本資料のうち，枠囲みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

東海第二発電所

工事計画審査資料

資料番号

工認-1003改1

提出年月日

平成30年8月16日

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

Ⅴ-2-5-4-1-5 ストレーナ部ティーの耐震計算書（残留熱除去系）

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

目次
1.

概要

12.

一般事項

12.1 構造計画

12.2 評価方針

32.3 適用基準

42.4 記号の説明

52.5 計算精度と数値の丸め方

63.

評価部位

74.

地震応答解析及び構造強度評価

85.

4.1 地震応答解析及び構造強度評価方法

84.2 荷重の組合せ及び許容応力84.3 解析モデル及び諸元

134.4 固有周期144.5 設計用地震力

154.6 計算方法

164.7 計算条件

164.8 応力の評価

18

評価結果185.1 設計基準対象施設としての評価結果

185.2 重大事故等対処設備としての評価結果

19

1.

概要
本計算書は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針」にて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，ストレーナ部ティーが設計用地震力に対して十分な構造強度を有していることを説明するものである。その耐震評価はストレーナ部ティーの地震応答解析，応力評価により行う。
ストレーナ部ティーは，設計基準対象施設においては既設のＳクラス施設に，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及び常設重大事故緩和設備に分類される。以下，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備としての構造強度評価を示す。
なお，残留熱除去系ストレーナ部ティー，高圧炉心スプレイ系ストレーナ部ティー及び低圧炉心スプレイ系ストレーナ部ティーは同形状のティーを使用することから，本計算書においては代表して残留熱除去系ストレーナ部ティーの解析モデルを採用する。また，そのモデルに作用させNT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

る荷重については各ストレーナ部ティーの荷重条件で最大となる値を用いて評価している。

2.

一般事項

2.1 構造計画
残留熱除去系ストレーナ部ティー，高圧炉心スプレイ系ストレーナ部ティー及び低圧炉心スプレイ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-2-5-4-1-5 R0

表 2−1 構造計画
計画の概要
基礎・支持構造
主体構造
ストレーナ部ティー ティー
は，サプレッション・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

摘要
・残留熱除去系ストレーナ部ティー・高圧炉心スプレイ系ストレーナ部ティー

原子炉格納容器ストレーナ
・低圧炉心スプレイ系ストレーナ部ティー

φティー

609.6

2φ609.6(単位：mm)

2.2 評価方針
ストレーナ部ティーの応力評価は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

3.1

強度上の制限」にて設定した荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界に基づき，「2.1構造構造計画」にて示す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」及び「4.4 固有周期」で算出した固有周期に基づく設計用地震力による応力等が許容限界内に収まることを，「4. 地震応答解析及び構造強度評価」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。
ストレーナ部ティーの耐震評価フローを図 2−1 に示す。

解析モデル設定

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

解析モデルの作成

固有値解析

設計用地震力地震応答解析

地震時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 ストレーナ部ティーの耐震評価フロー3

2.3 適用基準
適用基準を以下に示す。
(1) 原子力発電所耐震設計技術指針（重要度分類・許容応力編 ＪＥＡＧ４６０１・補−
1984，ＪＥＡＧ４６０１−1987 及びＪＥＡＧ４６０１−1991 追補版）（日本電気協会
電気技術基準調査委員会 昭和 59 年 9 月，昭和 62 年 8 月及び平成 3 年 6 月）
(2) 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」

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0という。）

42.4 記号の説明
記号

Ｓｐｒｍ

記 号 の 説 明
発生応力

MPa

Ｐ

最高使用圧力（設計圧力）

MPa

Ｄｏ

管の外径mm

ｔ

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・

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

単 位

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 4−12 に示す分岐管に作用するモーメントN・mmＭｒ

表 4−12 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mm35

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-2-5-4-1-5 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。

6

3.

評価部位
残留熱除去系（以下「RHR 系」という。），高圧炉心スプレイ系（以下「HPCS 系」という。）及び低圧炉心スプレイ系（以下「LPCS 系」という。）ストレーナ部ティーの形状を図 3−1 に示す。

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

評価対象部位図 3−1

RHR 系，HPCS 系及び LPCS 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

外 径

X-32，X-35，X-36（RHR 系）
X-31（HPCS 系）

609.6 mm

X-34（LPCS 系）

7

板 厚

フランジ間距離4.

地震応答解析及び構造強度評価

4.1 地震応答解析及び構造強度評価方法
ストレーナ部ティーの応力評価は，東海第二発電所 平成 20 年 4 月 7 日付け平成 20・02・
29 原第 41 号（既工認）にて認可された実績のある手法を適用する。

4.2 荷重の組合せ及び許容応力
4.2.1 荷重の組合せ及び許容応力状態
基準地震動の策定に伴う地震荷重との組合せの評価として，荷重の組合せ及び許容応力状態のうち，設計基準対象施設の評価に用いるものを表 4−1 に，重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 4−2 に示す。
なお，
「1.

