本資料のうち，枠囲みの内容は，

東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-340-13 改 20

提出年月日

平成 30 年 6 月 29 日

営業秘密あるいは防護上の観点から公開できません。

工事計画に係る補足説明資料
耐震性に関する説明書のうち補足-340-13【機電分耐震計算書の補足について】

平成 30 年 6 月
日本原子力発電株式会社

1

1.

炉内構造物への極限解析による評価の適用について

2.

設計用床応答曲線の作成方法及び適用方法

3.

建屋－機器連成解析モデルの時刻歴応答解析における拡幅マージンの考慮
について

4.

機電設備の耐震計算書の作成について

5.

弁の動的機能維持評価について

6.

動的機能維持の詳細評価について（新たな検討又は詳細検討が必要な設備の機能維持評価について）

7.

原子炉格納容器の耐震安全性評価について

8.

制御棒の挿入性評価について

9.

電気盤等の機能維持評価に適用する水平方向の評価用地震力について

10. 大型機器，構造物の地震応答計算書の補足について

下線：ご提出資料

2

5.

弁の動的機能維持評価について

3

目

次

1.

はじめに .................................................................................................................... 22.

弁機能維持評価に用いる配管系の応答値について ..................................................... 2

3.

スペクトルモーダル解析において考慮する高振動数領域について ............................ 44.

高振動数領域を考慮した弁の動機機能維持評価結果 ................................................. 4

添付 1 高振動数領域を考慮した弁の機能維持評価
添付 2 弁の動的機能維持評価に用いる床応答スペクトルについて
添付 3 耐震計算書における機能維持評価の代表選定方法の妥当性について
添付 4 原子炉給水逆止弁の評価用加速度の応答増加率について

1

4

1.

はじめに
本資料では，実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈等における動的機能保持に関する評価に係る一部改正（以下「技術基準規則解釈等の改正」という）を踏まえて，弁の動的機能維持の検討方針を示す。

2.

弁機能維持評価に用いる配管系の応答値について
技術基準規則解釈等の改正を踏まえて，東海第二発電所の配管系に設置される弁の機能維持評価に適用する加速度値の算定方針について，規格基準に基づく設計手順を整理し，比較することにより示す。規格基準に基づく手法としてＪＥＡＧ4601 の当該記載部の抜粋を図 1 に示す。

(1)

規格基準に基づく設計手順の整理
ＪＥＡＧ4601 において，弁の動的機能維持評価に用いる弁駆動部の応答加速度の算定方針が示されている。
配管系の固有値が剛と判断される場合は最大加速度（以下「ZPA」という。）を用いること，また，柔の場合は設計用床応答スペクトルを入力とした配管系のスペクトル
モーダル解析を行い算出された弁駆動部での応答加速度を用いることにより，弁の動的機能維持評価を実施することとされている。

(2)

今回工認における東海第二発電所の設計手順
今回工認における東海第二発電所の弁駆動での応答加速度値の設定は，上記のＪＥ
ＡＧ4601 の規定に加えて一定の余裕を見込み評価を実施する方針とする。
ａ．剛の場合配管系が剛な場合は，最大加速度に一定の余裕を考慮し 1.2 倍した値(1.2ZPA)を用いて弁駆動部の応答加速度を算出し，機能維持評価を実施する。
ｂ．柔の場合配管系の固有値が柔の場合は，ＪＥＡＧ4601 の手順と同様にスペクトルモーダル
解析を行い弁駆動部の応答加速度を算出した値に加えて，剛領域の振動モードの影響を考慮する観点から 1.2 倍した最大加速度（1.2ZPA）による弁駆動部の応答加速度を算定し，何れか大きい加速度を用いて機能維持評価を行う方針とする。
また，今回工認における弁駆動部の応答加速度の算定に用いる配管系のスペクト
ルモーダル解析において，剛領域の振動モードの影響を踏まえて，振動数領域を
25

20Hz から今回工認においては，50Hz まで考慮した地震応答解析により，弁の応答
加速度値の算定を行う。
弁の機能維持評価における規格基準に基づく耐震設計手順及び東海第二発電所の耐震設計手順の比較を表 1 に示す。表 1 に示すとおり，東海第二発電所における弁の機
能維持評価に用いる加速度値としては，規格基準に基づく設定方法に比べて一定の裕度を見込んだ値としている。

表1

弁の機能維持評価の耐震設計手順の比較

配管系のＪＥＡＧ4601

東海第二発電所

固有値
剛の場合

最大加速度(1.0ZPA)を適用する。 最 大 加 速 度 を 1.2 倍 し た 値(1.2ZPA)を適用する。

柔の場合

ス ペ ク ト ル モー ダ ル 解析 に よ りスペクトルモーダル解析 ＊１ か

算 出 し た 弁 駆動 部 の 応答 を 適 用ら算定される弁駆動部の応答する。

加速度値又は最大加速度を1.2 倍した値(1.2ZPA)の何れか大きい方を適用する。

＊１

振動数領域として 50Hz まで考慮した地震応答解析により算定する。

3

6

図1

3.

ＪＥＡＧ4601（1991）の抜粋

スペクトルモーダル解析において考慮する高振動数領域について
高振動数領域を考慮した弁の機能維持評価について，動的機能維持要求弁として主蒸
気逃がし安全弁，主蒸気隔離弁が設置された主蒸気系配管に対して検討を行った。本検討では，東海第二発電所における従来の弁の機能維持評価に用いる振動数領域は 20Hzまでとしていたが，新たに 50Hz，100Hz まで考慮したスペクトルモーダル解析を実施した。本検討の詳細は添付 1 に示す。
解析結果として 50Hz まで振動数を考慮した場合については，20Hz に比べて応答加速度が増加したものの，100Hz まで考慮した場合では，50Hz の応答加速度に対して，弁の応答加速度値に増加がないことから，東海第二発電所における弁の機能維持評価に用いる周波数領域については，50Hz までを基本として評価を実施することとする。
また，本評価は代表的な弁での検討であるため，その他の動的機能要求弁についても同様の検討を行うことにより，機能維持の確認を行う。

4.

高振動数領域を考慮した弁の動機機能維持評価結果
機能維持評価対象弁について，高振動領域を考慮した地震応答解析の結果について，
表 2 に示す。表 2 には振動数領域を 50Hz までを基本として，100Hz まで考慮した場合の応答加速度も合わせて示す。また,100Hz まで考慮した応答加速度が 50Hz まで考慮し47

た場合の応答加速度に対して，10％以上の応答増加が有る場合については，その影響として更なる高振動数領域まで考慮した解析により，応答増加の影響を確認した。
表 2 に示すとおり，高振動数領域まで考慮した弁の応答加速度値として，機能維持対
象弁は機能確認済み加速度に収まることを確認した。

5

8

表2

高振動数領域を考慮した弁の動的機能維持評価結果

6

9

7

10

8

11

9

12

添付１
高振動数領域を考慮した弁の機能維持評価

1.

