TK-1-867
改1
資料 ２－１

東海第二発電所
工事計画認可申請に係る論点整理について（コメント回答）
平成３０年６月１４日
１
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

工事計画認可申請に係る論点整理について（コメント回答）（１／４）
過去の審査会合※で抽出した工事計画認可申請に係る論点に対するコメントは下表のとおり。今回はその一部について回答する。
※ 第562回審査会合（H30.4.5），第572回審査会合（H30.5.17），第578回審査会合（H30.5.31）

コメント内容

白丸数字

過去の審査会合において，今後の予定として示したもの

黒丸数字

過去の審査会合において，ご指摘を頂いたもの

審査会合
分 類

論

点

ヒアリング

コメント内容6/14回答分 説明状況

耐津波

1

① 止水機構の追従性に係る２次元及び３次元の解析結果

完了（5/31） 5/8，5/22② 止水機構の追従性に係る実証試験（加振試験）結果

完了（5/31）5/22

実証試験結果のうち，鉛直方向に長周期のうねりが出る原因について，３方向同時加振時に出て，鉛直加振で出ないことを踏まえて，合理的に説明できる根拠を示した上で特定すること

次回以降

6/19予定実機解析を工認に適用することを踏まえ，解析の信頼性を示すこと

次回以降

6/19予定次回以降

6/19予定次回以降

6/19予定完了（5/17）－① 加振波のFRSが保管場所のFRSを包絡していること

完了（4/5）－② 加振試験結果

完了（4/5）

－

○

5/18

○

6/8

① 解析モデル長さの影響確認結果（解析モデル長さ2.0m及び2.5m）○

6/1

スタンドパイプ225本モデルにおける補強板が解析に与える影響○

6/1

引張試験における荷重（モーメント）の比較○

6/1

ドライヤスカート部との干渉に係る解析上の扱い○

6/1

鋼製防護壁の止水機構の地震時における追従性

実証試験結果を踏まえて解析にフィードバックする項目はないか，応力評価において実証試験と解析の違いを考慮する必要がないか検討すること
試験結果と実証試験モデル結果の差が浸水防止機能に影響を及ぼすか否かを分析し，今後設計への反映の有無を示すこと

2

防潮堤ル ート 変更 後の 敷地－
遡上津波の浸水深・流速3

可搬型設備の耐震性①

4

機器の動的機能維持評価

耐震

5

－

構造等がＪＥＡＧ適用外の機器に対して，抽出した評価対象部位に係る動的機能維持の評価結果について説明
評価部位「⑥逃がし弁」について，評価項目「加速度」に対する許容値の出典及び適用性を示すこと

スタンドパイプの耐震評価

1

工事計画認可申請に係る論点整理について（コメント回答）（２／４）
審査会合
分 類

論

点

ヒアリング

コメント内容6/14回答分 説明状況

8

設置変更許可段階で示した「敷地全体の原地盤の液状化強度特性」の代表性
設置変更 許可 段階 で示 した ①
及び網羅性解析用液状化強度特性の代
使用済燃料乾式貯蔵建屋を個別の評価対象とした根拠（３つの建屋を除外した
表性及び網羅性理由も含む）及び地盤改良の有無
鋼製 防護 壁の 上部 ・下 部構① 三次元解析（COM３）の評価結果
造の接合部の評価
立坑構造物の解析モデル変① 立坑構造物の評価結果
更9

原子炉建屋基礎盤の耐震評
価

6
7
耐震

地震 観測 記録 を踏 まえた耐機 器の 動的 機能 維持 評価

外部事象

12
13
14

機械設計

次回以降

6/11

次回以降

5/24

次回以降

6/E予定

次回以降

6/E予定

次回以降

6/E予定

使用済燃料プール周辺の3次元応答性状が使用済燃料プールの評価に及ぼす
次回以降
影響

6/E予定

① 局所応力の取扱い，許容限界の説明方針および評価結果
せん断終局強度を適用することの妥当性（今回工認、東二建設時、他サイトのＳ
クラス基礎の設計クライテリアの違いを考慮した説明）① 観測記録がシミュレーション解析結果を上回ることに対する設備影響評価結果

10 震評価への影響

11 （弁の高振動数領域の考慮）

○
次回以降

3/22，
4/16
5/7，
6/下予定

① 高振動数領域まで考慮した評価結果

次回以降
○

次回以降

6/E予定

原子炉建屋の主トラスについて，発生する応力が許容限界を超えないことの確認
完了（4/5）－結果
4/19,
３次元FEMにおける鉄骨材とスラブの拘束条件，実際のスラブの応力，歪の分完了（5/31）
4/27
布，鉄骨材とスラブの接合部の状態を示す
SA時の強度評価における設
強度評価方針として、適用基準は保守側を採用するとしていることに対し，応力完了（5/31）4/26
計方針
係数について現実的な値（0.5）を採用することの考え方
SA時の強度評価における設6/上より
SA時機械荷重（ジェット荷重や主蒸気逃がし安全弁の吹き出し反力）を定量的に①○
計 条 件 （ SA ク ラス ２ 機 器 で順次算出し，順次計算結果を示す
あって，クラス１機器の設計条○
4/19
建設時の設計条件を使用することを含め，強度評価条件の妥当性を示す
件）
降下火砕物に対する建 屋の健全性

強 度評 価に おけ るPCV 動荷

15 重の考慮

SA環境を考慮したPCV閉じ込

16 め機能①① 設計基準事故時の動荷重に包絡されること等の確認結果

○

4/24

DBA・SA時のPCV動荷重を決定する要素を定量的に説明○

4/24より順次① 圧縮永久ひずみ率のデータ拡充による閉じ込め機能の評価値の妥当性

完了（4/5）－② ガスケット増厚による閉じ込め機能の評価における開口量評価の裕度

完了（4/5）－2

工事計画認可申請に係る論点整理について（コメント回答）（３／４）
審査会合
分 類

論

点

ヒアリング

コメント内容6/14回答分 説明状況①

ブローアウトパネル開放の実証試験結果

②

実
証
試
験

17

加振限界試験の目的，実施方法について，要領書に記載のこと

施工 ブローアウトパネル本体の品質・施工管理，保守管理等
機械設計
要
求
機
能

耐震

SRVのSA耐環境性○

6/8,6/11○

6/8,6/11○

6/8,6/11○

6/8,6/11

完了（5/31）

4/26，
5/10

設計差圧（6.9kPa）以下で開放する 設計（設定値）について，クリ ップ開放完了（5/17）
試験結果等を踏まえた考え方－

強制開放装置の位置付け－

完了（5/17）

ブローアウトパネルの要求事項（ 考慮すべき自然現象発生後にDBAが発生する場合，逆にDBA後に自然現象が発生する場合を整理し，公衆被ば 完了（5/17）－
くの影響の観点から整理）
ブローアウトパネルの耐震評価に当た って、ブローアウトパネルの設置・○
6/8,6/11
取付状況を踏まえた固有値の考え方を整理し提示すること
設計基準事故と地震の組合せについて説明すること

