東海第二発電所 工事計画審査資料
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資料番号

工認-1095 改 4

提出年月日

平成 30 年 10 月 3 日

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

Ⅴ-2-2-2-3 管の耐震性についての計算書

目

次

1.

概要 ･････････････････････････････････････････････････････････････････････････

1

2.

概略系統図及び鳥瞰図

･････････････････････････････････････････････････････････

2･････････････････････････････････････････････････････････････････

2･････････････････････････････････････････････････････････････････････

4

計算条件 ･････････････････････････････････････････････････････････････････････

6

3.1 荷重の組合せ及び許容応力 ･･･････････････････････････････････････････････････

6

3.2 設計条件 ･･･････････････････････････････････････････････････････････････････

7

2.1 概略系統図
2.2 鳥瞰図
3.

3.3 材料及び許容応力 ･･･････････････････････････････････････････････････････････ 12
3.4 設計用地震力 ･･･････････････････････････････････････････････････････････････ 13
4.

解析結果及び評価 ･････････････････････････････････････････････････････････････ 14

4.1 固有周期及び設計震度･･･････････････････････････････････････････････････････ 14

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

4.2 評価結果 ･･･････････････････････････････････････････････････････････････････ 15
4.2.1 管の応力評価結果 ････････････････････････････････････････････････････････ 15
4.2.2 支持構造物評価結果･･････････････････････････････････････････････････････ 16

4.2.3 代表モデルの選定結果及び全モデルの評価結果 ･･････････････････････････････ 17

1.

概要
原子炉建屋地下排水設備は，原子炉建屋の耐震性を確保するため地下水位を原子炉建屋基礎盤底面レベル以深に維持する機能を有する。
原子炉建屋は，「Ｓクラスの施設の間接支持構造物」及び「常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備の間接支持構造物」であることから，原子炉建屋地下排水設備については，添付書類「Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針の概要」のうち「10. 耐震計算の基本方針 10.1
建物・構築物」に基づきＳｓ機能維持ができる設計とする。
本資料は，原子炉建屋地下排水設備排水配管について，添付書類「Ｖ-2-1-9 機能維持の基本方針」，「Ｖ-2-1-12-1 配管及び支持構造物の耐震計算について」及び「Ｖ-2-1-13-6 管の耐震性についての計算書作成の基本方針」で設定している構造強度及び機能維持の設計方針に基づき，管及び支持構造物が設計用地震力に対し十分な構造強度及び機能を有していることを説明するものである。
評価結果の記載方法は以下に示す通りとする。
(1) 管

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4工事計画記載範囲の管のうち，各応力区分における最大応力評価点の評価結果を解析モデル単位に記載する。また，全２モデルのうち，各応力区分における最大応力評価点の許容値／発生値（裕度）が最小となる解析モデルを代表として鳥瞰図，計算条件及び評価結果を記載する。代表モデルの選定結果及び全モデルの評価結果を4.2.3に記載する。
(2) 支持構造物
工事計画記載範囲の支持点のうち，種類及び型式ごとの反力が最大となる支持点の評価結果を代表として記載する。

1

2.

概略系統図及び鳥瞰図

2.1 概略系統図
概略系統図記号凡例

記号

（太線）

内

容

工事計画記載範囲の管のうち，本計算書記載範囲の管（重大事故等対処設備）（太破線）

工事計画記載範囲の管のうち，本計算書記載範囲の管（設計基準対象施設）（細線）

工事計画記載範囲の管のうち，本系統の管であって他計算書記載範囲の管NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4（破線）

工事計画記載範囲外の管又は工事計画記載範囲の管のうち，他系統の管であって系統の概略を示すために表記する管○○-○-○○

鳥瞰図番号（鳥瞰図，計算条件及び評価結果を記載する範囲）○○-○-○○

鳥瞰図番号（評価結果のみ記載する範囲）
アンカ[管クラス]
DB1

クラス１管

DB2

クラス２管

DB3

クラス３管

DB4

クラス４管

SA2

重大事故等クラス２管

SA3

重大事故等クラス３管

DB1/SA2

重大事故等クラス２管であってクラス１管DB2/SA2重大事故等クラス２管であってクラス２管DB3/SA2重大事故等クラス２管であってクラス３管

DB4/SA2重大事故等クラス２管であってクラス４管

2補③ Ⅴ-2-2-2-3
NT2 補③NT2
Ⅴ-2-2-2-3R0 R43

原子炉建屋地下排水系概略系統図

2.2 鳥瞰図鳥瞰図記号凡例
記号（太線）

内容工事計画記載範囲の管のうち，本計算書記載範囲の管（重大事故等対処設備の場合は鳥瞰図番号の末尾を「（SA）」，設計基準対象施設の場合は鳥瞰図番号の末尾を「（DB）」とする。
）（細線）

工事計画記載範囲の管のうち，本系統の管であって他計算書記載範囲の管（破線）

工事計画記載範囲外の管又は工事計画記載範囲の管のうち，他

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4系統の管であって解析モデルの概略を示すために表記する管質

点

ア ン カレストレイント(本図は斜め拘束の場合の全体座標系における拘束方向成分を示す。スナッバについても同様とする。)
スナッバ
ハンガ
リジットハンガ
拘束点の地震による相対変位量(mm)（＊は評価点番号，矢印は拘束方向を示す。また，*変位量を記載する。)
注：鳥瞰図中の寸法の単位は mm である。

4内に

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R43.

