東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号
工認-170 改 10
提出年月日
平成 30 年 10 月 3 日

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

Ⅴ-2-12 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価結果

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2目

次

1.

概要

1

2.

水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響評価に用いる地震動（省略）1

3.

各施設における水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せに対する検討結果

1

3.1 建物・構築物（省略）13.2 機器・配管系

37

3.3 屋外重要土木構造物（省略）53

3.3 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備（省略）

53

1.

概要
本資料は，添付書類「Ⅴ-2-1-1

耐震設計の基本方針の概要」のうち，「4.1

地震力の算定法(2)動的地震力」及び添付書類「Ⅴ-2-1-8 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針」に基づき，水平 2 方向及び鉛直方向地震力により，施設が有する耐震性に及ぼす影響について評価した結果を説明するものである。
2.

水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響評価に用いる地震動（省略）3.

各施設における水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せに対する検討結果

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

3.1 建物・構築物（省略）1

3.2 機器・配管系
3.2.1 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せの評価設備（部位）の抽出
評価対象設備を機種毎に分類した結果を，表 3-2-1 に示す。機種毎に分類した設備の各評価部位，応力分類に対し構造上の特徴から水平 2 方向の地震力による影響を以下の項目より検討し，影響の可能性がある設備を抽出した。
(1) 水平 2 方向の地震力が重畳する観点
水平 1 方向の地震力に加えて，さらに水平直交方向に地震力が重畳した場合，水平 2 方向の地震力による影響を検討し，影響が軽微な設備以外の影響検討が必要となる可能性があるものを抽出する。以下の場合は，水平 2 方向の地震力による影響が軽微な設備であると整理した。なお，ここでの影響が軽微な設備とは，構造上の観点から発生応力への影響に着目し，その増分が１割程度以下となる設備を分類しているが，水平 1 方向地震力による裕度（許容応力／発生応力）が 1.1 未満の設備については個別に検討を行うこととする。
ａ．水平 2 方向の地震力を受けた場合でも，その構造により水平 1 方向の地震力しか負担しないもの

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

横置きの容器等は，水平 2 方向の地震力を想定した場合，水平 1 方向を拘束する構造であることや，水平各方向で振動特性及び荷重の負担断面が異なる構造であることにより，特定の方向の地震力の影響を受ける部位であるため，水平 1 方向の地震力しか負担しないものとして分類した。
ｂ．水平 2 方向の地震力を受けた場合，その構造により最大応力の発生箇所が異なるもの
一様断面を有する容器類の胴板等は，水平 2 方向の地震力を想定した場合，それぞれの水平方向地震力に応じて応力が最大となる箇所があることから，最大応力の発生箇所が異なり，水平 2 方向の地震力を組み合わせても影響が軽微であるものとして分類した。
その他の設備についても同様の理由から最大応力の発生箇所が異なり，水平 2 方向の地震力を組み合わせても影響が軽微であるものとして分類した。
ｃ．水平 2 方向の地震力を組み合わせても水平 1 方向の地震による応力と同等と言えるもの
原子炉圧力容器スタビライザ及び原子炉格納容器スタビライザは，周方向 8 箇所を支持する構造で配置されており，水平 1 方向の地震力を 6 体で支持する設計としており，水平 2 方向の地震力を想定した場合，地震力を負担する部位が増え，また，最大反力を受けもつ部位が異なることで，水平 1 方向の地震力による荷重と水平 2 方向の地震力を想定した場合における荷重が同等になるものであり，水平 2 方向の地震を組み合わせても 1 方向の地震による応力と同等のものと分類した。
スタビライザと同様の支持方式を有するその他の設備についても，同様の理由から
水平 2 方向の地震を組み合わせても 1 方向の地震による応力と同様のものと分類した。
ｄ．従来評価において，水平 2 方向の考慮をした評価を行っているもの
蒸気乾燥器支持ブラケット等は，従来評価において，水平 2 方向地震を考慮した評価を行っているため，水平 2 方向の影響を考慮しても影響がないものとして分類した。
(2) 水平方向とその直交方向が相関する振動モード（ねじれ振動等）が生じる観点
水平方向とその直交方向が相関する振動モードが生じることで有意な影響が生じる可能性
37