18

6/8,6/11

プローアウトパネル閉止装置の実証試験（加振試験）及び開閉動作試験、○6/下予定
気密性能試験の結果
5/17，
実機大モックアップ試験時の予備品の考え方，リスク管理について説明す
完了（5/31）
5/24
ること。
5/17，
リスク管理の試験スケジュール（クリップ幅変更等） をスケジュール追加す完了（5/31）
5/24
ること。
5/17，
実機大のモックアップ（ブローアウトパネル本体，ブローアウトパネル閉止完了（5/31）5/24装置）試験前に試験条件を説明すること。

気密性能試験における流量，断面積の算出方法について説明を要領書に追加すること実施する単体の気密確認試験結果も踏まえて原子炉建屋原子炉棟全体としての気密性能が確保できる見込みであることを説明すること
模擬地震波の床応答スペクトルについて，方向に依存しない応答スペクト
ルのＮＳ／ＥＷ方向への分け方を説明すること

ブロ ーアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法○○

6/8,6/11① SA時の原子炉格納容器内におけるSRV作動環境

完了（4/5）－② SRV（自動減圧機能）の耐環境性完了（4/5）－③ 非常用逃がし安全弁駆動系の耐環境性完了（4/5）－

過去のSRV環境試験条件について対象の機器を明確にして資料に反映

○

4/19

健全性の説明書の中でその他のSA耐環境性について整理・説明

○

5/30

3

工事計画認可申請に係る論点整理について（コメント回答）（４／４）
審査会合
分 類

論

点

ヒアリング

コメント内容6/14回答分 説明状況
施工 コリウムシールドの施工性④

19 MCCI／FCI対策に係る設計

工
認
上
の
扱
い

①
機械設計

20

ＳＭ材の使用制限（ 2.9MPa）

21 を超えた範囲での使用

4/27

工認対象範囲完了（5/31）

4/27

コリウムシールドのドレン水貯蔵機能完了（5/31）

4/27

コリウムシールドライナーの工認上の記載完了（5/31）

4/27

○

6/7

次回以降

6/E予定

排水ラインのラプチャーディスクの扱いについて整理して示すこと。また，ドライウェル内水位調整の機能に悪影響を与えないことを示すこと
試験結果および評価結果

試
験
・
手
順

ＥＣＣＳポンプのＳＡ時でのＮＰ
ＳＨ評価

完了（5/31）試験の再現性（投入異物の撹拌・静定させ，一定の圧力損失データが得完了（5/31）
られることの見解）について示すこと。

5/22

試験手順について示すこと。

完了（5/31）5/22

試験の進捗状況，見通しについて具体的に示すこと。

完了（5/31）5/22

完了（5/17）－－－

使用済燃料プールでの燃料集合体落下時のライニングの健全性評価において，完了（5/31）
水の抵抗を考慮しており，この際に用いている抗力係数について確認する。
○
6/12,② 試験結果および評価結果（試験方法） 6/E予定①

燃料集合体落下時の使用済

22 燃料プールライニングの健全性

CFD解析モデルについて説明すること全般

解析及び試験に係る品質管

23 理

品質管理説明書のヒアリングにおいて、実際の調達管理（解析及び試験）のプロ
セス（検証を含む）について具体的に説明すること○

5/28,6/4

次回以降

6/E予定

4

【論点４】 機器の動的機能維持評価（１／５）＜本論点の経緯＞
第578回審査会合（平成30年5月31日）において，構造等がＪＥＡＧ適用外である機器（スクリュー式ポンプ及びギア式ポンプ）の動的機能維持評価の結果について説明した。この際，評価対象部位である「逃がし弁」の評価項目のうち，加速度の許容値（機能確認済加速度）に対して出典及び適用性について説明するようコメントを受けた。今回は，本コメントに対して説明するものである。

スクリュー式
ポンプ逃がし弁＜コメント＞「逃がし弁」の加速度の許容値（機能確認済加速度）の出典及び適用性について説明すること。
図１ スクリュー式ポンプの構造概要＜回答＞①許容値（機能確認済加速度）の出典について逃がし弁の許容値である機能確認済加速度は，ＪＥＡＧ4601-1991 追補版（以下「ＪＥＡＧ4601」という）の弁駆動部の機能確認済加速度に定められた安全弁のうち，最も小さいＰＷＲ加圧器安全弁の5.0[G]※を参考に設定した（表１）。設定に当たっては，ＰＷＲ加圧器安全弁が縦置きであるのに対し，スクリュー式ポンプ逃がし弁は横置き設置であるため，以下のように配慮している（表２）。
ＰＷＲ加圧器安全弁の水平方向の機能確認済加速度を90°変換して鉛直方向の機能確認済加速度として5.0[G]を適用（①´）することが可能と考えるが，設置向きの違いを勘案して安全側に1.0[Ｇ]を許容値として評価
ＰＷＲ加圧器安全弁で規定していない鉛直方向（弁軸方向）が，スクリュー式ポンプ逃がし弁の水平方向（弁軸方向）になる（③´）ことから，水平方向の許容値に１[Ｇ]を適用※先行プラントにおけるギヤ式ポンプ逃がし弁においても適用している。また，鉛直方向の機能確認済加速度に1.0[Ｇ]を適用している。
表１ ＪＥＡＧ4601で定める 弁駆動部の機能確認済加速度
種別

特殊弁

弁型式

安全弁

機能確認済加速度［Ｇ］

ＢＷＲ主蒸気逃がし
安全弁

9.6

ＰＷＲ加圧器安全弁

5.0

ＰＷＲ主蒸気安全弁

表２ スクリュー式ポンプ逃がし弁の機能確認済加速度の設定の考え方
ＪＥＡＧ4601 ＰＷＲ加圧器安全弁【縦置き】③Ｚ（UD）鉛直：規定なし

スクリュー式ポンプ逃がし弁【横置き】①´Ｚ（UD）鉛直：５Ｇ②Ｙ（EW）水平：５Ｇ

10.0

本体

弁体

②´Ｙ（EW）水平：５Ｇ①Ｘ（NS）水平：５Ｇ

注：ＪＥＡＧ4601-1991追補版 表3.5.10-8 弁駆動部の機能確認済加速度から抜粋して記載③´Ｘ（NS）水平：規定なし

補足：ＪＥＡＣ4601-2008 においては，以下の機能確認済加速度が規定されている。
＜水平＞ ＜鉛直＞
・ＢＷＲ主蒸気逃がし安全弁
9.6[Ｇ]
6.1[Ｇ]
・ＰＷＲ加圧器安全弁
13.0[Ｇ]
3.0[Ｇ]・ＰＷＲ主蒸気安全弁
13.0[Ｇ]
3.0[Ｇ]
10.0[Ｇ]
3.0[Ｇ]・ＰＷＲ主蒸気安全弁※※固有振動数20Hz未満の安全弁

ふた

水平：５Ｇ

鉛直：１Ｇ

ばね

ばねケース

水平：１Ｇ

鉛直：１Ｇ

5

【論点４】 機器の動的機能維持評価（２／５）＜回答＞②許容値（機能確認済加速度）の適用性について
ＪＥＡＧ4601に定められた安全弁とスクリュー式ポンプの逃がし弁の構造は表３に示すとおりであり，両者の構造は同等であるため，ＪＥＡＧ
4601に定められた安全弁の機能確認済加速度が適用可能と考える。
構造はシート部を構成する弁座（本体）と弁体，圧力バウンダリとなる本体とふたにより構成される。
内部流体圧力と，ばねによる弁体押付け力との釣り合いにより開閉動作を行う。
ＪＥＡＧ4601に記載の安全弁の例として口径200A以下と記載されていることに対し，スクリュー式ポンプ逃がし弁のポンプとの取り合い部の口径は200A以下となっている。
表３ ＪＥＡＧ4601で定める安全弁とスクリュー式ポンプ逃がし弁の構造比較
弁種類