はじめに
高振動数領域を考慮した弁の機能維持評価として，主蒸気逃がし安全弁及び主蒸気隔離弁が設置された主蒸気系配管について，スペクトルモーダル解析にて考慮する範囲として 20Hz，50Hz 及び 100Hz までとし，各々評価結果として，弁駆動部の応答加速度を
算定した。

2.

解析モデル
弁の機能維持評価に用いる主蒸気系配管の解析モデルを図 2 に示す。評価に用いる解析モデルは，原子炉圧力容器ノズルから主蒸気隔離弁の下流側をアンカ点としたモデルであり，また主蒸気逃がし安全弁の排気管についてもモデル化している。

主蒸気逃がし安全弁

主蒸気隔離弁
（格納容器内側）

主蒸気隔離弁
（格納容器外側）

図 2 主蒸気系配管の解析モデル図
10

13

3.

入力条件
当該解析モデルは柔構造であることから，スペクトルモーダル解析から算定される弁駆動部の応答加速度値又は最大加速度を 1.2 倍した値(1.2ZPA)の何れか大きい方を適用して機能維持評価を行う。
スペクトルモーダル解析における入力条件としては，設計用床応答曲線に 1.5 倍の余裕を見込んだ加速度値を用いることとする。なお設計用床応答曲線の作成を 20Hz としていることから，20Hz を超えた範囲については，最大応答加速度を入力とする。入力
条件となる動的機能維持評価用床応答スペクトルを図 3 に示す。動的機能維持評価用床
応答スペクトルの適用性を添付 2 に示す。

図 3(1)

原子炉本体の基礎（EL.19.856m）の動的機能維持評価用床応答スペクトル（水平方向，減衰定数 2.0％）

図 3(2)

原子炉本体の基礎（EL.19.856m）の動的機能維持評価用床応答スペクトル（鉛直方向，減衰定数 2.0％）
11

14

4.

固有値解析結果
主蒸気系配管の固有値解析結果として，固有周期，刺激係数及び設計震度を表 2 に，振動モード図を図 4 に示す。

表2

主蒸気系配管の固有周期，刺激係数及び設計震度
設計震度

モード

固有振動数

固有周期

（Hz）

（S）

刺激係数
水平方向
Ｘ方向

Ｙ方向

Ｚ方向

鉛直方向

Ｘ方向

Ｚ方向

Ｙ方向

1次

8.85

8.85

5.98

2次

8.85

8.85

4.23

3次

5.91

5.91

3.45

4次

5.50

5.50

3.11

5次

4.79

4.79

3.04

6次

4.48

4.48

3.04

7次

4.36

4.36

3.04

8次

4.17

4.17

3.02

9次

3.66

3.66

2.98

10 次

3.59

3.59

3.11

138 次

1.29

1.29

1.04

12

15

振動モード図（1 次）振動モード図（2 次）

固有振動数：0.118 秒

固有振動数：0.109 秒

振動モード図（3 次）振動モード図（4 次）

固有振動数：0.098 秒

固有振動数：0.097 秒

図 4(1)

主蒸気系配管の振動モード図1316

振動モード図（5 次）振動モード図（6 次）

固有振動数：0.095 秒

固有振動数：0.093 秒

振動モード図（7 次）振動モード図（8 次）

固有振動数：0.093 秒

固有振動数：0.092 秒

図 4(2)

主蒸気系配管の振動モード図

1417

振動モード図（9 次）振動モード図（10 次）

固有振動数：0.090 秒

固有振動数：0.089 秒

振動モード図（138 次）
固有振動数：0.020 秒

図 4(3)

主蒸気系配管の振動モード図

15

18

5.

解析結果
解析モデルを用いた地震応答解析による弁駆動部位置における応答加速度の算定結
果を表 1 に示す。表 3 に示すとおり 20Hz の応答加速度に対して，50Hz まで考慮した応
答加速度は増加しているものの，100Hz まで考慮した応答加速度は，50Hz に対して増加は認められなかった。

表3

弁駆動部位置における応答加速度
スペクトルモーダル

弁名称

解析(G)

方向

最大加速度
(1.2ZPA)

20Hz

50Hz

100Hz

(G)

水平

5.41

5.52

5.52

1.54

鉛直

1.84

2.05

2.05

1.24

主蒸気隔離弁

水平

7.35

7.35

7.35

1.54

（格納容器内側）

鉛直

5.41

5.41

5.41

1.24

主蒸気隔離弁

水平

4.90

5.00

5.00

1.54

（格納容器外側）

鉛直

3.88

3.88

3.88

1.24

主蒸気逃がし安全弁

16

19

添付 2
弁の動的機能維持評価に用いる床応答スペクトルについて

1.

はじめに
工事計画に係る補足説明資料【補足-340-13 機電分耐震計算書の補足について】の「2.

設計用床応答曲線の作成方法及び適用方法」にて，機器・配管系の耐震設計における剛柔判断の固有振動数を 20Hz とすることの妥当性を確認している。前述の資料では，20Hz
近傍にて卓越する応答を示す原子炉格納容器の設計用床応答曲線を用いる配管系について，従来の応力評価手法の妥当性の確認を実施している。
本資料では上記図書と同様に，当該配管に設置された動的機能維持要求弁の加速度応答の算出に用いる床応答スペクトル（図 5 参照）として，20Hz まで作成した設計用床応
答曲線に 20Hz より剛側を最大加速度とすることが妥当であることを確認する。

最大加速度

加速度

設計用床応答曲線

0.05 秒（20Hz）
0.02 秒（50Hz）

図5

2.

固有周期
（固有振動数）

動的機能維持要求弁に用いる床応答スペクトル（イメージ図）

配管系の地震応答解析
原子炉格納容器の設計用床応答曲線を適用し，スペクトルモーダル解析を実施する解析モデルは，原子炉隔離時冷却系配管の１モデルのみである。当該解析モデルを図 6 に示すとおり，原子炉圧力容器ノズル付近に逆止弁を有し，当該弁が動的機能維持の確認が必要となる。

1720

逆止弁設置位置

原子炉圧力容器ノズル（N6A）

格納容器バルクヘッドプレート部

図 6 原子炉隔離時冷却系配管解析モデル図

3.

確認内容
動的機能維持対象弁の応答加速度値の算出に用いる床応答スペクトルとして，以下 2

種類作成し，スペクトルモーダル解析により弁位置の応答加速度を算出することにより行う。
ａ．動的機能維持評価用床応答スペクトル
東海第二発電所動的機能維持評価に用いる床応答スペクトルで有り，床応答ス
ペクトルの作成を 20Hz とし，20Hz を超えた範囲は最大加速度として作成する（図7）。
ｂ．検討用床応答スペクトル
動的機能維持確認用床応答スペクトルでの応答比較のために用いる床応答スペクトルとし,床応答スペクトルの作成範囲を 50Hz とする（図 8）。

18

21

鉛直方向

水平方向

図7

動的機能維持評価用床応答スペクトル（原子炉格納容器

EL. 39.431m 減衰定数 2.5％）

鉛直方向

水平方向

図8

検討用床応答スペクトル（原子炉格納容器

EL. 39.431m 減衰定数 2.5％）

19

22

4.