計算条件

3.1 荷重の組合せ及び許容応力
本計算書において考慮する荷重の組合せ及び許容応力を下表に示す。

施設名称

施設共通
（地震）

設備名称

系統名称

原子炉建屋地下 原子炉建屋地下
排水設備

排水系

施設分類

設備分類

機器等の区分

耐震設計上の重要度分類−−−

C

荷重の組合せ＊1,2

許容応力状態

ⅠＬ＋Ｓｓ
ⅣＡＳ
ⅡＬ＋Ｓｓ

注記 ＊1：運転状態の添字Ｌは荷重，(Ｌ)は荷重が長期間作用している状態，(ＬＬ)は(Ｌ)より更に長期的に荷重が作用している状態を示す。
＊2：許容応力状態ごとに最も厳しい条件又は包絡条件を用いて評価を実施する。
6

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

3.2 設計条件
鳥瞰図番号ごとに設計条件に対応した管番号で区分し，管番号と対応する評価点番号を示す。
鳥
管番号
12

瞰 図 IW-001YD
対応する評価点

A00〜A01
A02〜A33F，A35〜A37，
A38〜A45

耐震設計上の 縦弾性係数重要度分類（MPa）

最高使用圧力最高使用温度

外径厚さ（MPa）（℃）

（mm）

（mm）

0.938114.36.0

STPT410−0.938139.86.6

STPT410−

材料

7

フランジ部の質量
鳥瞰 図 IW-001YD

質量対応する評価点NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4A00

8

弁部の寸法鳥
評価点

瞰 図 IW-001YD
外径(mm)

厚さ(mm)

長さ(mm)

A37〜A38

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

A33F〜A35

評価点

9

外径(mm)

厚さ(mm)

長さ(mm)

弁部の質量鳥
質量瞰 図 IW-001YD
対応する評価点

質量A37〜A38

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

A33F〜A35

対応する評価点

10

支持点及び貫通部ばね定数鳥瞰 図 IW-001YD支持点番号

各軸方向ばね定数（N/mm）
Ｘ

ＹＺA03A07A11A15A19A23A27A31

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4A36A42A44示す。

11各軸回り回転ばね定数（N･mm/rad）Ｘ

ＹＺ

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R43.3 材料及び許容応力
使用する材料の最高使用温度での許容応力を下表に示す。

材料

STPT410許容応力（MPa）

最高使用温度（℃）

ＳｍＳｙ

ＳｕＳｈ38−

245

410

−

123.4 設計用地震力
添付書類「Ⅴ-2-2-2-1 原子炉建屋地下排水設備設置位置の地盤応答」に示す床面高さと応答加速度を用いる。

鳥瞰図

建物・構築物

標高

減衰定数（%）−

IW-001YD−

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4−

13

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R44.

解析結果及び評価4.1 固有周期及び設計震度
鳥瞰 図 IW-001YD

耐震設計上の重要度分類−

適用する地震動等

Ｓｓモード

固有周期（s）

動 的 震 度14

静 的 震 度

応答水平震度
Ｘ方向

Ｚ方向

応答鉛直震度Ｙ方向NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

4.2 評価結果
4.2.1 管の応力評価結果
下表に示すとおり最大応力及び疲労累積係数はそれぞれの許容値以下である。

許 容 応 力鳥瞰図状態

（供用状態）

15IW-001YD

一次応力評価（MPa）
最 大 応 力評 価 点

最 大 応 力区分

計算応力

許容応力

Ｓｐｒｍ（Ｓｄ）

Ｓｙ

Ｓｐｒｍ（Ｓｓ）

0.9Ｓｕ

一次＋二次応力評価（MPa）

疲労評価

計算応力

許容応力

疲労累積係数Ｓｎ（Ｓｓ）

2Ｓｙ

ＵＳｓ

ⅣＡＳ

A38

Ｓｐｒｍ（Ｓｓ）

27369−−−ⅣＡＳ

A38

Ｓｎ（Ｓｓ）−−

32490−

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4

4.2.2 支持構造物評価結果
下表に示すとおり計算応力は許容値以下である。
支持構造物評価結果（応力評価）
支持点荷重
支持構造物
番号IW-009RES

種類

レストレイント

型式

Ｕボルト

材質

SS400

反力（kN）

温度（℃）

40

評価結果

モーメント（kN･m）

ＦＸ

ＦＹ

ＦＺ

ＭＸ

ＭＹ

ＭＺ

応力
分類

−

6.22.2−

−−

引張り

許容計算
応力
応力（MPa） （MPa）
30279

16

NT2 補③ Ⅴ-2-2-2-3 R4E

4.2.3 代表モデルの選定結果及び全モデルの評価結果
代表モデルは各モデルの最大応力点の応力と裕度を算出し，応力分類毎に裕度最小のモデルを選定して鳥瞰図，計算条件及び評価結果を記載している。下表に，代表モデルの選定結果及び全モデルの評価結果を示す。
代表モデルの選定結果及び全モデルの評価結果
許容応力状態 ⅣＡＳ
No

一次応力

配管モデル
評価点

計算応力 許容応力[MPa][MPa]

一次＋二次応力裕度

代表 評価点

計算応力 許容応力[MPa]
[MPa]

疲労評価
裕度

代表 評価点疲労累積
代表係数

1IW-001YD

A3827369

13.66○

A3832490

15.31

○−−−

2IW-002YD

A3827369

13.66−

A3832490

15.31−−−−

17