ＪＥＡＧ 4601
PWR加圧器安全弁

PWR主蒸気安全弁

スクリュー式ポンプ逃がし弁

BWR主蒸気逃がし安全弁

ふた

本体

弁体

ばねケース

ばね

構造

6

【論点４】 機器の動的機能維持評価（３／４）◆評価結果
地震時の動的機能維持の評価結果を表４～６に示す。すべての評価項目において評価値が許容値以下であることを確認した。
表４ 非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ評価結果
評価部位
基礎ボルト

応力

ポンプ取付ボルト

応力④摺動部 （スリーブ，
主ねじ，従ねじ）
軸系（主ねじ）

クリアランス（スリーブ，主ねじ）
応力

⑥

逃がし弁

加速度

⑧

軸受

面圧

⑨

電動機

加速度

①

③④⑤

項目
引張
せん断
引張
せん断

評価値
4 MPa
4 MPa
3 MPa
2 MPa

許容値
184 MPa
142 MPa433 MPa333 MPa

―
せん断
水平
鉛直
ラジアル(原動機側)
ラジアル(負荷側)
スラスト
水平
鉛直

評価
○
○
○
○
○

8 MPa
0.81 ×9.8m/s20.71 ×9.8m/s2
0.0790 MPa
0.1356 MPa
0.1588 MPa
0.81 ×9.8m/s20.71 ×9.8m/s2

495 MPa
1.0 ×9.8m/s2 ※1.0 ×9.8m/s2 ※4.7 ×9.8m/s2
1.0 ×9.8m/s2

○
○
○
○
○
○
○
○

許容値
184 MPa
142 MPa433 MPa333 MPa

評価
○
○
○
○

表５ 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ評価結果
評価部位
基礎ボルト

応力

ポンプ取付ボルト

応力④摺動部 （スリーブ，
主ねじ，従ねじ）
軸系（主ねじ）

クリアランス（スリーブ，主ねじ）
応力

⑥

逃がし弁

加速度

⑧

軸受

面圧

⑨

電動機

加速度

①

③④⑤

項目
引張
せん断
引張
せん断

評価値
4 MPa
4 MPa
3 MPa
2 MPa

―
せん断
水平
鉛直
ラジアル(原動機側)
ラジアル(負荷側)
スラスト
水平
鉛直

○
8 MPa
0.81 ×9.8m/s20.71 ×9.8m/s2
0.0790 MPa
0.1356 MPa
0.1588 MPa
0.81 ×9.8m/s20.71 ×9.8m/s2

495 MPa
1.0 ×9.8m/s2 ※1.0 ×9.8m/s2 ※4.7 ×9.8m/s2
1.0 ×9.8m/s2

○
○
○
○
○
○
○
○

※：逃がし弁の機能確認済加速度は，ＪＥＡＧ4601-1991 追補版の弁駆動部の機能確認済加速度に定められた安全弁のうち，最も小さいＰＷＲ加圧器安全弁の5.0[Ｇ]を参考に，逃がし弁の設置向きの違いを考慮し1[Ｇ]とした。

7

【論点４】 機器の動的機能維持評価（４／４）
表６ 常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
評価部位
①

基礎ボルト

応力

ポンプ取付ボルト

応力④摺動部 （スリーブ，主ねじ，従ねじ）
軸系（主ねじ）

⑥

逃がし弁

加速度

⑧

軸受

面圧

⑨

電動機

加速度

③④⑤

項目
引張
せん断
引張
せん断

クリアランス（スリーブ，主ねじ）
応力

評価値
4 MPa
4 MPa
3 MPa
3 MPa

許容値
184 MPa
142 MPa433 MPa333 MPa

評価
○
○
○
○

―
せん断
水平
鉛直
ラジアル(原動機側)
ラジアル(負荷側)
スラスト
水平
鉛直

○
6 MPa
0.81 ×9.8m/s20.71 ×9.8m/s2
0.0678 MPa
0.0835 MPa
0.1769 MPa
0.81 ×9.8m/s20.71 ×9.8m/s2

495 MPa
1.0 ×9.8m/s2 ※1.0 ×9.8m/s2 ※4.7 ×9.8m/s2
1.0 ×9.8m/s2

○
○
○
○
○
○
○
○

※：逃がし弁の機能確認済加速度は，ＪＥＡＧ4601-1991 追補版の弁駆動部の機能確認済加速度に定められた安全弁のうち，最も小さいＰＷＲ加圧器安全弁の5.0[Ｇ]を参考に，逃がし弁の設置向きの違いを考慮し1[Ｇ]とした。

参考 スクリュー式ポンプの主要仕様

容量

m3／h

揚程

MPa

最高使用圧力最高使用温度
原動機出力
たて
主要
横
寸法
高さ
合計質量

MPa
℃
kW
mm
mm
mm
kg

非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
1.92以上0.195以上(2C用)
0.156以上(2D用)
1.00
55
1.2
220
470
230
319

高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機燃料移送ポンプ
1.04以上

常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ
3.02以上0.190以上

0.285以上

1.00
55
1.2
220
470
230
319

1.00
55
2.2
220
535
250
360

8

【論点５】 スタンドパイプの耐震評価（１／４）＜本論点の経緯＞
第562回審査会合（平成30年4月5日）において，スタンドパイプに適用する極限解析に関して，解析モデルの妥当性及び極限解析の保守性について説明するとともに，極限解析モデルの妥当性を補完するため，スタンドパイプの解析モデル長さを長くした場合の影響確認（追加解析）結果を示すことを説明している。また，同審査会合において，次葉に示すコメントを受けている。
このため，今回は上記の追加解析結果とコメントに対して説明するものである。
＜確認結果＞
実機スタンドパイプ長さ1.67m～2.35mを考慮し，第562回審査会合（平成30年4月5日）で示した解析モデル長さ1.0m及び1.5m条件での解析に加えて，スタンドパイプ長さによる影響を確認するため，解析モデル長さ2.0m及び2.5m条件での追加解析を実施した。解析の結果，解析モ
デル長さの違いによっても有意な差がないことを確認した。
最外周位置のスタンドパイプ