解析結果及び考察（1）解析結果
固有値解析結果として，固有振動数及び刺激係数を表 5 に，主要次数のモード図を図9 に示す。
各床応答スペクトルを用いた地震応答解析による弁位置の応答加速度の算定結果を表4 に示す。表 4 に示すとおり今回評価に適用する 20Hz まで作成した床応答スペクトル及び最大加速度 1.2ZPA の弁位置の応答加速度よりも 50Hz まで作成した応答スペクトルのほうが大きく値となったものの，その差は僅かであり，また確認済加速度より小さい
ことが確認できた。

表 4 弁設置位置における応答加速度
弁位置の応答加速度
確認済加速度

（G）
水平方向

鉛直方向

1.53

4.90

1.85

1.39

1.85

4.90

1.94

5.10

（G）

動的機能維持確認用床応答ス
ペクトル ＊１ による結果
動的機能
維持
評価用

最大加速度

6.0

1.2ZPA
包絡値
検討用床応答スペクトル ＊２

検討用

6.0

による結果
＊１：床応答スペクトルの作成を 20Hz とし，20Hz を超えた範囲は最大加速度として作成（図 7）＊２：床応答スペクトルの範囲を 50Hz として作成（図 8）（2）解析結果を踏まえた対応
本検討に用いた床応答スペクトルは，20Hz に応答が卓越する構築物に設置される配管系を用いて検討を実施した。20Hz に卓越する応答を有する厳しい条件においても弁位置の応答増加は，1.85Ｇから 1.94Ｇの増加でその割合は 5％程度で有った。
本解析結果を踏まえて，20Hz に卓越する応答を示す構築物として原子炉格納容器の床20

23

応答スペクトルを用いる配管系において，10％の裕度が確保できない弁については，3.
項に示す「検討用床応答スペクトル」を用いた地震応答解析結果から算定される弁位置の応答加速度に対しても，弁の機能維持が確保できることを確認する。具体的には，弁位置の応答加速度が確認済加速度に収まることを確認する。応答加速度が確認済加速度を超える場合には，ＪＥＡＧ4601－1991 による詳細解析により弁の機能維持が確保できることを確認する。
弁の動的機能維持評価の結果，裕度 10％を確保できない弁について原子炉格納容器の床応答スペクトルを用いたものはなかった。

2124

表 5 原子炉隔離時冷却系配管の固有振動数及び刺激係数
設計震度
固有振動数

固有周期

（Hz）

（S）

刺激係数

モード

水平方向
X 方向

Y 方向

Z 方向

鉛直方向

Ｘ方向

Ｚ方向

Ｙ方向

1次

2.41

2.41

1.71

2次

1.97

1.97

3.68

3次

1.91

1.91

6.93

4次

2.00

2.00

6.93

5次

2.72

2.72

4.98

6次

2.72

2.72

3.64

7次

2.72

2.72

2.42

8次

2.51

2.51

2.30

9次

2.43

2.43

2.30

10 次

2.28

1.79

2.28

11 次

1.89

1.34

1.89

12 次

1.77

1.22

1.77

22

25

振動モード図（1 次）振動モード図（2 次）

固有振動数：12.60 Hz

固有振動数：15.10 Hz

振動モード図（3 次）振動モード図（4 次）

固有振動数：21.18 Hz

固有振動数：22.23 Hz

図 9(1)

原子炉隔離時冷却系配管の振動モード図2326

振動モード図（5 次）振動モード図（6 次）

固有振動数：25.02 Hz

固有振動数：27.24 Hz

振動モード図（8 次）
固有振動数：32.82 Hz

振動モード図（7 次）
固有振動数：29.30 Hz

図 9(2)

原子炉隔離時冷却系配管の振動モード図
2427

振動モード図（9 次）振動モード図（10 次）

固有振動数：35.54 Hz

固有振動数：39.90 Hz

振動モード図（11 次）
固有振動数：44.48 Hz

振動モード図（12 次）
固有振動数：48.69 Hz

図 9(3)

原子炉隔離時冷却系配管の振動モード図
25

28

添付 4
原子炉給水逆止弁の評価用加速度の応答増加率について

弁の動的機能維持評価において，振動数領域を 50Hz まで考慮した場合の加速度に対して100Hz まで考慮した場合の加速度に顕著な増加（表 1）が確認されたことから，本増加に対して以下考察する。
表1

原子炉給水逆止弁の応答増加率
評価用加速度

弁名称

機能確認済

弁番号

増加率
MAX(50Hz,1.2ZPA)

MAX(100Hz,1.2ZPA)

み加速度

3.98

3.98

6.0

1.00

1.31

3.37

6.0

2.58

3.98

3.98

6.0

1.00

1.31

3.37

6.0

2.58

B22-F032A
原子炉給水逆止弁
B22-F032B

原子炉給水逆止弁2台のうち，B22-F032Aの評価用加速度を算出した給水系配管の解析モ
デル（モデルNo.FDW-1,2,3,4,9）の各モードにおける刺激係数等の整理結果を表2に示す。
表2に示すとおり，次数33次のモードにおいて，鉛直方向の刺激係数が他と比較し大きなことが確認できる。また図1に振動モード図を示すが鉛直方向に卓越するモード形状が確認することができる。
これより固有周期0.017秒（58.8Hz）の33次モードが影響することで，50Hz以降の鉛直方向の応答加速度が増加したと考えられる。

26

29

表1

各モードにおける刺激係数等

27

30

28

31

7.

原子炉格納容器の耐震安全性評価について32

1. はじめに既工認との手法の相違点の整理において，今回工認に適用する評価手法が既工認で適用した評価手法と異なる場合には，他プラント既工認での評価手法の適用実績を確認することとしている。東海第二発電所（以下「東海第二」という。
）では，以下に示す原子炉格納容器及びその他関連設備を除いて基本的に平成 18 年 9 月の耐震設計審査指針改訂後のプラントとして大間原子力発電所１号機（以下「大間１号機」という。）を適用実績確認の対象としている。
一方で，大間１号機はＡＢＷＲであり，東海第二とは炉型が異なることから，原子炉格
納容器及びその他関連設備については，
その参照を適切に考慮する必要がある。このため，
本資料においては既工認での適用例を参照するプラントについて整理するとともに，評価
方針及び評価内容の概要について示す。

2. 他プラントでの適用例を参照する項目及びその説明
原子炉格納容器及びその他関連設備について，東海第二における既工認の手法と今回工認の手法との相違点に対して，他プラントでの適用例を参考とする項目を記載するとともに，参照するプラント名及びその説明を表 1 に整理した。

1

33

2

34

評価対象項目

ドライウェルサプレッション・チ
ェンバ

1

2

原子炉格納容器

No.