のある設備を抽出する。
機器・配管系設備のうち，水平方向の各軸方向に対して均等な構造となっている機器は，評価上有意なねじれ振動は生じない。
一方，３次元的な広がりを持つ配管系等は，系全体として考えた場合，有意なねじれ振動が発生する可能性がある。しかし，水平方向とその直交方向が相関する振動が想定される設
備は，従来設計より３次元のモデル化を行っており，その振動モードは適切に考慮した評価としているため，この観点から抽出される設備は無かった。
(3) 水平 1 方向及び鉛直方向地震力に対する水平 2 方向及び鉛直方向地震力の増分の観点(1)(2)において影響の可能性がある設備について，水平 2 方向の地震力が各方向１：１で入力された場合に各部にかかる荷重や応力を求め，従来の水平 1 方向及び鉛直方向地震力の設計手法による発生値と比較し，その増分により影響の程度を確認し，耐震性への影響が懸念される設備を抽出した。
水平 1 方向に対する水平 2 方向の地震力による発生値の増分の検討は，機種毎の分類にNT2 補② Ⅴ-2-12 R2

対して地震力の寄与度に配慮し耐震裕度が小さい設備（部位）を対象とする。水平 2 方向の地震力の組合せは米国 Regulatory Guide 1.92 の「2.Combining Effects Caused byThree Spatial Components of an Earthquake」を参考として非同時性を考慮した SRSS 法により組み合わせ，発生値の増分を算出する。増分の算出は，従来の評価で考慮している保守性により増分が低減又は包絡されることも考慮する。
・ 従来の評価データを用いた簡易的な算出では，地震・地震以外の応力に分離可能なものは地震による発生値のみ組み合わせた後，地震以外による応力と組み合わせて算出する。
・ 設備（部位）によっては解析等で求められる発生荷重より大きな設計荷重を用いているものもあるため，上記組合せによる発生値を設計荷重が上回ることを確認したものには，水平 2 方向の地震力による発生値の増分はないものとして扱う。
・ 応答軸が明確な設備で，設備の応答軸の方向あるいは厳しい応力が発生する向きへ地震力を入力している場合は，耐震性への影響が懸念されないものとして扱う。
3.2.2 建物・構築物の検討結果を踏まえた機器・配管系の設備の抽出
3.1 項における建物・構築物の影響評価において，原子炉建屋の 3 次元ＦＥＭモデルによる解析結果を基に機器・配管系への影響を検討した結果，耐震性への影響が懸念される部位として，原子炉建屋 6 階の壁及び床の応答が大きくなる傾向が確認された。この傾向を踏まえ，機器・配管系への影響を検討し，影響の可能性がある設備を抽出した。
影響評価を行う設備の抽出においては，壁及び床の応答増幅の影響が小さい位置に設置されている設備や，耐震裕度が大きい設備（2 倍以上）については，応答増幅の影響が軽微であると判断し，抽出対象から除外した。影響評価を行う設備の抽出結果を表 3-2-2 に示す。
なお，3.3 項における屋外重要土木構造物の影響評価において，機器・配管系への影響を検討した結果，耐震性への影響が懸念される部位は抽出されなかった。
38

3.2.3 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の評価部位の抽出結果
3.2.1 項で検討した，水平 2 方向の地震力が重畳する観点，水平方向とその直交方向が相関する振動モード（ねじれ振動等）が生じる観点，水平 1 方向及び鉛直方向地震力に対す
る水平 2 方向及び鉛直方向地震力の増分の観点で，水平 2 方向の地震力による影響の可能性がある設備を抽出した結果を表 3-2-3 に示す。
また，3.2.2 項で検討した，建物・構築物の検討結果を踏まえた機器・配管系の影響評価
設備の評価部位の抽出結果を表 3-2-4 に示す。
3.2.4 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価
3.2.1 項の観点から 3.2.3 項で抽出された設備について，水平 2 方向及び鉛直方向地震力を想定した発生値を以下の方法により算出する。
発生値の算出における水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せは，米国 Regulatory
Guide 1.92 の「2. Combining Effects Caused by Three Spatial Components of an