中心位置のスタンドパイプ

実機長さ（最長）
2.35m

実機長さ（最短）
1.67m

1.5m
～
2.5m

1.0m

図２ 今回工認解析モデル（スタンドパイプ長さ1.0ｍ）

スタンドパイプ

図３ 影響評価モデル（スタンドパイプ長さ1.5ｍ～2.5m）

表１ スタンドパイプ長さの違いによる裕度の比較

図１ スタンドパイプ断面図

スタンドパイプ長さ

許容応力状態

裕度※

備考

1.0m

ⅣＡＳ

1.02

1.5m

ⅣＡＳ

1.02

第562回審査会合
説明範囲

2.0m

ⅣＡＳ

1.02

2.5m

ⅣＡＳ

1.02

今回説明範囲※許容荷重（崩壊荷重の下限値（Pcr）×0.9） ／地震荷重9【論点５】 スタンドパイプの耐震評価（２／４）＜コメント＞①スタンドパイプ225本モデルにおける補強板が解析に与える影響について説明すること。
②引張試験における荷重（モーメント）と極限解析の荷重（モーメント）の差異について定量的に説明すること。
③スタンドパイプの変形に伴う蒸気乾燥器スカートと気水分離器の干渉の有無及び解析上の扱いを整理して説明すること。
＜回答＞①スタンドパイプ225本モデルにおける補強板が解析に与える影響について
第562回審査会合（平成30年4月5日）において，極限解析モデル（1本モデル）の荷重の妥当性を確認するため，実機と同じ全225本のス
タンドパイプをモデル化した場合の荷重の算出結果について説明した。この際，225本のスタンドパイプのモデル化による荷重算出に当たっては，スタンドパイプの大補強板及び小補強板（以下「補強板」という。）が健全であることを前提としているため，補強板の健全性について評価した。評価の結果，補強板に生じる応力は許容応力以下であり，全225本のスタンドパイプをモデル化した解析結果に影響がないことを確認した。

小補強板
大補強板

1.0m
小補強板

（極限解析モデル）

大補強板

図４ スタンドパイプ断面図

図５ スタンドパイプ２２５本モデル図（ＦＥＭモデル）

表２ 補強板の健全性確認結果（許容応力状態ⅣAS）
評価部位
大補強板
小補強板

応力強さ

許容応力

[MPa]

[MPa]

一次一般膜応力

1

91

91.0

一次一般膜応力＋一次曲げ応力

6

136

22.6

一次一般膜応力

1

156

156.0

一次一般膜応力＋一次曲げ応力

1

234

234.0

評価応力

裕度

10

【論点５】 スタンドパイプの耐震評価（３／４）＜回答＞②引張試験における荷重（モーメント）と極限解析の荷重（モーメント）の差異について
第562回審査会合（平成30年4月5日）において，極限解析により得られた許容荷重と1/3スケールの引張試験結果（実機機材料の耐力）について，荷重変位曲線により極限解析の保守性を説明した。説明に当たっては，引張試験により得られた荷重に着目しているため，変位は引張試験結果そのものを示したが，荷重変位曲線における引張試験と極限解析における変位の差異を明確にするため，引張試験により発生する影響要因として，連結ピン及び鏡板のたわみによる生ずる変位を除いて，改めて荷重変位曲線による比較を行った。
その結果，引張試験に基づく荷重変位曲線は，試験体の弾性範囲において，極限解析に基づく荷重変位曲線と良く一致することを確認した。なお，弾塑性域における差異は，極限解析条件として弾完全塑性体の降伏点を2Ｓｙとしているため，実機材料であるオーステナイト
系ステンレス鋼の降伏点Ｓｙとの違いにより生じているものである。
引張試験装置のプルロッド
試験結果（実機材料の耐力）

連結ピン
鏡板
連結ピン

崩壊荷重の下限値（Pcr）

試験後の状態
Ｖ０

Ｖ１

Ｖ２

スタンドパイプ

スタンドパイプ
極限解析結果
引張試験結果に基づく荷重変位曲線
連結ピンのたわみＶ１及び鏡板のたわみＶ２を除いた荷重変位曲線

Ａ：ステンレス鋼の応力－ひずみ線図

鏡板（スタンドパイプの変位）

鏡板（連結ピン及び鏡板のたわみ）引張試験による試験体変位 Ｖｔ
Ｖｔ＝スタンドパイプの変位Ｖ０＋鏡板のたわみＶ１＋連結ピンのたわみＶ２

図６ 引張試験において生じる試験体の変位

Ｂ：応力－ひずみ線図を単純化したもの
補足：極限解析において，弾完全塑性体を用いているが，この理由はオーステ
ナイト系ステンレス鋼の応力－ひずみ線図に明確な降伏点がなく，崩壊荷重の解析が複雑になることから，
応力－ひずみ線図を単純化して，対象物の荷重変位曲線を求めようとし
上図は設計・建設規格（解説PVB-3160）「極限ているためである。

解析に基づく一次応力評価」より抜粋・加筆

図７ 極限解析結果と試験体の荷重変位曲線11

【論点５】 スタンドパイプの耐震評価（４／４）＜回答＞③スタンドパイプの変形に伴う気水分離器と蒸気乾燥器スカートの干渉の有無及び解析上の扱いについて
蒸気乾燥器と気水分離器は，構造的に拘束されておらず，両者間の最小隙間はシュラウドヘッドボルトの上リングと蒸気乾燥器スカートのmmである。このため，スタンドパイプの変形に伴い気水分離器に変位が生じ，蒸気乾燥器スカートに干渉しないかについて，原子炉圧力容器等の大型機器の連成解析に使用している建屋機器連成解析モデルを使用し，時刻歴応答解析にて気水分離器と蒸気乾燥器
間の相対変位量を算定した。また，建屋機器連成解析は弾性解析であるため，スタンドパイプの弾塑性状態を考慮した。
確認の結果，気水分離器と蒸気乾燥器間の相対変位量は，スタンドパイプの弾塑性状態を考慮しても9.4mmと僅かで，気水分離器と蒸気乾燥器間の最小隙間であるmmに対して十分余裕があり干渉することがないことから，極限解析において蒸気乾燥器スカートとの干渉を考慮する必要がないことを確認した。

蒸気乾燥器
蒸気乾燥器スカート
原子炉 圧力容 器

拡大
（図９）

上リング

シュラウドヘッド

mm

気水分離器

気水分離器及び

気水分離器

スタンドパイプ

炉心シュラウド

原子炉圧力容器mm

原子炉圧力容器
スタビライザシュラウドヘッドボルト

図９ 気水分離器と蒸気乾燥器の構造拡大図

図８ 原子炉圧力容器概要図

表３

図10 建屋機器連成解析モデル図

蒸気乾燥器と気水分離器間の相対変位量

相対変位（弾性解析結果）

相対変位（弾塑性状態を考慮）

最大変位

水平２方向考慮

最大変位

水平２方向考慮

5.62mm

7.84mm

6.72mm

9.40mm

許容値（最小隙間）mm12

【論点14】 SA時の強度評価における設計条件（SAクラス２機器であって、クラス１機器の設計条件）（１／３）＜本論点の経緯＞
今回補正における強度評価での機械荷重については，東海第二発電所の既工認と異なること，温度及び圧力については建設時に設定した条件を用いることから，これらの設計条件の妥当性を確認する。
＜コメント＞① SA時機械荷重（ジェット荷重や主蒸気逃がし安全弁の吹き出し反力）を定量的に算出し，順次計算結果を示す。
② 建設時の設計条件を使用することを含め，強度評価条件の妥当性を示すこと。
＜回答＞
下記の条件で強度評価を行うこととしており，重要事故シーケンス等におけるパラメータを上回る評価となることから，設計条件及び設定の考え方は妥当であることを確認した。これらの条件に基づき，順次強度計算を行う。
温度，圧力については，重大事故等時の評価条件を上回る条件を用いることで，保守的な評価を行う
事故時荷重については，重大事故時の荷重として配管破断によるジェット荷重を考慮する
配管破断の想定については，重要事故シーケンス等では再循環系配管の小破断を考慮しているが，強度評価ではより厳しい条件である主蒸気系配管及び再循環系配管の全破断を想定する