応力解析

応答解析

応力解析

応答解析

－

美浜３号機

減衰定数
（鉛直）

－

美浜３号機

解析モデル
（鉛直）

－

美浜３号機

減衰定数
（鉛直）

－

美浜３号機

解析モデル
（鉛直）

参照する
プラント
明

備

考

－

東海第二の鉛直方向の原子炉格納容器本体（サプレッション・チェンバ部）の地震力を算定するにあたって，原子炉格納容器を多質点系モデルにモデル化し，建屋－機器連成解析を実施する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様に鋼製格納容器を多質点系モデルにモデル化している美浜３号機としている。
東海第二の建屋－機器連成解析に用いる原子炉格納容器の鉛直方向の減衰定数として，溶接構造物の１％を適用する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様の鋼製格納容器であり鉛直方向の減衰定数として，１％を適用している美浜３号機としている。

－－

3.1 項に示す－

東海第二の鉛直方向の原子炉格納容器本体（ドライウェル部）の地震力 3.1 項に示すを算定するにあたって，原子炉格納容器を多質点系モデルにモデル化し，建屋と大型機器系を連成させた地震応答解析（以下「建屋－機器連成解析」という。）を実施する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様に鋼製格納容器を多質点系モデルにモデル化している美浜３号機としている。
東海第二の建屋－機器連成解析に用いる原子炉格納容器の鉛直方向の減衰定数として，溶接構造物の１％を適用する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様に鋼製格納容器であり鉛直方向の減衰定数として，１％を適用している美浜３号機としている。

説

原子炉格納容器及びその他関連設備において参照するプラント及びその説明

他プラントでの適用例を参考する項目

表1

3

35

評価対象項目上部シアラグ及び
スラビライザ下部シアラグとダ
イヤフラムブラケ
ット

No.

3

4

応力解析

応答解析

応力解析

応答解析

備

考

解析モデル

柏崎刈羽
５号機
柏崎刈羽
５号機
同上

3.2 項に示す

美浜３号機

減衰定数
（鉛直）

解析手法

東海第二の下部シアラグが取り付く原子炉格納容器本体の評価に際し 3.1 項に示すて，当該箇所の鉛直方向の地震力を算定する。地震力の算定にあたっては，
原子炉格納容器を多質点系モデルにモデル化し，建屋－機器連成解析を実施する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様に鋼製格納容器を多質点系モデルにモデル化している美浜３号機としている。

美浜３号機

解析モデル
（鉛直）

東海第二の建屋－機器連成解析に用いる原子炉格納容器の鉛直方向の減衰定数として，溶接構造物の１％を適用する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様の鋼製格納容器であり鉛直方向の減衰定数として，１％を適用している美浜３号機としている。
原子炉格納容器構造（MARK－Ⅱ型）が同じ柏崎刈羽５号機を参照する。

同上

柏崎刈羽
５号機

3.2 項に示す

解析モデル

東海第二の建屋－機器連成解析に用いる原子炉格納容器の鉛直方向の減衰定数として，溶接構造物の１％を適用する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様の鋼製格納容器であり鉛直方向の減衰定数として，１％を適用している美浜３号機としている。
原子炉格納容器構造（MARK－Ⅱ型）が同じ柏崎刈羽５号機を参照する。

柏崎刈羽
５号機

美浜３号機

減衰定数
（鉛直）

明

東海第二の上部シアラグが取り付く原子炉格納容器本体の評価に際し 3.1 項に示すて，当該箇所の鉛直方向の地震力を算定する。地震力の算定にあたっては，
原子炉格納容器を多質点系モデルにモデル化し，建屋－機器連成解析を実施する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様に鋼製格納容器を多質点系モデルにモデル化している美浜３号機としている。

説

解析手法

美浜３号機

参照する
プラント

解析モデル
（鉛直）

他プラントでの適用例を参考する項目4

36

所員用エアロック

サプレッション・チ
ェンバアクセスハ
ッチ

8

機器搬入用ハッチ

6

7

胴アンカー部

評価対象項目

5

No.

解析手法

応力解析

鋼製円筒状である基本構造は同じであることから，大間１号機を参照する。また，大間 1 号機はコンクリート製格納容器であるが，下部ドライウェルアクセストンネル鏡板に機器搬入用ハッチを取り付けており，東海第二と同様の形状を有している。
同上

大間１号機

鋼製円筒状である基本構造は同じであることから，大間１号機を参照する。
ただし，大間１号炉のサプレッション・チェンバ用のアクセスハッチはコンクリート構造物に直接取り付く構造であるため，当該部の評価は，類似設備として機器搬入用ハッチを参照する。

大間１号機

大間１号機

解析手法

解析モデル

同上

－

－

－

応力解析

大間１号機

解析モデル

応答解析

鋼製円筒状である基本構造は同じであることから，大間１号機を参照する。
また，大間 1 号はコンクリート製格納容器であるが，下部ドライウェル
アクセストンネル鏡板に所員用エアロックを取り付けており，東海第二と同様の形状を有している。
同上

大間１号機

解析手法

大間１号機

－

－

－

－

応力解析

明

東海第二の原子炉格納容器本体底部の鉛直方向の地震力を算定するにあたって，原子炉格納容器を多質点系モデルにモデル化し，建屋－機器連
成解析を実施する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様に鋼製格納容器を多質点系モデルにモデル化している美浜３号機としている。
東海第二の建屋－機器連成解析に用いる原子炉格納容器の鉛直方向の減衰定数として，溶接構造物の１％を適用する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様の鋼製格納容器であり鉛直方向の減衰定数として，１％を適用している美浜３号機としている。

説

－

－

応答解析

解析モデル

－

－

美浜３号機

減衰定数
（鉛直）

－

美浜３号機

参照する
プラント

解析モデル
（鉛直）

応答解析

応力解析

応答解析

他プラントでの適用例を参考する項目
考3.3 項に示す－

3.3 項に示す－

3.3 項に示す－－

3.1 項に示す

備

5

37

配管貫通部

電気配線貫通部

10

評価対象項目

9

No.

応力解析

応答解析

応力解析

応答解析

同上

福島第一４号

解析モデル(H22 年改造工認)

東海第二と同手法 ＊ を適用した実績を有する当該プラントを参照する。
(H22 年改造工認) ＊ 電気配線貫通部に発生する地震外力を用いたＦＥＭ解析の実施

同上

福島第一４号(H22 年改造工認)

福島第一４号(H22 年改造工認)

解析手法

減衰定数

福島第一４号

解析モデル

同上

東海第二と同手法 ＊ を適用した実績を有する当該プラントを参照する。
(H22 年改造工認) ＊ 電気配線貫通部に発生する地震外力を用いたＦＥＭ解析の実施

解析手法

3.6 項に示す

3.5 項に示す

同上

備考

東北電力
東通１号機
福島第一４号

明

解析モデル

説
配管貫通部に発生する反力は，配管解析により算出する。配管解析は炉 －型に関係なく同様に実施するため大間１号機を参照する。
配管貫通部の構造は，鋼製格納容器プラントでは同一構造であるため， 3.4 項に示す
最新プラントである東通１号機を参照する。

参照する
プラント

減衰定数
大間１号機
（配管反力）
解析手法
東北電力
東通１号機

他プラントでの適用例を参考する項目

638

評価対象項目

ベント管

格納容器スプレイ
ヘッダ

12

13

応力解析

応答解析

応力解析

応答解析

応力解析

減衰定数
（鉛直）
－
－

大間１号機

－

柏崎刈羽
４号機

解析モデル

－

柏崎刈羽
４号機

解析手法

柏崎刈羽
４号機

大飯３，４号

減衰定数
（鉛直）

解析モデル
（モデル形
状の変更）

大飯３，４号

参照する
プラント

解析モデル
（鉛直）
（設置位置
の応答加速
度算出）

他プラントでの適用例を参考する項目

圧力低減装置その他関連の安全設備
11
ダイヤフラム・フロ 応答解析
ア

No.

