｂ２ｒ・Ｍｒ
Ｓｐｒｍ＝ １２・ｔＺｂＺｒ

4.5 計算条件
4.5.1 設計荷重
ストレーナに作用する荷重（死荷重，水力学的動荷重等）はフランジを介してティーに伝達され，最終的に貫通部に伝達される。このため，ティーの設計荷重としては，ティー自身に作用する荷重に加え，先の伝達荷重を考慮する。

4.5.2 死荷重
ティーの死荷重を表 4−6 に示す。

表 4−6 死荷重部位

原子炉隔離時冷却系

ティー

11

4.5.3 応力解析に用いるモーメント
応力解析に用いるモーメントは，図 4−2 に示す主管と分岐管に作用するモーメントを用いる。主管のモーメントは 4.5.1 項に示したようにストレーナからの伝達荷重を考慮し，分岐管のモーメントは先の伝達荷重に加え，ティー自身に作用する荷重から算出したモーメントを考慮する。
算出したモーメントを表 4−7 に示す。ここでのモーメントとは，設計・建設規格 解説
PPC-3520 の考え方に基づいて設定した 3 方向のモーメントを二乗和平方根で合成したものである。

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0

主管

モーメント算出点

分岐管

図 4−2 ティーのモーメント算出点

表 4−7 ティーの設計荷重
モーメント

荷重
1死荷重

2異物荷重

3差圧（ＳＡ）

4ＳＲＶ荷重5プールスウェル

6蒸気凝縮（ＣＯ）

7チャギング（ＣＨ）(単位：N・mm)

主管

12分岐管

4.6 応力の評価
4.6.1 ストレーナ部ティー応力評価
4.5 項で求めた応力は表 4-4 以下であること。
5.

評価結果

5.1 重大事故等対処設備としての評価結果
ティーの重大事故等対処設備としての耐震評価結果を以下に示す。発生値は評価基準値を満足しており，十分な強度を有することを確認した。
(1) 供用状態Ｅに対する評価
供用状態Ｅに対する応力評価結果を表 5−1 に示す。
表 4−1 に示す荷重の組合せのうち，Ｄ＋Ｐ SA＋Ｍ SA の評価について評価を記載している。

NT2 補③ Ⅴ-3-5-4-3-2 R0E

表 5−1 供用状態Ｅに対する評価結果（Ｄ＋Ｐ SA＋Ｍ SA）
Ｅ
発生応力

許容応力

MPa

MPa

918513判定

備考○−