13

【論点14】 SA時の強度評価における設計条件（SAクラス２機器であって、クラス１機器の設計条件）（２／３）
表１ 原子炉圧力容器の重大事故等時の強度評価手法
東海第二発電所の手法及び条件手法

運転状態Ⅴの評価

適用規格

JSME設計・建設規格

評価部位①胴，②下鏡板，③原子炉圧力容器スカート，④制御棒駆動機構ハウジング貫通部，⑤原子炉圧力容器ノズル，⑥ブラケット類，⑦主フランジ，⑧上鏡板及びスタッドボルト，⑨中性子計測ハウジング貫通部

評価応力

１次膜応力，一次局部膜応力，一次曲げ応力，特別な応力（部位により軸圧縮，外圧，純せん断，支圧）荷重の組合せP※+M※+D※+A※
P：重大事故等時の圧力 M：機械荷重，D：死荷重 A：事故時荷重※評価部位に応じて差圧又は動圧，流体反力，スクラム反力，ボルト荷重が生じる。

重大事故等時の事故シーケ
ンスと圧力

No.

状態

1
2
3
4
5

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失(長期TB)
全交流動力電源喪失(TBD，TBU)
全交流動力電源喪失(TBP)
崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失の場合)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系故障の場合)

評価条件

6
7

外荷重

圧力
(MPa)
7.79
7.79
8.16
8.16
8.16
7.79

温度
(℃)
295
295
298
298
298
295

事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない

7.79

295

事故時荷重は生じない

8

原子炉停止機能喪失

8.19

298

事故時荷重は生じない

9
10
11

LOCA時注水機能喪失
格納容器バイパス(ISLOCA)
津波浸水による注水機能喪失

7.79
7.79
8.16

295
295
298

配管破断によるジェット荷重
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない

評価圧力・温度

上記事故シーケンスを上回る評価条件：8.62 MPa， 302℃

破断想定点

原子炉圧力容器に厳しいモーメント，せん断力が生じるMS配管及びPLR配管の大破断を想定。

ジェット荷重の入力方法

MS配管及びPLR配管破断を考慮し，ジェット荷重の最大値を入力。原子炉圧力容器の評価点で得られた荷重（モーメント，せん断力）から各部位の強度評価を行う。

14

【論点14】 SA時の強度評価における設計条件（SAクラス２機器であって、クラス１機器の設計条件）（３／３）
表２ クラス１管の重大事故等時の強度評価手法
東海第二発電所の手法及び条件手法

運転状態Ⅴの評価

適用規格

JSME設計・建設規格

評価部位

管

評価応力

一次応力

荷重の組合せP+M+D
P：重大事故等時の圧力 M：重大事故等時の機械荷重（MS配管については，SRV吹き出し反力） D：死荷重

重大事故等時の事故シーケ
ンスと圧力

No.

状態

1
2
3
4
5

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失(長期TB)
全交流動力電源喪失(TBD，TBU)
全交流動力電源喪失(TBP)
崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失の場合)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系故障の場合)

6

評価条件

7

外荷重

圧力
(MPa)
7.79
7.79
8.16
8.16
8.16
7.79

温度
(℃)
295
295
298
298
298
295

事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない

7.79

295

事故時荷重は生じない

8

原子炉停止機能喪失

8.19

298

事故時荷重は生じない

9
10
11

LOCA時注水機能喪失
格納容器バイパス(ISLOCA)
津波浸水による注水機能喪失

7.79
7.79
8.16

295
295
298

配管破断によるジェット荷重
事故時荷重は生じない
事故時荷重は生じない

評価圧力・温度

上記事故シーケンスを上回る評価条件：8.62 MPa， 302℃

破断想定点

原子炉圧力容器に大きい変位が生じるMS配管及びPLR配管の大破断を想定。

ジェット荷重の入力方法• 破断した管は強度評価の評価対象外とする。
• 破断した管のジェット力によりRPV等に変位が生じることで管に二次応力が生じるが，重大事故事象は発生
回数が少なく疲労に顕著な影響を及ぼす繰り返し応力が発生しないことから二次応力は評価を省略する。

15

【論点１５】 強度評価におけるＰＣＶ動荷重の考慮（１／４）＜本論点の経緯＞
第562回審査会合（平成30年4月5日）において，重大事故等時に重要事故シーケンスで想定される動荷重を抽出した。また，
同審査会合において，下記②に示すコメントを受けている。これらの動荷重については，設計基準事故時に想定された荷重とは異なる可能性があることから，SA時に発生する動荷重による原子炉格納容器の健全性への影響を確認した結果を説明する。
＜コメント＞①設計基準事故時の動荷重に包絡されること等の確認結果を示す。
②DBA及びSA時のPCV動荷重を決定する要素について，定量的に説明すること。
＜回答＞
1. 動荷重が生じる事象及びSA時に生じる動荷重の整理
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価におけるシーケンス（以下「重要事故シーケンス等」という。）において，動荷重が生じる事象を抽出した。
(1) 逃がし安全弁の作動に伴うサプレッション・チェンバへの蒸気等の放出(2) 原子炉冷却材喪失時のブローダウン過程における蒸気等の放出(3) 高温の炉心（溶融デブリを含む）と水との接触に伴う蒸気等のサプレッション・チェンバへの移行(4) 格納容器ベント時の蒸気等のサプレッション・チェンバへの移行及びサプレッション・プール水の減圧沸騰
上記事象において，想定される動荷重は以下のとおり（図１） 。
(1)：原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへ蒸気等が流入する際に生じる動荷重(2)～(4)：ドライウェルからサプレッション・チェンバへ蒸気等が流入する際に生じる動荷重(2)，(3)はドライウェル内で発生した蒸気によって，サプレッション・チェンバへ蒸気等が移行(4)はサプレッション・チェンバから圧力を逃すことにより，ドライウェルとサプレッション・チェンバとの差圧によって，ドライウェル内の蒸気等が流入。また，減圧によりサプレッション・チェンバ(4)
内のプール水が飽和温度に達し沸騰。

(1)(2)～(4)

これらの想定される動荷重が設計基準事故時と重大事故等時のパラメータ等を比較し，包絡できることを確認する。
図１ 重大事故時の蒸気等の流れ16

【論点１５】 強度評価におけるＰＣＶ動荷重の考慮（２／４）
2. SA時に検討すべき動荷重
重要事故シーケンス等において，設計基準事故時で考慮されていない動荷重を抽出した（表１）。
設計基準事故で考慮されていない，または現象が異なる動荷重は，以下のとおり。
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）- 逃がし安全弁作動時に原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへ放出される蒸気が過熱蒸気であることから設計基準事故時（飽和蒸気）と性状が異なる
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（ＦＣＩ）- 高温の炉心（デブリを含む）と水との接触に伴う圧力上昇に伴い，サプレッション・チェンバへ
ドライウェル内の非凝縮性ガス等が流入する