明

－

一般的な配管解析であるため，大間１号機を参照する。

－

同上

原子炉格納容器構造（MARK－Ⅱ型）が同じ柏崎刈羽４号機を参照する。

東海第二の建屋－機器連成解析に用いる原子炉本体の基礎の鉛直方向の減衰定数として，鉄筋コンクリートの５％を適用する。
参照するプラントとしては，東海第二と同様の鉄筋コンクリートの鉛直方向の減衰定数として，５％を適用している大飯３，４号としている。
原子炉格納容器構造（MARK－Ⅱ型）が同じ柏崎刈羽４号機を参照する。

東海第二のダイヤフラム・フロアの評価に際しては，当該設備の設置位置として原子炉本体の基礎及び原子炉建屋基礎版上の鉛直方向加速度を用いる。原子炉本体の基礎の鉛直方向加速度の算定にあたっては，多質点系モデルにモデル化し，建屋－機器連成解析を実施する。なお，原子炉建屋
基礎版上の鉛直方向加速度は，原子炉建屋の地震応答解析結果を用いる（別途整理済み）。
参照するプラントとしては，東海第二と同様の鉄筋コンクリートを多質点系モデルにモデル化している大飯３，４号としている。

説

考

－

3.9 項に示す－

3.8 項に示す

3.7 項に示す

3.7 項に示す

備

3. 各評価対象項目の評価方針及び評価内容
2.項で整理した参照プラント及びその説明を基に，以降に東海第二の評価方針及び評価
内容を示す。

3.1

原子炉格納容器の応答解析手法について
今回工認では鉛直方向に動的地震動が導入され，原子炉格納容器の耐震性評価に適用す

る鉛直方向の地震荷重を新たに設定するため，原子炉格納容器をモデル化した建屋－機器
連成解析モデルを追加している。つぎの評価対象項目について，追加した建屋－機器連成解析モデルの応答解析結果から得られる地震力を用いて耐震評価を行う。以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，地震応答解析モデルのモデル化方針及び減衰定数について示す。
【評価対象項目】
・ドライウェル（応答解析）
・サプレッション・チェンバ（応答解析）
・上部シアラグ及びスタビライザ（応答解析）
・下部シアラグ及びダイヤフラムブラケット（応答解析）
・胴アンカー部（応答解析）

3.1 ドライウェル及びサプレッション・チェンバ(1) 構造原子炉格納容器の概要図を図 1 に示す。原子炉格納容器は，全高m の鋼製の容器であり，ドライウェルトップヘッド，ドライウェル本体，サプレッション・チェン
バ本体及び付属構造物から構成されている。ドライウェルトップヘッドは内径板厚の円筒胴及びその上に板厚m，の鏡板を有している。ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の基本形状は各々円錐形，円筒形で，サプレッショ
ン・チェンバ本体は円筒内径m であり，
原子炉格納容器の板厚はmm である。

また，サプレッション・チェンバの基部である胴アンカー部は，原子炉建屋基礎に埋設されている。アンカー部は，ベースプレート，アンカープレート及びベースプレー
トとアンカープレートとを接続する基礎ボルトで構成されている。
739

主要な付属構造物として，上部シアラグ，下部シアラグ，ダイヤフラムブラケット，
機器搬入用ハッチ，所員用エアロック，サプレッション・チェンバアクセスハッチ及び複数の配管貫通部，電気配線貫通部等がある。
原子炉格納容器の内部には，主要構造物として原子炉圧力容器，原子炉遮蔽，原子炉本体の基礎，原子炉圧力容器スタビライザ，原子炉格納容器スタビライザ，ダイヤ
フラム・フロアがある。また，サプレッション・チェンバ内にon の水を保有している。
上部及び下部シアラグ部は，原子炉格納容器側のメイルシアラグと原子炉建屋遮蔽側のフィメイルシアラグとの嵌め合い構造を有しており，水平方向変位を拘束している。また，原子炉格納容器スタビライザは原子炉遮蔽頂部に設置され，トラス構造の片持ち梁でその端部は原子炉格納容器の上部シアラグと嵌め合い構造となっており，
水平方向変位を拘束している。原子炉圧力容器スタビライザは原子炉遮蔽頂部に設置され，原子炉圧力容器のスタビライザブラケットを介して水平方向変位を拘束している。
水平地震力は，上部シアラグ，下部シアラグ及びサプレッション・チェンバの基部から伝達され，鉛直地震力は，サプレッション・チェンバの基部から伝達される。

応答解析で参照プラントとした美浜３号機の原子炉格納容器は，鋼製の円筒形で上下に鏡板を有する容器である。基本形状が円筒形である点で，東海第二の原子炉格納容器は美浜３号機の原子炉格納容器と大きな構造の差を有していない。

840

ドライウェルトップヘッド
原子炉圧力容器
スタビライザ

原子炉格納容器
スタビライザ上部シアラグ
格納容器
スプレイヘッダ
原子炉
圧力容器

機器搬入用
ハッチ

原子炉
遮蔽

配管貫通部
ドライウェル本体

ダイヤフラム
・フロア

ベント管

原子炉本体
の基礎

下部シアラグサプレッション
・チェンバ本体

アンカー部

図1

原子炉格納容器の概要図

941

(2) 地震応答解析モデル及び減衰定数
原子炉格納容器の地震応答解析モデルは，ドライウェルトップヘッド，ドライウェ
ル本体，サプレッション・チェンバ本体を多質点系はりモデルにてモデル化し，原子炉格納容器の質量分布を質点質量に置き換え，各質点間を等価な曲げ，せん断及び軸方向剛性を有する無質量のばねにより結合する。
質点位置は，水平方向地震応答解析モデルと鉛直方向地震応答解析モデルとで同じであり，形状不連続部，ハッチ類等の付加物接合部などを選定している。また，水平方向地震応答解析モデルは曲げ及びせん断剛性を有する多質点系はりモデルであり，鉛直方向地震応答解析モデルは，軸方向剛性を有する多質点系はりモデルである。
原子炉格納容器のモデルを含んだ建屋－機器連成解析モデル図を図 2 に示す。原子
炉格納容器を多質点系はりモデルにてモデル化する考え方は，美浜３号機と同様である。
また，減衰定数については，溶接構造物であるため 1.0％を適用しており，美浜３号
機の減衰定数と同様である。