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2Earthquake」を参考として非同時性を考慮した SRSS 法を適用する。
(1) 従来評価データを用いた算出
従来の水平 1 方向及び鉛直方向地震力を組み合わせた評価結果を用いて，以下の条件により水平 2 方向及び鉛直方向地震力に対する発生値を算出することを基本とする。
・水平各方向及び鉛直方向地震力をそれぞれ個別に用いて従来の発生値を算出している設備は，水平 2 方向及び鉛直方向地震力を組み合わせて水平 2 方向を考慮した発生値の算出を行う。
・水平 1 方向と鉛直方向の地震力を組合せた上で従来の発生値を各方向で算出している設備は，鉛直方向を含んだ水平各方向別の発生値を組み合わせて水平 2 方向を考慮した発生値の算出を行う。
・水平各方向を包絡した床応答曲線による地震力と鉛直方向の地震力を組み合わせた上で従来の発生値を算出している設備は，鉛直方向を含んだ水平各方向同一の発生値を組み合わせて水平 2 方向を考慮した発生値の算出を行う。
また，算出にあたっては必要に応じて以下も考慮する。
・発生値が地震以外の応力成分を含む場合，地震による応力成分と地震以外の応力成分を分けて算出する。
3.2.2 項の観点から 3.2.3 項で抽出された設備について，以下のいずれかの方法を用いて影響評価を行う。
① 3 次元ＦＥＭモデルにより得られた壁及び床の応答震度に係数を掛け，影響評価用の震度を推定し，従来評価に用いている震度（設計条件）若しくは耐震裕度に包絡されることを確認する。
② 質点系モデルに対する 3 次元ＦＥＭモデルの震度比率を求め，設備の耐震裕度に包絡されること若しくは許容応力内に収まることを確認する。

39

3.2.5 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の影響評価結果
3.2.1 項の観点から 3.2.3 項で抽出した以下の設備に対して，3.2.4 項の影響評価条件で算出した発生値に対して設備が有する耐震性への影響を確認した。評価した内容を設備（部位）毎に以下に示し，その影響評価結果については重大事故時等の状態も考慮した結果を表 3-2-5 に示す。
a. 原子炉圧力容器内部構造物

シュラウドヘッド

従来設計では，地震応答解析により水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値は，円筒形容器に対する水平 2 方向地震力の影響検討を行い，そこで得られた発生値の増加率を，水平 1 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値に乗じて算定し，許容値を満足することを確認した。
b. 原子炉圧力容器内部構造物

炉内配管

従来設計では，地震応答解析により水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによNT2 補② Ⅴ-2-12 R2

る発生値は，各方向の地震力による発生値を SRSS 法により組み合わせることで算定し，許容値を満足することを確認した。
c. 原子炉格納容器 円筒部（中央部）
従来設計では，地震応答解析により水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値は，円筒形容器に対する水平 2 方向地震力の影響検討を行い，そこで得られた発生値の増加率を，水平 1 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値に乗じて算定し，許容値を満足することを確認した。
d. 原子炉格納容器 サプレッション・チェンバアクセスハッチ
従来設計では，地震応答解析により水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値は，各方向の地震力による発生値を SRSS 法により組み合わせることで算定し，許容値を満足することを確認した。
e. ベント管 ブレーシング部
従来設計では，地震応答解析により水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値は，各方向の地震力による発生値を SRSS 法により組み合わせることで算定し，許容値を満足することを確認した。
f. 原子炉遮蔽 開口集中部
従来設計では，地震応答解析により水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値は，円筒形容器に対する水平 2 方向地震力の影響検討を行い，そこで得られた発生値の増加率を，水平 1 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる発生値に乗じて算定し，許容値を満足することを確認した。

40

3.2.2 項の観点から 3.2.3 項で抽出した以下の設備に対して，3.2.4 項の影響評価条件で示した評価方法により設備が有する耐震性への影響を確認した。評価した内容を設備（部位）毎に以下に示し，その影響評価結果を表 3-2-6 に示す。
g.

ブローアウトパネル閉止装置
従来評価では，質点系モデルにより水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。3 次元ＦＥＭモデルによる応答増幅を考慮した水平 2 方向及び鉛直方向地震力による評価では，3 次元ＦＥＭモデルにより得られた壁の応答震度に係数を掛け，影響評価用の震度を推定し，従来評価に用いている震度に包絡されるかまたは耐震裕度及び機能維持確認済加速度に包絡されることを確認した。

h.