表１ 重大事故等に想定される動荷重
重要事故
シーケンス等逃がし
安全弁※１

高圧・低圧注水機能喪失（給水喪失）○

高圧注水・減圧機能喪失（給水喪失）○

全交流動力電源喪失（ＳＢＯ）○

崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）○

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系機能喪失）○

原子炉停止機能喪失（ＡＴＷＳ）○

原子炉冷却材喪失事故時（ＬＯＣＡ）注水機能喪失（中小破断）○

格納容器バイパス（残留熱除去系配管破断）○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
水素燃焼

格納容器ベント時（格納容器過圧・過温破損）- ベント時にサプレッション・チェンバが減圧する
ことによりドライウェルからサプレッション・チェンバへ蒸気が流入するとともにプール水の減圧沸騰が
生じる

動荷重
ＬＯＣＡ
ＦＣＩ※３
※２

ベント※４
●

●

○

●

○

●※

○

●

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）●※●

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（ＦＣＩ）●●※

溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）●●○：設計基準事故時に想定される動荷重と同等以下●：設計基準事故時に考慮されていないもの●※：設計基準事故時に考慮されていないもののうち，動荷重評価で代表するシーケンス※１：前頁(1)の動荷重：FCIとMCCIはDCHと同じシーケンスであり，DCHで評価※２：前頁(2)の動荷重※３：前頁(3)の動荷重：DCHとMCCIはFCIと同じシーケンスであり，FCIで評価※４：前頁(4)の動荷重：給水喪失，残留熱除去系機能喪失及び中小破断は格納容器過圧・過温破損に包絡され，水素燃焼は格納容器過圧・過温と同じシーケンスであり，格納容器過圧・過温破損で評価

設計基準事故時で考慮されていない動荷重に対して，重要事故シーケンス等を整理し，そのときの各パラメータ等を比較し，原子炉格納容器の健全性を確認する。

17

【論点１５】 強度評価におけるＰＣＶ動荷重の考慮（３／４）
3. SA時に生じる動荷重の評価
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）
ＤＣＨ時には，原子炉圧力容器内で発生する蒸気が，露出した燃料からの放熱により過熱蒸気となる。東海第二の実機試験結果（図３）から，蒸気が安定的に凝縮されていれば，動荷重は気泡脈動が支配的であることから，蒸気性状の違いによる蒸気凝縮の影響を確認するため，ＤＣＨ時と設計基準事故時のパラメータを用いて評価を行った。また，本事象では逃がし安全弁を開保持するため，長期的な影響を確認した。この結果，サプレッション・チェンバ内で不安定凝縮は生じることはなく，設計基準事故時の動荷重と同等以下であることを確認した。
逃がし安全弁作動時の短期的な影響- 過熱蒸気と飽和蒸気が有する単位面積あたりのエネルギ（エネルギ流束）が同等であれば，凝縮の挙動が同じと考えられるため，そのときに生じる動荷重も同等と考えられる。過熱蒸気のパラメータから飽和蒸気とした場合のパラメータを算出し（表２） ，既往の試験結果（図２）より，蒸気凝縮時の動荷重が設計基準事故時（0.88kg/cm2g（約86kPa）/-0.41kg/cm2g（約-40kPa））と同等以下であることを確認した。
逃がし安全弁作動後の長期的な影響- 東二の実機試験の結果から，蒸気凝縮による圧力変化は小さいことが確認されている。また，逃がし安全弁作動後長期には蒸気流束も少ないことから，不安定な蒸気凝縮は発生しないため，設計基準事故時と同等以下である（図３）。
表２ 逃がし安全弁作動時のパラメータ
パラメータ

DCH

飽和蒸気換算原子炉圧力容器圧力[MPa]

7.79

7.79

蒸気温度[℃]

約332

約293

蒸気の比エンタルピ[kJ/kg]
排気管の流路断面積[m2]蒸気流束[kg/s/m2]
サプレッション・チェンバへの流入エネルギ流束[kJ/s/m2]

気泡脈動が支配的な圧力変化

蒸気凝縮による圧力変化

図２ クエンチャなしにおける蒸気凝縮に作用する動荷重
図３ 東二実機試験時の逃がし安全弁作動時の圧力振動

出典：NEDO-21061 “MARK II Containment Dynamic Forcing Functions Information Report”

18【論点１５】 強度評価におけるＰＣＶ動荷重の考慮（４／４）
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（ＦＣＩ）
ＦＣＩ時にドライウェルからサプレッション・チェンバへ流入する流体は，ベント管内の水，ドライウェル内の非凝縮性ガス及び蒸気により，動荷重が発生する。有効性評価の解析結果を基に蒸気流量及び流束を算出し，ＬＯＣＡ時に包絡されることから，設計基準事故時の動荷重と同等以下であることを確認した（表３）。
格納容器ベント時
ドライウェルからサプレッション・チェンバへ流入する流体による影響及び減圧沸騰による影響を評価し，設計基準事故時の動荷重と同等以下であることを確認した。
- 格納容器ベント時にドライウェルからサプレッション・チェンバへの流体
格納容器ベント開始の移行量を算出し，ＬＯＣＡ時に包絡されることを確認した（表３）
サブクール度0(℃)到達- 減圧沸騰は，原子炉格納容器が減圧し，サブクール度が0℃以下に達した⇒サプレッション・プール水が時に生じるが，それ以降はドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧が飽和温度に到達
静定するため，急激な減圧沸騰が発生することはなく，影響は小さい。
- 格納容器ベント後長期的にはサプレッション・チェンバ内でチャギングに
約1時間
減圧沸騰
よる動荷重の影響が考えられる。既往の試験結果＊では，大振幅のチャギング荷重は蒸気流束がkg/s/m2，プール水温 ℃以下で確認されており，格納容器ベント後長期ではプール水温は100℃以上，ベント管内の蒸気流束は約 kg/s/m2以下に減少しているため，格納容器ベント開始
長期的な動荷重として影響はない
100

80

60

ル
度

40

ー

サ
ブ
ク

(℃)

20

0

-20

16

17

18

19

20

21

22

23

24

事故後の時間(h)0.8

ドライウェルサプレッション・チェンバ

0.6

格
納
容
器
圧
力

＊：日本原子力研究所：格納容器圧力系信頼性実証試験

表３ サプレッション・チェンバへの水等の移行量
事象
ＬＯＣＡ時のブローダウン過程における高温水・蒸気の放出（格納
容器過圧・過温破損）
原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用（ＦＣＩ）
格納容器ベント時（格納容器過圧・過温破損）

水移行量の最大値（上段：[kg/s]，
下段[kg/s/m2]）

ガス移行量の最大値（上段：[kg/s]，
下段[kg/s/m2]）

蒸気移行量の最大値（上段：[kg/s]，下段[kg/s/m2]）

サプレッション・プール水が飽和温度に0.4到達する時点で格納容器圧力は低下(MPa[gage])

0.2

0.0
16

17

18

19

20

21

22

23

24

事故後の時間(hr)