概要」に記載したとおり本計算書では，同形状である残留熱除去系ストレーナ，高圧炉心スプレイ系ストレーナ及び低圧炉心スプレイ系ストレーナの代表として残NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

留熱除去系ストレーナの評価としていることから，荷重の組合せについては高圧炉心スプレイ系ストレーナ及び低圧炉心スプレイ系ストレーナについても記載する。

4.2.2 許容応力ストレーナ部ティーの許容応力を表 4−3，表 4−4 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のうち設計基準対象施設の評価に用いるもの
を表 4−5 に，重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 4−6 に示す。また，使用材料の許容応力のうち設計基準設備の評価に用いるものを表 4-7 に，重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 4-8 に示す。

8

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

表 4−1 荷重の組合せ及び許容応力状態（設計基準対象施設）
施設区分

残留熱除去設備

機器名称

残留熱除去系
ストレーナ部ティー

高圧炉心スプレイ系
ストレーナ部ティー

原子炉
冷却系統施設

耐震設計上の重要度分類

ＳＳ

機器等の区分

クラス２

クラス２

非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備

9

低圧炉心スプレイ系
ストレーナ部ティー

Ｓクラス２荷重の組合せ

許容応力状態

Ｄ＋ＰD＋ＭD＋Ｓｄ*

ⅢAＳ

Ｄ＋ＰL＋ＭL＋Ｓｄ*

ⅢAＳ

Ｄ＋ＰD＋ＭD＋Ｓｓ

ⅣAＳ

Ｄ＋ＰD＋ＭD＋Ｓｄ*

ⅢAＳ

Ｄ＋ＰL＋ＭL＋Ｓｄ*

ⅢAＳ

Ｄ＋ＰD＋ＭD＋Ｓｓ

ⅣAＳ

Ｄ＋ＰD＋ＭD＋Ｓｄ*

ⅢAＳ

Ｄ＋ＰL＋ＭL＋Ｓｄ*

ⅢAＳ

Ｄ＋ＰD＋ＭD＋Ｓｓ

ⅣAＳ

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

表 4−2 荷重の組合せ及び許容応力状態（重大事故等対処設備）
施設区分

残留熱除去設備

機器名称

残留熱除去系
ストレーナ部ティー

残留熱除去系
ストレーナ部ティー

設備分類＊

機器等の区分

常設耐震／防止

重大事故等
クラス２

常設耐震／防止

重大事故等

常設／緩和

クラス２

原子炉冷却系統施設

10

非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備

高圧炉心スプレイ系
ストレーナ部ティー

常設耐震／防止

低圧炉心スプレイ系
ストレーナ部ティー

常設耐震／防止残留熱除去系
ストレーナ部ティー
原子炉格納施設

Ｄ＋ＰSA＋ＭSA＋ＳｓＤ＋ＰSA＋ＭSA＋Ｓｓ

Ｄ＋ＰSA＋ＭSA＋Ｓｓ

クラス２

重大事故等

Ｄ＋ＰSA＋ＭSA＋Ｓｓ

クラス２
常設耐震／防止

重大事故等

常設／緩和

クラス２

圧力低減設備その他の安全設備
高圧炉心スプレイ系
ストレーナ部ティー

重大事故等

荷重の組合せ

常設／緩和

重大事故等
クラス２

Ｄ＋ＰSA＋ＭSA＋Ｓｓ

Ｄ＋ＰSA＋ＭSA＋Ｓｓ

許容応力状態ⅤAＳ（ⅤAＳとしてⅣAＳの許容限界を用いる）
ⅤAＳ（ⅤAＳとしてⅣAＳの許容限界を用いる）
ⅤAＳ（ⅤAＳとしてⅣAＳの許容限界を用いる）
ⅤAＳ（ⅤAＳとしてⅣAＳの許容限界を用いる）
ⅤAＳ（ⅤAＳとしてⅣAＳの許容限界を用いる）
ⅤAＳ（ⅤAＳとしてⅣAＳの許容限界を用いる）

注記 ＊：「常設耐震／防止」は常設耐震重要重大事故防止設備，「常設／防止」は常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備，「常設／緩和」は常設重大事故緩和設備を示す。

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

表 4−3 許容応力（クラス２，３管）
許容応力

一次一般

一次応力

一次＋二次一次＋二次状態

膜応力（曲げ応力を含む）

応力＋ピーク応力

Min(Ｓ y,0.6 Ｓ u)