原子炉建屋外側ブローアウトパネル竜巻防護対策施設
従来評価では，質点系モデルにより水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。3 次元ＦＥＭモデルによる応答増幅を考慮した水平 2 方向及び鉛直方向地震力による評価では，3 次元ＦＥＭモデルにより得られた壁の応答震度に係数を掛け，影響評価用の震度を推定し，従来評価に用いている震度に包絡NT2 補② Ⅴ-2-12 R2されることを確認した。
i.

原子炉建屋クレーン
従来評価では，質点系モデルにより水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。3 次元ＦＥＭモデルによる応答増幅を考慮した水平 2 方向及び鉛直方向地震力による評価では，質点系モデルに対する 3 次元ＦＥＭモデルの震度比率を求め，設備の耐震裕度に包絡されることを確認した。

j.

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ・高レンジ）
従来評価では，質点系モデルにより水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。3 次元ＦＥＭモデルによる応答増幅を考慮した水平 2 方向及び鉛直方向地震力による評価では，3 次元ＦＥＭモデルにより得られた壁の応答震度に係数を掛け，影響評価用の震度を推定し，機能維持確認済加速度に包絡されることを確認した。

k.

原子炉建屋換気系（ダクト）放射線モニタ
従来評価では，質点系モデルにより水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。3 次元ＦＥＭモデルによる応答増幅を考慮した水平 2 方向及び鉛直方向地震力による評価では，3 次元ＦＥＭモデルにより得られた壁の応答震度に係数を掛け，影響評価用の震度を推定し，機能維持確認済加速度に包絡されることを確認した。

l.

燃料取替機
従来評価では，質点系モデルにより水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発生値を算定し，評価を実施している。3 次元ＦＥＭモデルによる応答増幅を考慮した水平 2 方向及び鉛直方向地震力による評価では，質点系モデルに対する 3 次元ＦＥＭモデルの震度比率を求め，これより計算した算出応力が許容値内に収まることを確認した。

m.

使用済燃料貯蔵ラック
従来評価では，質点系モデルにより水平 1 方向及び鉛直方向地震力による当該部の発41

生値を算定し，評価を実施している。3 次元ＦＥＭモデルによる応答増幅を考慮した水平 2 方向及び鉛直方向地震力による評価では，質点系モデルに対する 3 次元ＦＥＭモデルの震度比率を求め，これより計算した算出応力が許容値内に収まることを確認した。
3.2.6 まとめ機器・配管系において，水平 2 方向の地震力の影響を受ける可能性がある設備（部位）について，従来設計手法における保守性も考慮した上で抽出し，従来の水平 1 方向及び鉛直方向地震力の組合せによる設計に対して影響を評価した。その結果，従来設計の発生値を超えて耐震性への影響が懸念される設備については，水平 2 方向及び鉛直方向地震力を想定した発生値が許容値を満足し，設備が有する耐震性に影響のないことを確認した。
本影響評価は，水平 2 方向及び鉛直方向地震力により設備が有する耐震性への影響を確認することを目的としている。そのため，従来設計の発生値をそのまま用いて水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せを評価しており，以下に示す保守側となる要因を含んでいる。
・ 従来設計の発生値（水平 1 方向及び鉛直方向地震力による応力成分と圧力等の地震以NT2 補② Ⅴ-2-12 R2外の応力成分の組合せ）に対して，係数を乗じて水平 2 方向及び鉛直方向地震力を想定した発生値として算出しているため，係数倍不要な鉛直方向地震力による応力成分と圧力等の地震以外の応力成分に対しても係数倍されている。
・ 従来設計において水平各方向を包絡した床応答曲線を各方向に入力している設備は，各方向の大きい方の地震力が水平 2 方向に働くことを想定した発生値として算出している。
また，建物・構築物の影響評価において，原子炉建屋 3 次元ＦＥＭモデルによる解析結果を基に機器・配管系への影響を検討した結果，耐震性への影響が懸念される部位として，原子炉建屋 6 階の壁及び床の応答が大きくなる傾向が確認されたが，当該応答の増幅を考慮しても，設備の健全性が確保できることを確認した。
以上のことから，水平 2 方向及び鉛直方向地震力については，機器・配管系が有する耐震性に影響がないことを確認した。