1042原子炉格納容器モデル化の範囲
図2

鉛直方向の建屋－機器地震応答解析モデル

1143

(3) 応力解析モデル
応力解析に適用するモデルは，既工認では軸対称殻要素であるのに対し，今回工認
ではシェル要素による三次元モデルにてモデル化する。解析モデルは，形状不連続，
板厚変化及びビームシート等付加構造物の形状を考慮したモデルであり，局部的な応力を算出できるよう要素分割する。全周の 180°分をモデル化し，境界を対称条件としている。また，基部は固定条件である。
東海第二の三次元シェルモデル図を図 3 に示す。原子炉格納容器を三次元シェルモ
デルでモデル化する考え方は，トップヘッドやサプレッション・チェンバアクセスト
ンネル鏡板を三次元シェルモデルでモデル化する大間 1 号機の考え方と同様である。

12

44

図3

三次元シェルモデル図（原子炉格納容器）

13

45

3.2

シアラグ部等の応力解析手法について
今回工認では，つぎの評価対象項目に対して，三次元シェルモデルにてモデル化した有限要素解析手法を用いて，シアラグ部等に発生する応力を算定し応力評価を行う。以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，応力解析モデルのモデル化方針について示す。
【評価対象項目】
・上部シアラグ及びスタビライザ（応力解析）
・下部シアラグ及びダイヤフラムブラケット（応力解析）(1) 構造上部シアラグ部及び下部シアラグ部の概要図を図 4 及び図 5 に示す。
上部シアラグ及び下部シアラグは，ドライウェルの水平方向地震力を原子炉建屋に伝達するために設置している。
上部シアラグ及びスタビライザは，ドライウェル円錐胴の上部に周方向に 8 ヶ所設
置されている。原子炉格納容器外側のメイルシアラグは原子炉建屋側のフィメイルシ
アラグと嵌め合い構造に，また，原子炉格納容器内側のメイルシアラグはスタビライ
ザ側のフィメイルシアラグと嵌め合い構造になっており，水平方向変位を拘束する一方で，鉛直方向には変位拘束はない。メイルシアラグはドライウェル円錐胴の厚肉部に溶接されており，原子炉建屋側のフィメイルシアラグはベースプレートを介してアンカーボルトで原子炉建屋に固定され，スタビライザ側のフィメイルシアラグはウェブを介して原子炉格納容器スタビライザとフランジ構造で接続されている。
下部シアラグ及びダイヤフラムブラケットは，ドライウェル円錐胴の下部に周方向に 18 ヶ所設置されている。原子炉格納容器外側のメイルシアラグは原子炉建屋側のフィメイルシアラグと嵌め合い構造に，また，原子炉格納容器内側のダイヤフラムブラ
ケットはダイヤフラム・フロアの半径方向大梁と嵌め合い構造になっており，水平方向変位を拘束する一方で，鉛直方向には変位拘束はない。メイルシアラグはドライウ
ェル円錐胴の厚肉部に溶接されており，原子炉建屋側のフィメイルシアラグはベース
プレートを介してアンカーボルトで原子炉建屋に固定され，ダイヤフラムブラケット
はドライウェル円錐胴の厚肉部に溶接されている。

応力解析で参照プラントとした柏崎刈羽５号機は原子炉格納容器構造（ＭＡＲＫ－1446Ⅱ型）が同じであり，シアラグ部を含めて大きな構造の差を有していない。なお，同じ原子炉格納容器構造を有するプラントには柏崎刈羽４号機があるが，工認計算書を添付していないことから，参照プラントは柏崎刈羽５号機としている。

15

47

(a) 水平断面図

ドライウェル円錐胴

ウェブ(c) 上部シアラグ詳細平面図(b) 垂直断面図
図4

上部シアラグ及びスタビライザの概要図

1648

(a) 水平断面図

ドライウェル円錐胴(c) 下部シアラグ詳細平面図(b) 垂直断面図
図5

下部シアラグ及びダイヤフラムブラケットの概要図
1749

(2) 応力解析モデル
応力解析に適用するモデルは三次元シェルモデルにてモデル化する。原子炉格納容
器胴板，シアラグ取付厚板部及びメイルシアラグをシェル要素でモデル化する。解析モデルは，形状不連続，板厚変化及び付加構造物の形状を考慮したモデルであり，局部的な応力を算出できるよう要素分割する。シアラグ部 1 基に作用する水平方向地震
力により発生するシアラグ部近傍の応力に着目し，全周の 90°分をモデル化し境界を対称条件としている。また，基部は固定条件である。
シアラグ部等を含んだ三次元シェルモデル図を図 6 及び図 7 に示す。シアラグ部を三次元シェルモデルでモデル化する考え方は，柏崎刈羽５号機の考え方と同様である。

18

50

図6

三次元シェルモデル（上部シアラグ部）

19

51

図7

三次元シェルモデル（下部シアラグ部）

20

52

3.3

機器搬入用ハッチ等の応力解析手法について
今回工認では，つぎの評価対象項目に対して，三次元シェルモデルにてモデル化した有限要素解析手法を用いて，機器搬入用ハッチ等に発生する応力を算定し応力評価を行う。
以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，応力解析モデルのモデル化方針について示す。
【評価対象項目】
・機器搬入用ハッチ（応力解析）
・所員用エアロック（応力解析）
・サプレッション・チェンバアクセスハッチ（応力解析）(1) 構造機器搬入用ハッチ等の概要図を図 8 から図 10 に示す。機器搬入用ハッチ等は鋼製円筒形の構造であり，機器搬入用ハッチ及び所員用エアロックはドライウェル円錐胴部に，サプレッション・チェンバアクセスハッチはサプレッション・チェンバ円筒胴部にそれぞれ溶接により取り付けられている。機器搬入用ハッチは内径mm の円筒胴及びフランジ接続の板厚mm，板厚の球形鏡板を，所員用エアロックは内径mm の円筒胴で原子炉格納容器の内側及び外側に扉を，サプレッション・チェンバアクセスハッチは内径
続の板厚

mm，板厚

mm，板厚

mm の円筒胴及びフランジ接の球形鏡板を有している。

大間１号機と東海第二発電所の機器搬入用ハッチ等は，鋼製円筒形状である基本構
造は同じであり，大きな構造の差を有していない。ただし，大間１号機のサプレッション・チェンバ用のアクセスハッチはコンクリート構造物に直接取り付く構造である
ため，当該部の評価は類似設備として機器搬入用のハッチを参照する。

21

53

ドライウェル円錐胴

図8

機器搬入用ハッチの概要図

ドライウェル円錐胴

図9

所員用エアロックの概要図
2254

サプレッション・チェンバ円筒胴

図 10

サプレッション・チェンバアクセスハッチの概要図2355

(2) 応力解析モデル
応力解析に適用するモデルは三次元シェルモデルにてモデル化する。機器搬入用ハッチ等の主要構造部材及び原子炉格納容器胴板をシェル要素でモデル化する。解析モ
デルは，形状不連続，板厚変化及び付加構造物の形状を考慮したモデルであり，局部的な応力を算出できるよう要素分割する。原子炉格納容器の円周方向全体の変形挙動に着目してモデル化し，基部は固定条件である。
機器搬入用ハッチ等を含んだ三次元シェルモデル図を図 11 から図 13 に示す。機器搬入用ハッチ等を含んだ原子炉格納容器を三次元シェルモデルでモデル化する考え方
は，大間 1 号機と同様である。