Ｓy

ただし，オーステナイト系ステンレス

ただし，オーステナイト系ステンレス

ⅢA Ｓ

鋼及び高ニッケル合金については 1.2 鋼及び高ニッケル合金については 1.2Ｓ h としてもよい。

ⅣA Ｓ

0.6 Ｓ uＳ h としてもよい。
0.9 Ｓ uＳ d 又はＳ s 地震動のみによる疲労解析を行い疲労累積係数が 1.0 以下であること。ただし，地震動のみによる一次＋二次応力の変動値が 2 Ｓ y 以下であれば，疲労解析は不要である。

11
表 4−4 許容応力（重大事故等クラス２管（クラス２，３管））
許容応力

一次一般

一次応力

一次＋二次一次＋二次状態

膜応力（曲げ応力を含む）

応力＋ピーク応力Ｓ d 又はＳ s 地震動のみによる疲労解析を行ⅣA Ｓ

0.6 Ｓ u0.9 Ｓ uい疲労累積係数が 1.0 以下であること。ただし，地震動のみによる一次＋二次応力の変動
値が 2 Ｓ y 以下であれば，疲労解析は不要でⅤA Ｓ

0.6 Ｓ u0.9 Ｓ uある。

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

表 4−5 使用材料の許容応力評価条件（設計基準対象施設）
評価部材

材料

温度条件

ＳＳｙ

Ｓｕ

Ｓｙ(ＲＴ)

（℃）

(MPa)

(MPa)

(MPa)

(MPa)

―

219377―ティー

表 4−6 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

Ｓｙ

Ｓｕ

Ｓｙ(ＲＴ)

（℃）

(MPa)

(MPa)

(MPa)

(MPa)

―

214377―ティー12

表 4−7 許容応力（設計基準対象施設）(単位：MPa)

許容応力強さ材料

GSTPL 相当

許容応力状態

一次応力

ⅢA Ｓ

Ｐｍ
219

ＰＬ＋Ｐｂ219

ⅣA Ｓ

226

339

一次＋二次応力＊
ＰＬ＋Ｐｂ＋Ｑ438

注記 ＊：二次応力が発生する場合のみ考慮する。
（今回の計算においては，二次応力（通常運転時温度による応力含む。）は発生しない。）

表 4−8 許容応力（重大事故等対処設備）(単位：MPa)

許容応力強さ材料
GSTPL 相当

ⅤA Ｓ

一次＋二次応力＊

一次応力

許容応力状態
Ｐｍ

ＰＬ＋Ｐｂ

ＰＬ＋Ｐｂ＋Ｑ

226

339428

注記 ＊：二次応力が発生する場合のみ考慮する。
（今回の計算においては，二次応力（通常運転時温度による応力含む。）は発生しない。）

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 4-9 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一体として，梁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。なお，本設備はサプレッション・プールに水没している機器であるため，内包水及び排除水の影響を加味し，ストレーナ重量に含んでいる。
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-2-5-4-1-5 R0ＳＴＲＡＮ」に示す。

図 4−1 ストレーナ部ティーの解析モデル13表 4−9 機器諸元
項目単位

入力値

-材質
温度℃

104.5

圧力kPa

310

縦弾性係数

MPa

ストレーナ重量kg

ポアソン比

−要素数個

節点数個

4.4 固有周期NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

固有値解析の結果を表 4−10 に，振動モード図を図 4−2 に示す。
1 次モードは水平方向に卓越し，固有周期が秒，2 次モードは水平方向に卓越し，固有周期が 0.05 秒以下であり，剛であることを確認した。また，鉛直方向は 3 次モード以降で卓越し，固有周期は 0.05 秒以下であり剛であることを確認した。
表 4−10 固有値解析結果

モード

固有周期(s)

刺激係数
卓越方向
ＸＹ

1次2次

図 4−2 振動モード（1 次モード 0.086s）
14Ｚ4.5 設計用地震力評価に用いる設計用地震力を表 4−11 及び表 4−12 に示す。
「弾性設計用地震動Ｓｄ又は静的震度」及び「基準地震動Ｓｓ」による地震力は，添付書類「Ⅴ-2-1-7 設計用床応答曲線の作成方針」に基づく。また，減衰定数は添付書類「Ⅴ-2-1-6地震応答解析の基本方針」に記載の減衰定数を用いる。

表 4−11 設計用地震力（設計基準対象施設）
据付場所
及び設置高さ(m)
格納容器内
EL.-2.5固有周期(ｓ)
水平鉛直方向方向
0.05以下＊1

弾性設計用地震動Ｓｄ又は静的震度
水平方向
鉛直方向
設計震度
設計震度
Ｃ H＝0.53Ｃ V＝0.48又は＊2

基準地震動Ｓｓ
水平方向
設計震度
Ｃ H＝0.96又は＊3減衰定数(%)