42

表 3-2-1 水平 2 方向入力の影響検討対象設備
設

備部

位上部胴
炉心シュラウド

中間胴
下部胴
レグ

シュラウドサポート
炉心支持構造物

プレート
下部胴

上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具
制御棒案内管NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

シリンダ

グリッドプレート
補強ビーム
支持板
中央燃料支持金具
周辺燃料支持金具
長手中央部
下部溶接部
胴板

胴板

下部鏡板

下部鏡板

下部鏡板と胴板の結合部
下部鏡板とスカートの結合部

制御棒駆動機構ハウジン スタブチューブ
原子炉圧力容器

グ貫通部

ハウジング

ノズル

各部位
スタビライザブラケット

ブラケット類スチームドライヤサポートブラケット
炉心スプレイブラケット
給水スパージャブラケット

原子炉圧力容器支持構造物

原子炉圧力容器スカート
原子炉圧力容器基礎ボル
ト

スカート
基礎ボルト

43

設

備部

位

原子炉圧力容器スタビラ
イザ
原子炉圧力容器
付属構造物

原子炉格納容器スタビラ

各部位

イザ
制御棒駆動機構ハウジン レストレイントビーム
グ支持金具

ボルト
ユニットサポート

蒸気乾燥器
気水分離器及びスタンドパイプ
原子炉圧力容器

シュラウドヘッド

内部構造物

中性子計測案内管NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

スパージャ
炉内配管

耐震サポート
各部位
各部位
各部位
ライザ

ジェットポンプ

ディフューザライザブレース
ラック部材

使用済燃料貯蔵ラック(共通ベース含む)

基礎ボルト
ラック取付ボルト

使用済燃料乾式貯蔵容器
四脚たて置円筒形容器

各部位
胴板
脚
胴板

横置円筒形容器

脚
基礎ボルト
コラムパイプ

たて軸ポンプ

バレルケーシング
基礎ボルト
取付ボルト

ECCS ストレーナ

各部位

44

設

備部

位

横軸ポンプ
ポンプ駆動用タービン
海水ストレーナ

基礎ボルト

空調ファン

取付ボルト

空調ユニット
空気圧縮機
制御棒駆動機構

各部位
フレーム

水圧制御ユニット

取付ボルト

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

平底たて置円筒形容器

胴板
基礎ボルト

核計装設備

各部位

伝送ラック

取付ボルト

制御盤

取付ボルト
サプレッション・チェ 中央部
ンバ底部ライナ部

周辺部

原子炉格納容器胴

各部位

上部シアラグ及びスタビライザ
下部シアラグ及びダイ
ヤフラムブラケット
原子炉格納容器

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
胴アンカ部
配管貫通部
電気配線貫通部各部位
上部シアラグと原子炉格納容器胴との結合部
下部シアラグと原子炉格納容器胴との結号部
本体と補強板との結合部
補強板と原子炉格納容器胴一般部との結合部
各部位
コンクリート原子炉格納容器胴とスリーブとの結合部
原子炉格納容器胴と補強板との結合部
原子炉格納容器胴とスリーブとの結合部
補強板結合部

45

設

備部

位

ＲＣスラブ
大梁
ダイヤフラム・フロア

小梁
柱シヤーコネクタ

ベント管

上部
ブレーシング部
上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

下部ドライウェルスプレイヘッダ案内管
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

ブローアウトパネル

ブローアウトパネル

ブローアウトパネル閉止装置

各部位

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

原子炉建屋外側ブローアウトパネル竜巻防護対策施設
可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ
非常用ガス処理系排気筒
ディーゼル発電機