図４ ベント時のプール水のサブクール度及び原子炉格納容器圧力の推移19【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（1／9）＜本論点の経緯＞
平成29年11月，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈等の一部が改正され，原子炉建屋に設置されたブローアウトパネルに対する要求事項等が明確化された。このため，東海第二発電所のブローアウトパネル及びブローアウトパネル閉止装置が要求機能を満足することを確認するための実証試験等について説明する。
＜コメント＞⑥ 加振台の性能限界加振波による加振試験の目的，実施方法について要領書に記載すること。
＜回 答＞
試験要領書の「３．２ 加振条件」及び「４．３ (4)地震波加振試験」に下記を追記
３．２ 加振条件(1) 基準適合性を確認するための加振（基準地震動Ｓｓ加振波による加振）基準適合性を確認するため，閉止装置の設置位置（最も高所の設置位置）における基準地震動Ｓｓを上回るように設定された加振波を用いて加振を行う。
(2) 閉止装置の耐震裕度を確認するための加振（基準地震動Ｓｓ加振波を超える加振波による加振）
閉止装置の耐震裕度（基準地震動Ssを多少超える地震でも閉止でき，負圧が確保できること）を確認するため，振動台の性能限界（基準地震動Ｓsの1.1倍相当（目標値））での加振波を用いて加振を行う。
４．３ （４）地震波加振試験
加振レベルは4段階に分けて振動台の加振性能限界まで漸増させていく。加振方向は3方向同時とし，閉止装置の開状態，閉状態のそれぞれで実施する。なお，基準地震動Ｓsを超える加振試験として，振動台の性能限界である
基準地震動Ｓsの1.1倍相当（目標値）をレベル4として実施し，閉止装置の耐震裕度を確認する。

20

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（2／9）＜コメント＞⑦ ブローアウトパネル閉止装置の気密性能試験における流量の算出方法について要領書に説明を追加すること。
＜回答＞
・試験要領書の「３．２ 加振条件」及び「４．３ (4)地震波加振試験」に下記を追記
・気密性能試験は，ＡＳＴＭ Ｅ283-4に準じた試験装置を用いる。 排風機により試験容器内の空気を排出し， 試験容器内外に圧力差を生じさせ，試験体のパッキンを通過した空気量を測定する。
ｑ＝Ｑ’／Ａｑ：通気量（m３／h・m２）
Ａ：試験体の内のり面積（m２）Ｑ’：通過した空気量（20℃，1,013hPa換算値）（m３／h）
’=

・

,

・

Ｐ：試験容器内の気圧（hPa）
Ｔ：試験時の空気温度（℃）
・風速計により測定した風速Ｖ（m/s），風量測定管の断面積S(m２）から，通過した空気量Q （m３/h）は，Q=V×S×3,600（m３/h）
なお，風量測定管は，直径φ50mm（通過した空気量が多い場合はφ130mm）を使用する。
風速計
体積 約17m３
パッキン
内のり寸法
排風機能力
最大3,000m ３／h

第1図 試験装置図

内のり面積 約 21m２

第2図 試験体の内のり寸法図

第3図 排風機及び風速計設置状況21【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（3／9）＜コメント＞⑧実施する単体の気密確認試験結果も踏まえて原子炉建屋原子炉棟全体としての気密性能が確保できる見込みであることを説明すること。
＜回答＞
・本閉止装置を設置した場合の63Pa時の漏えい量は，非常用ガス処理系の定格容量の50％程度であり，非常用ガス処理系にて63Pa以上の負圧が達成可能であることを確認

・判定基準：
設計基準と同様に非常用ガス処理系の定格流量3,570m3／h以下の風量で63Pa以上の負圧を確保できること
・既設建屋の推定漏えい量 ： 約1,710m3／h （63Pa時換算)
至近で漏えい量の最も多かった原子炉建屋気密性能試験結果から評価・閉止装置10個の内のり面積の合計 ： 約213m2
・閉止装置単体の漏えい率 ：約 m3／（h・m2）（平成30年5月31日に工場にて実施（加振なし））
以上より，本閉止装置を設置した場合の63Pa時の推定漏えい量は，以下のとおりであり，非常用ガス処理系にて負圧が達成可能である。
1,710m3/h＋

m3/（h･m2）×213m2 ＝m3/h ＜ 3,570m3/h

閉止装置の気密確認試験結果

22

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（4／9）＜コメント＞⑨模擬地震波の床応答スペクトルについて，方向に依存しない応答スペクトルのＮＳ／ＥＷ方向への分け方を説明す
ること。
＜回答＞
・東海第二発電所の基準地震動Ss波のうち，方向に依存しない地震動は①応答スペクトルに基づく地震動Ss-D1と，②2004年北海道留萌支庁南部地震を考慮した地震動の２つであり，いずれの地震動ともに方向性を有さないことから，加振用スペクトル検討においては，①，②については，ＮＳ，ＥＷの両方向ともに同じ応答スペクトルを考慮している。
種類

最大加速度（ｃｍ/ｓ２）

地震動名
NS成分

EW成分

応答スペクトルに基づく地震動

Ss-D1

断層モデルを用いた手法に基
づく地震動

Ss-11

717

619

579

Sｓ-12

871

626

602

Ss-13

903

617

599

Ss-14

586

482

451

Ss-21

901

887

620

Ss-22

1009

874

736

基準地震動Ss

2004年北海道留萌支庁南部地震を考慮した地震動

Ss-31

870

UD成分

610

560

280

23

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（5／9）

Ss-D1の応答スペクトルはNS/EWで同じ

Ss-31（留萌）の応答スペクトルはNS/EWで同じ

24

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（4／9）＜コメント＞③模擬地震波の床応答スペクトルについて，方向に依存しない応答スペクトルのＮＳ／ＥＷ方向への分け方を説明
すること。
＜回答＞
・東海第二発電所の基準地震動Ss波のうち，方向に依存しない地震動は①応答スペクトルに基づく地震動Ss-D1と，②2004年北海道留萌支庁南部地震を考慮した地震動の２つであり，いずれの地震動ともに方向性を有さないことから応答スペクトルとしては，①，②ともにＮＳ，ＥＷの両方向ともに開放基盤面では同じ応答スペクトルを入力としている。

プラント名：東海第二発電所
構造物名 ：原子炉建屋
方向
：水平方向
標高
：EL63.650m
減衰：1.0（％）

・床応答スペクトルについては，建屋モデルがNS/EWで異なるため，①②はNS/EWで同じ応答スペクトルであ
15.0っても，床応答スペクトルはNS/EW方向で若干異なる

Ss-D1_NSSs-D1_EW

水平方向の床応答スペクトル（NS/EWの床応答スペクトルを包絡)