鉛直方向
設計震度

水平方向

鉛直方向

Ｃ V＝0.90

1.0*4−

注記 ＊1：固有値解析より 0.05 秒以下であり，剛であることを確認した。

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0＊2：弾性設計用地震動Ｓｄに基づく設備評価用床応答曲線より得られる値＊3：基準地震動Ｓｓに基づく設備評価用床応答曲線より得られる値＊4：溶接構造物に適用される減衰定数の値

表 4−12 設計用地震力（重大事故等対処設備）
据付場所
及び設置高さ(m)
格納容器内
EL.-2.5固有周期(ｓ)
水平鉛直方向方向
0.05以下＊1

弾性設計用地震動Ｓｄ
又は静的震度
水平方向
鉛直方向
設計震度
設計震度−−

基準地震動Ｓｓ
水平方向
設計震度
Ｃ H＝0.96
又は＊2

鉛直方向
設計震度

水平方向

鉛直方向Ｃ V＝0.90

1.0*3−

注記 ＊1：固有値解析より 0.05 秒以下であり，剛であることを確認した。
＊2：基準地震動Ｓｓに基づく設備評価用床応答曲線より得られる値＊3：溶接構造物に適用される減衰定数の値

15減衰定数(%)

4.6 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

4.7 計算条件
4.6.1 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，地震荷重等）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NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0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。
4.6.2 死荷重
RHR 系，HPCS 系，LPCS 系それぞれの死荷重を表 4−13 に示す。

表 4−13 死荷重
部位

RHR 系

ティー

16HPCS 系

LPCS 系

4.6.3 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 4−3 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 4.6.1 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 4−14 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。
モーメント算出点

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0

主管

分岐管

図 4−3 ティーのモーメント算出点

表 4−14 ティーの設計荷重(単位：N・mm)
モーメント荷重1

死荷重2

異物荷重＊13差圧（ＤＢＡ）

4ＳＲＶ荷重

5Ｓｄ*地震荷重

6Ｓｓ地震荷重

7異物Ｓｄ*地震荷重＊28差圧（ＳＡ）

9異物Ｓｓ地震荷重＊2

主管分岐管

注記 ＊1：異物による荷重は死荷重に含めて計算している。
＊2：異物による地震荷重はストレーナの地震荷重に含めて計算している。

17

4.8 応力の評価
4.8.1 ストレーナ部ティー応力評価
4.6 項で求めた応力は表 4-7,表 4-8 以下であること。

5.

評価結果

5.1 設計基準対象施設としての評価結果
ティーの設計基準対象施設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，耐震性を有することを確認した。
(1) 許容応力状態ⅢA Ｓに対する評価
許容応力状態ⅢA Ｓ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 D＋Ｍ D＋Ｓｄ*及びＤ＋Ｐ L＋Ｍ L＋Ｓｄ*の評
NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0価について，それぞれ発生値が高い方の評価を記載している。
(2) 許容応力状態ⅣA Ｓに対する評価
許容応力状態ⅣA Ｓに対する応力評価結果を表 5−2 に示す。
表 4−1 に示す荷重の組合せのうち，Ｄ＋Ｐ D＋Ｍ D＋Ｓｓの評価について評価を記載している。

18

表 5−1 許容応力状態ⅢA Ｓに対する評価結果（Ｄ＋Ｐ D＋Ｍ D＋Ｓｄ*又はＤ＋Ｐ L＋Ｍ L＋Ｓｄ*）
ⅢA Ｓ
発生値
MPa
19

許容応力
MPa
219

判定

備考

○①＊

注記 ＊：①Ｄ＋Ｐ D＋Ｍ D＋Ｓｄ*／②Ｄ＋Ｐ L＋Ｍ L＋Ｓｄ*における結果を示す。

表 5−2 許容応力状態ⅣA Ｓに対する評価結果（Ｄ＋Ｐ D＋Ｍ D＋Ｓｓ）

NT2 補③ Ⅴ-2-5-4-1-5 R0E

ⅣA Ｓ
発生値
MPa

許容応力MPa

判定

備考

25339

○−5.2 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，耐震性を有することを確認した。
(1) 許容応力状態ⅤA Ｓに対する評価
許容応力状態ⅤA Ｓに対する応力評価結果を表 5−3 に示す。
表 4−2 に示す荷重の組合せのうち，Ｄ＋Ｐ SA＋Ｍ SA＋Ｓｓの評価について評価を記載している。
表 5−3 許容応力状態ⅤA Ｓに対する評価結果（Ｄ＋Ｐ SA＋Ｍ SA＋Ｓｓ）
ⅤA Ｓ
発生値
MPa
24

許容応力
MPa
339

19

判定

備考○−