各部位
ブレース
ベース取付溶接部
筒身
サポート
基礎ボルト
取付ボルト
側板

プレート式熱交換器

脚取付ボルト
胴板
振れ止め

ラグ支持たて置円筒形容器

ラグ
取付ボルト
基礎ボルト

その他電源設備
配管本体，サポート（多質点梁モデル解析）
矩形構造の架構設備（静的触媒式水素再結合器，架台を含む）

取付ボルト
配管，サポート
各部位

通信連絡設備（アンテナ）

基礎ボルト

水位計

取付ボルト

温度計

溶接部
46

設

備部

監視カメラ

基礎ボルト

防潮扉

各部位

放水路ゲート

各部位

貫通部止水処置

モルタル

浸水防止蓋
逆流防止逆止弁
原子炉ウェル遮蔽ブロック

原子炉本体の基礎位

蓋
固定ボルト
各部位
本体
支持部
円筒部
脚部アンカー部
燃料取替機構造物フレーム
ブリッジ脱線防止ラグ(本体)NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

トロリ脱線防止ラグ(本体)
燃料取替機

走行レール
横行レール
ブリッジ脱線防止ラグ(取付ボルト)
トロリ脱線防止ラグ(取付ボルト)
吊具
クレーン本体ガーダ
落下防止金具

原子炉建屋クレーン

トロリストッパ
トロリ吊具
ガーダ
浮上防止装置（つめ）

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン

浮上防止装置（取付ボルト）
走行レール（取付ボルト）
横行レール（溶接部）
横行レール（取付ボルト）
一般胴部

原子炉遮蔽

開口集中部
アンカーボルト
シアプレート47

表 3-2-2 建物・構築物の検討結果を踏まえた機器・配管系の影響評価設備の抽出結果
設

備部 位
ガイドレールブローアウトパネル閉止装置

動的機能維持原子炉建屋外側ブローアウトパネル竜巻防護対策施設

構造部材
落下防止金具

原子炉建屋クレーン

ワイヤロープ

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ・高レンジ）

電気的機能維持

原子炉建屋換気系（ダクト）放射線モニタ

電気的機能維持

燃料取替機

横行レール
ラック取付ボルト110 体ラック

ラック取付ボルト

共通ベース

基礎ボルト

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

使用済燃料貯蔵ラック

70 体ラック48

表 3-2-3 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の評価部位の抽出結果（凡例）○：影響の可能性あり△：影響軽微水平 2 方向及び鉛直方向地震力の影響の可能性
設備（機種）及び部位

3.2.1 項（1）及び（2）の観点

3.2.1 項

原子炉圧力容器付属構造物（原子炉圧力容器スタビラ

検討結果（3）の観点

構造上の観点から水平 2 方向地震△△

イザ）

力による評価は，水平 1 方向地震力による評価に包絡される。
材料物性のばらつきを考慮した水

原子炉圧力容器内部構造物（スタンドパイプ）△△平 2 方向の地震力による評価が，水平 1 方向地震力による評価に包NT2 補② Ⅴ-2-12 R2絡される。
原子炉圧力容器内部構造物（シュラウドヘッド）
原子炉圧力容器内部構造物（炉内配管）
原子炉格納容器（円筒部）
原子炉格納容器（上部シアラグ及びスタビライザ）△○

影響評価結果は表 3-2-5 参照。

○○

影響評価結果は表 3-2-5 参照。

△○

影響評価結果は表 3-2-5 参照。
構造上の観点から水平 2 方向地震△△力による評価は，水平 1 方向地震力による評価に包絡される。

原子炉格納容器（サプレッション・チェンバアクセス△○

影響評価結果は表 3-2-5 参照。

△○

影響評価結果は表 3-2-5 参照。

ハッチ）
ベント管

構造上の観点から水平 2 方向地震
原子炉本体の基礎△△力による評価は，水平 1 方向地震力による評価に包絡される。
構造上の観点から水平 2 方向地震

燃料取替機

△△

力による評価は，水平 1 方向地震力による評価に包絡される。

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
原子炉遮蔽

構造上の観点から水平 2 方向地震△△力による評価は，水平 1 方向地震力による評価に包絡される。

△

○
49

影響評価結果は表 3-2-5 参照。

表 3-2-4 建物・構築物の検討結果を踏まえた機器・配管系の影響評価設備の評価部位の抽出結果（凡例）○：影響の可能性あり△：影響軽微建物・構築物の検討結果を踏まえた機器・配管系への影響の可能性