図 11

三次元シェルモデル（機器搬入用ハッチ）
24

56

図 12

三次元シェルモデル（所員用エアロック）

25

57

図 13

三次元シェルモデル（サプレッション・チェンバアクセスハッチ）

26

58

3.4

配管貫通部の応力解析手法について
今回工認では，つぎの評価対象項目に対して，三次元シェルモデルにてモデル化した有限要素解析手法を用いて，配管貫通部に発生する応力を算定し応力評価を行う。以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，応力解析モデルのモデル化方針について示す。
【評価対象項目】
・配管貫通部（応力解析）(1) 構造配管貫通部の概要図を図 14 に示す。配管貫通部は鋼製円筒形の構造であり，原子炉
格納容器を貫通する配管が直接溶接にて接合する型式と，原子炉格納容器に接合されたスリーブを介して，配管とスリーブとを接合する型式とがある。
東北電力東通１号機と東海第二の配管貫通部は，鋼製円筒形状である基本構造は同じであり，大きな構造の差を有していない。

（原子炉格納容器内側）

原子炉格納容器胴

図 14

配管貫通部の概要図

2759

(2) 応力解析モデル
応力解析に適用するモデルは三次元シェルモデルにてモデル化する。配管貫通部及び原子炉格納容器胴板をシェル要素でモデル化する。解析モデルは，形状不連続，板厚変化及び付加構造物の形状を考慮したモデルであり，局部的な応力を算出できるよう要素分割する。配管貫通部に作用する地震力により発生する配管貫通部近傍の応力に着目し，全周の 90°分をモデル化し境界を対称条件としている。また，基部は固定条件である。
配管貫通部を含んだ三次元シェルモデルの例を図 15 に示す。配管貫通部を三次元シェルモデルでモデル化する考え方は，東北電力東通１号機と同様である。

図 15

三次元シェルモデル例（配管貫通部）

28

60

3.5

電気配線貫通部の解析手法について
今回工認では，つぎの評価対象項目に対して，三次元ビームモデルにてモデル化した電気配線貫通部の応答解析結果から得られる地震力を用いて耐震評価を行う。また，三次元
シェルモデルにてモデル化した有限要素解析手法を用いて，電気配線貫通部に発生する応力を算定し応力評価を行う。以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，地震応答解析モ
デルのモデル化方針，減衰定数及び応力解析モデルのモデル化方針について示す。
【評価対象項目】
・電気配線貫通部（応答解析）
・電気配線貫通部（応力解析）(1) 構造電気配線貫通部の概要図を図 16 に示す。電気配線貫通部は，原子炉格納容器を貫通するスリーブの外側端部に溶接したアダプタ・ヘッドを介して接続箱を，スリーブの内側端部に接続箱を取り付けている。
福島第一４号機と東海第二の電気配線貫通部は，鋼製円筒形状である基本構造は同じであり，大きな構造の差を有していない。

図 16

電気配線貫通部の概要図

29

61

(2) 応答解析モデル
スペクトルモーダル解析に適用するモデルは，多質点系はりモデルにてモデル化する。接続箱の質量は質点に，スリーブの質量は等分布に置き換え，原子炉格納容器剛性を模擬したシェルばねにより結合する。
電気配線貫通部の三次元ビームモデル図を図 17 に示す。電気配線貫通部のモデル化の考え方は福島第一４号機（改造工認）と同様である。

接続箱

接続箱

原子炉格納容器胴（ばね）

図 17

スリーブ

三次元ビームモデル（電気配線貫通部）

30

62

(3) 応力解析モデル
応力解析に適用するモデルは三次元シェルモデルにてモデル化する。電気配線貫通部及び原子炉格納容器胴板をシェル要素でモデル化する。解析モデルは，形状不連続，
板厚変化及び付加構造物の形状を考慮したモデルであり，局部的な応力を算出できる
よう要素分割する。電気配線貫通部に作用する地震力により発生する電気配線貫通部
近傍の応力に着目し，全周の 90°分をモデル化し境界を対称条件としている。また，基部は固定条件である。
電気配線貫通部を含んだ三次元シェルモデルの例を図 18 に示す。電気配線貫通部を
三次元シェルモデルでモデル化する考え方は，福島第一 4 号機と同様である。

図 18

三次元シェルモデル例（電気配線貫通部）

31

63

3.6

ダイヤフラム・フロアの解析手法について
今回工認では，つぎの評価対象項目に対して，建屋－機器連成解析モデルにてモデル化

したダイヤフラム・フロア設置位置での応答解析結果から得られる地震力を用いて耐震評価を行う。また，三次元シェル及びはりモデルにてモデル化した有限要素解析手法を用いて，ダイヤフラム・フロアに発生する応力を算定し応力評価を行う。以降に，評価対象項
目の構造を示すと共に，地震応答解析モデルのモデル化方針，減衰定数及び応力解析モデ
ルのモデル化方針について示す。
以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，地震応答解析モデルのモデル化方針，減衰定数，並びに固有振動数について示す。
【評価対象項目】
・ダイヤフラム・フロア（応答解析）
・ダイヤフラム・フロア（応力解析）(1) 構造ダイヤフラム・フロアの概要図を図 19 に示す。ダイヤフラム・フロアは，ドライウ
ェル部とサプレッション・チェンバ部との境界に設置される軸対称形の円環平板形状の構造物である。円環状の鉄筋コンクリート床スラブ，床スラブを支持する半径方向に配置した鋼製大梁及び大梁間に円周方向に複数配置した鋼製小梁により構成されている。円環内周端は原子炉本体の基礎に結合支持され，円環外周部で大梁を支持する
ため原子炉格納容器底面から鋼製柱を円周状に 20°間隔で 18 本設置している。円環外
周端は原子炉格納容器に設置したダイヤフラムブラケットに，大梁端部が水平方向で隙間をもって嵌め合う構造となっている。
また，ダイヤフラム・フロアの内周端を支持する原子炉本体の基礎は，鉄筋コンク
リート製の円筒形の構造物である。

応答解析で参照プラントとした大飯３，４号機は鉄筋コンクリート製の円筒形構造物で，東海第二の原子炉本体の基礎と同じであり，大きな構造の差を有していない。
応力解析で参照プラントとした柏崎刈羽５号機は原子炉格納容器構造（ＭＡＲＫ－Ⅱ型）が同じであり，ダイヤフラム・フロアに大きな構造の差を有していない。

3264

(a) 平面図(b) 断面図
図 19

ダイヤフラム・フロアの概要図

3365

(2) 応答解析モデル及び減衰定数
ダイヤフラム・フロアの評価に際しては，当該設備の設置位置として原子炉本体の基礎及び原子炉建屋基礎版の鉛直方向加速度を適用する。
鉛直方向応答解析に適用するモデルは，原子炉本体の基礎を多質点系はりモデルにてモデル化し，ダイヤフラム・フロアの重量は原子炉本体の基礎の質点及び原子炉建屋基礎版に付加している。
ダイヤフラム・フロアを含む建屋－機器連成解析モデル図を図 20 に示す。原子炉本体の基礎を多質点系はりモデルにてモデル化する考え方は，大飯３，４号機と同様である。
また，減衰定数については，鉄筋コンクリートであるため 5％を適用しており，大飯
３，４号機の減衰定数と同様である。

3466

原子炉本体の基礎モデル化の範囲
図 20

建屋－機器連成解析モデル図35

67

(3) 応力解析モデル
応力解析に適用するモデルは三次元シェル及びビームモデルにてモデル化する。鉄筋コンクリートスラブをシェル要素で，鉄骨の大梁，小梁及び柱をビーム要素でモデル化する。ベント管，格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）等の構造物を付加質量として考慮する。解析モデルは，形状不連続，板厚変化及び付加構
造物の形状を考慮したモデルであり，局部的な応力を算出できるよう要素分割する。
ダイヤフラム・フロアに作用する地震力により発生する応力に着目し，原子炉本体の基礎との接合部及び柱基部を固定条件としている。
ダイヤフラム・フロアの解析モデル図を図 21 に示す。ダイヤフラム・フロアを三次元シェル及びビームモデルでモデル化する考え方は，柏崎刈羽４号機と同じである。

図 21

三次元シェル及びビームモデル（ダイヤフラム・フロア）

36

68

(4) 固有振動数
三次元シェル及びビームモデルにてモデル化したダイヤフラム・フロアの固有値解析を実施した。得られた固有値の中で，ダイヤフラム・フロア全体の振動が卓越する
固有振動数を表 2 に，振動モードを図 22 から図 24 に示す。解析の結果，床スラブ全体が鉛直方向に浮き上がるモードが現れているが固有振動数は 20Hz を超えており，ダ
イヤフラム・フロアは剛構造である。

表2
次数

固有振動数

固有振動数（Hz）

卓越モード

37

69

38

70

3.7

ベント管の応答解析手法について
今回工認では，つぎの評価対象項目に対して，三次元ビームモデルにてモデル化したベ

ント管の応答解析結果から得られる地震力を用いて耐震評価を行う。以降に，評価対象項
目の構造を示すと共に，地震応答解析モデルのモデル化方針及び減衰定数について示す。
以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，地震応答解析モデルのモデル化方針，減衰定数について示す。
【評価対象項目】
・ベント管（応答解析）(1) 構造ベント管の概要図を図 25 に示す。ベント管は，外径の管で，通常時，下部

mm，板厚

mm，長さ

m が水中に入っている。ベント管のダイヤフラム・フロア

貫通部上部には，事故時ジェット反力が作用しないようジェットデフレクタが設置されており，鉄筋コンクリート製床スラブに固定されている。ベント管の最下部（水中部）にはベント管相互を少なくとも 3 本接続する水平ブレーシングを，ベント管下部（気中部）にはベント管相互及び原子炉本体の基礎を接続する水平ブレースを設置している。
これにより，ベント管が独立して振動することと，原子炉本体の基礎と接続することにより水平方向の過大な振動を抑えることができる。

応力解析で参照プラントとした柏崎刈羽４号機は原子炉格納容器構造（ＭＡＲＫ－Ⅱ型）が同じであり，ベント管に大きな構造の差を有していない。

39

71

ジェットデフレクタ（ 単位：mm ）

ベント管

図 25

ベント管の概要図4072

(2) 応答解析モデル
応答解析手法はスペクトルモーダル解析であり，適用するモデルは，三次元ビーム要素でモデル化しベント管の質量は等分布に置き換え，各節点間を等価な剛性で結合する。ベント管上部は，ダイヤフラム・フロア接続部で固定条件とし，原子炉本体の基礎と接続するブレーシング取付位置において，水平方向変位をばねによる拘束条件としている。
三次元ビームモデル図を図 26 に示す。ベント管を三次元ビームモデルでモデル化する考え方は，柏崎刈羽４号機と同じである。

ベント管

ブレーシング

図 26

三次元ビームモデル（ベント管）

41

73

3.8

格納容器スプレイヘッダの応力解析手法について
今回工認では，つぎの評価対象項目に対して，三次元ビームモデルにてモデル化した有限要素解析手法を用いて，格納容器スプレイヘッダに発生する応力を算定し応力評価を行う。以降に，評価対象項目の構造を示すと共に，応力解析モデルのモデル化方針について示す。
【評価対象項目】
・格納容器スプレイヘッダ（応力解析）(1) 構造格納容器スプレイヘッダの概要図を図 27 に示す。ドライウェルの上部及び下部に格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）が，サプレッション・チェンバに格納容器
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）が各々設置されている。格納容器ス
プレイヘッダ（ドライウェル側）は，外径
ダは直径約m，下部スプレイヘッダは直径約mm の管で作られ，上部スプレイヘッ
m の円環構造となっていて，案内管により配管貫通部を介して，原子炉格納容器外側と系統接続している。円環部分はドライウェル部に接合されており，ドライウェルと一体で挙動する。格納容器スプレ
イヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は，外径mm の管で作られ，直径約mの円環構造となっていて，案内管により配管貫通部を介して，原子炉格納容器外側と系統接続している。円環部分がダイヤフラム・フロアの柱に支持されている。

応答解析で参照プラントとした大間１号機の格納容器スプレイヘッダは，配管支持構造物が鉄筋コンクリート製原子炉格納容器又はダイヤフラム・フロアに設置されている円環構造の配管である。基本形状が円環構造の配管である点で，東海第二の格納容器スプレイヘッダは大間１号機の格納容器スプレイヘッダと大きな構造の差を有し
ていない。

42

74

格納容器スプレイヘッダ（ドライ
ウェル側）

図 27

格納容器スプレイヘッダ（ドライ
ウェル側）案内管

格納容器スプレイヘッダの概要図

4375

(2) 応答解析モデル
格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）のうち，円環部は原子炉格納容器と一体で挙動することから、案内管の地震応答を取得する。案内管の応答解析手法は静的解析であり，格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の応答解析手
法はスペクトルモーダル解析である。減衰定数についてはＪＥＡＧ4601-1991 に従い，適用条件を満たすとは判断し難いことから保守的に 0.5％を適用している。
応答解析に適用するモデルは，三次元ビーム要素でモデル化し格納容器スプレイヘ
ッダの質量は等分布に置き換え，各節点間を等価な剛性で結合する。
三次元ビームモデル図を図 28 に示す。格納容器スプレイヘッダの減衰定数を 0.5％とする考え方は，大間 1 号機と同じである。

4476

上部ドライウェルスプレイヘッダ
案内管下部ドライウェルスプレイヘッダ
案内管

格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

図 28

三次元ビームモデル（格納容器スプレイヘッダ）

4577