設備（機種）及び部位
3.2.2 項の観点
ブローアウトパネル閉止装置

検討結果

○

影響評価結果は表 3-2-6 参照○

影響評価結果は表 3-2-6 参照○影響評価結果は表 3-2-6 参照○

影響評価結果は表 3-2-6 参照○

影響評価結果は表 3-2-6 参照

燃料取替機

○

影響評価結果は表 3-2-6 参照

使用済燃料貯蔵ラック○

影響評価結果は表 3-2-6 参照

原子炉建屋外側ブローアウト
パネル竜巻防護対策施設
原子炉建屋クレーン
使用済燃料プールエリア放射
NT2 補② Ⅴ-2-12 R2線モニタ（低レンジ・高レンジ）
原子炉建屋換気系（ダクト）放射線モニタ50

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

表 3-2-5 水平 2 方向及び鉛直方向地震力による影響評価結果

評価対象設備原子炉圧力容器
内部構造物

シュラウドヘッド
炉内配管
原子炉格納容器胴

51

原子炉格納容器

サプレッション・チェ
ンバアクセスハッチ

評価部位

シュラウドヘッド

応力分類

一次一般膜＋一次曲げ応力強さ

発生想定値

発生値

MPa

MPa

MPa

187

208

254228229261許容値

一次一般膜＋（原子炉圧力容器内部）一次曲げ応力強さ

円筒部（中央部）

一次一般膜応力強さ

227

252

253

サプレッション・チェン

一次＋二次応力強さ＊668742393

疲労評価

0.428

0.646

1291379

380

一次＋二次応力強さ＊422518458

疲労評価

―

0.112

1

組合せ応力

204227235

備考

バ円筒胴と補強板との結合部（P6-3）

ブレーシング部

原子炉遮蔽

2 方向

低圧炉心スプレイ配管

一次一般膜＋ベント管

従来

開口集中部

一次曲げ応力強さ

単位：なし

単位：なし

注記 ＊：一次＋二次応力評価結果は許容値を満足しないが，ＪＥＡＧ4601・補-1984 に基づいて疲労評価を行い，この結果より耐震性を有することを確認した。

NT2 補② Ⅴ-2-12 R2

表 3-2-6 建物・構築物の検討結果を踏まえた機器・配管系の影響評価結果
評価対象設備評価部位

評価方法

3 次元ＦＥＭ

従来評価の想定発生値

設計条件（判定基準）判定

構造部材

推定震度と設計条件の比較

3.91（震度）4.18（震度）○

動的機能維持

推定震度と設計条件の比較

1.79（震度）3.96（震度）○

推定震度と設計条件の比較

7.93（震度）6.33（震度）−＊

震度比率と耐震裕度の比較

1.26（比率）1.30（裕度）○＊

動的機能維持

推定震度と設計条件の比較

3.31（震度）3.96（震度）○

構造部材

推定震度と設計条件の比較

8.95（震度）9.43（震度）○

落下防止金具

震度比率と耐震裕度の比較

2.45（比率）5.23（裕度）○

ワイヤロープ

震度比率と耐震裕度の比較

1.19（比率）1.47（裕度）○

電気的機能維持

推定震度と設計条件の比較

2.59（震度）3.00（震度）○

原子炉建屋換気系（ダクト）放射線モニタ

電気的機能維持

推定震度と設計条件の比較

2.61（震度）3.00（震度）

○

燃料取替機

横行レール

算出応力と許容応力の比較

475（MPa）483（MPa）○

70 体ラック

ラック取付ボルト

算出応力と許容応力の比較

134（MPa）

153（MPa）○

110 体ラック

ラック取付ボルト

算出応力と許容応力の比較

105（MPa）

153（MPa）

○

共通ベース

基礎ボルト

算出応力と許容応力の比較

130（MPa）

153（MPa）○

閉状態
ブローアウトパネル閉止装置
開状態

原子炉建屋外側ブローアウトパネル竜巻防護対策施設
52

原子炉建屋クレーン
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ・高レンジ）

使用済燃料貯蔵ラック
注記

ガイドレール＊：3 次元ＦＥＭモデルによる震度から推定した震度が，設計条件である震度を超過することから，耐震裕度（1.30）の震度比率（1.26＝7.93/1.30）に対する包絡性を確認し，包絡できていることから耐震性を有することを確認した。

3.3 屋外重要土木構造物（省略）NT2 補② Ⅴ-2-12 R2E

3.3 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備（省略）