Ss-31_NS
Ss-31_EW

こと，また，①②以外の断層波の応答スペクトルは，
NS/EWで異なることから，床応答スペクトルは度
震NS/EWの各々の方向で作成後，NS/EWを包絡する

10.0

床応答スペクトルを作成している。（左図）

5.0

・なお，模擬地震波は，NS/EWを包絡した床応答スペク
トルとばらつきを考慮した地震の床応答スペクトルの0.0

両方を包絡するように作成している。

0.05

0.1

0.2

0.5

1.0

固 有 周 期 [ s ]25【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（5／9）

Ss-D1の応答スペクトルはNS/EWで同じ

Ss-31（留萌）の応答スペクトルはNS/EWで同じ

26

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（6／9）＜コメント＞⑭ブローアウトパネルについて，設計基準事故と地震の組合せの考え方について説明すること。
＜回 答＞
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）によれば，基準地震動S2（Ss相当）と運転状態Ⅳ（設計基準事故）の組合せは不要であり，
一方，基準地震動S1（Sd相当）と運転状態Ⅳ（設計基準事故）の荷重の組合せは必要と定めている。このため，
本指針に基づき，弾性設計用地震動Ｓｄで開放しない設計とする。
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）では，基準地震動S2（Ss相当）と運転状態Ⅳ（設計基準事故）の組合せは不要と定めている。これは各々が独立事象であるとの前提において、基準地震動の発生頻度と設計基準事故の発生頻度が十分に小さい（10-7／年以下）場合に適用される。
「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」の「環境への放射性物質の異常な放出」に基づく被ばく評価では，安全機能は耐震重要度分類に基づき設計されていることを前提に評価が行われている。したがって，公衆被ばくの観点から考慮すべき設
計基準事故のうち二次格納バウンダリに期待している事故（燃料集合体落下，冷却材喪失事故）は，地震動Sdで開放しない設計を前提することで，上記の発生頻度という観点で判断基準を超えないことを確認している。
一方，運転員の被ばくの観点から考慮すべき設計基準事故（冷却材喪失事故）は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に従い評価を実施しているが，この際のソースタームは，仮想事故相当（事故発生後，原子炉格納容
器内に放出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス100%，よう素50%の割合）として定められている。したがって，前述で取り扱う事故とは位置づけが異なるもの
であり，本ソースタームの条件に対して組合せの観点からブローアウトパネルの開放を考慮する必要はないものと考える。

＜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）より抜粋＞

27

【参考】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法
設計基準事故と地震の組合せの評価に用いた設計基準事故や地震動の発生頻度の出典（5月17日審査会合）

項目

発生頻度

出典

組合せ基準

10-7／年

JEAG4601 重要度分類・許容応力編

燃料集合体落下頻度

10-3／年「発電用軽水型原子炉施設に係る新安全基準骨子案に対する意見募集の結果について」（平成25年4月3日原子力規制庁技術基盤課)

冷却材喪失事故発生頻度

約3×10-3／年

東海第二 PRAの小LOCA発生頻度

Sdを超える地震の発生頻度

10-3／年

東海第二 設置変更許可申請関係書類（まとめ資料「地震による損傷の防止」）のSd年超過確率（10-3／年～10-4／年）
から設定

備 考

燃料集合体落下頻度については明確になっている文献はなく，左記規制庁回答資料に「設計基準事故については，10-3／年～10-4／年の発生頻度を念頭においています。」と記載されていることから， 保守的に10-3／年と設定

Sdを上回る地震が発生した場合に，ブローア
ウトパネルは開放（Sdでは開放しない）するとして評価したため，Sdを超える地震の発生頻度をSd地震の年超過確率（10-3／年～10-4／
年）から設定28

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（7／9）＜コメント＞⑭ブローアウトパネルの耐震評価に当たって，ブローアウトパネルの設置・取付状況を踏まえた固有値の考え方を整理し提示すること。
＜回 答＞
ブローアウトパネルの固有振動数を以下の２つの方法により求め，小さい方をブローアウトパネルの固有値とする。
① ブローアウトパネルの固有振動数を，両端支持（ピン支持）のはりモデルより算出
・評価結果： 固有振動数は約26Ｈｚ

固有振動数算出に用いる記号

固有振動数の算出方法
１次固有振動数 ｆ を「土木学会 構造力学公式集」に基づき以下の式より算出する。
パネル本体は，板材及び芯材の組合せにより剛な断面を有しているとともに，クリップによりパネルを枠に支持させる構造であることから，両端支持はりに単純化したモデルとし，はり
長さはパネル幅とする。
固有振動数算出に用いるデータを右表に示す。
パネル内の芯材の配置の違いにより，固有振動数に相違があるため，剛性の厳しい鉛直方向の値を記載。
（水平方向の固有振動数は，約28Ｈｚ）

記号

単位

定義

数値

ｆ

Hz

ブローアウトパネルの1次固有振動数

25.81

m

はり長さ

3.97

Ｅ

N/m2

ヤング率

2.05×1011

I

m4

断面2次モーメント

1.63×10-4

M

kg/m

質量分布

π2
ｆ
2π 2

500

ＥＩ
ｍ
M

② 実機大モデルの固有振動数をタッピングにて測定し固有振動数，減衰定数を確認する。
・測定結果：1次固有振動数は約25Hｚ
２次固有振動数は約50Hz

鉛直方向の振動水平方向の振動29【参考】【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（１）実機大モデルの固有振動数測定結果
・ブローアウトパネルの１次固有振動数は約25Hｚ，２次固有振動数は約50Hz （ブローアウトパネルは剛構造）（２）実機モックアップ試験結果
・油圧ジャッキによる開放試験を実施し， 設計差圧 6.9kPa以下の荷重（最大荷重59.67kN（差圧3.8kPa相当）でパネ
ルが開放することを確認（３）Sdで開放しないことの確認
・設置位置のSd相当荷重（約25kN）にて開放しないことを確認
コーキング部

コーキング部

開放試験前の状況

コーキング施工状況（パネル下部）

クリップ

パネル開放状況

クリップ開放状況（パネル下部）30

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（8／9）
【状況】
6月9日に第1回目の開放試験実施
・振動計測の結果，１次固有値25Hz，２次固有値は50Hzでブローアウトパネルは剛構造であることを確認（Sd相当荷重では開放しないことを確認）
・設計条件（クリップ数10個）で6.9kPa以下の荷重（最大荷重59.67kN（3.8kPa相当）で開放することを確認
100mm幅のクリップ要素試験を実施中。

1月

試験目的

2月

3月

4月

6月

試験項目
上

要素試験

下

上

下

上

下

上

下

・ブローアウトパネル
が設計圧力（6.9kPa以下）で開放すること

上

下

上

下

結果説明▼

試験計画策定試験体作製
試験装置作製・規定圧力（Sd地震相
当の荷重）では開放し
ないこと

5月

追加試験片準備（コメント反映）

クリップ要素試験

クリップ試験
（幅80mm，30個） 追加クリップ試験（幅100mm，30個）(5/21～5/27)

試験計画策定・資機材準備
実機大モックアップ試験(6/1～6/12)

結果説明▽
実機大試験体作製
2体目(6/15※）△
3体目(調整中）△

開放試験▲１体目（6/9)（データ分析中）BOP型枠（３体分）

BOP本体（３体分）※：シール乾燥状態により多少前後する可能性有31

【論点１７】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法（9／9）
【状況】
5月31日工場にて開閉試験，気密性能試験実施 結果 良好
パッキン耐久試験※を実施し，6月下旬に気密性能の要素試験を実施予定※：JISK6266「直接屋外暴露の再現方法」に基づく紫外線，温度，湿度等の加速試験

1月

試験目的

2月

3月

4月

5月

6月

試験項目
上

下

上

下

上

下

上

下

上

下

上

下

△

・ブローアウトパネル
閉止装置が，電動及び手動にて操作でき，
その機能が設計基準
地震動Ｓｓでも確保できることの確認
・閉止後においても必
要な気密性能が確保できることを確認

実機大試験
Eディフェンス着
加振試験
試験体設計／試験計画策定／材料手配（実機大試験／加振台調整）△
開閉動作確認試験
発送
実機大試験体製作
気密性能試験
構造部材の強度向上
組立，当たり面調整，作動確認 ▲ (5/28～5/31)
気密性能試験 ▲(5/31)

加振・作動・気密性能試験(6/18～6/22)

結果説明▽
要素試験

要素試験①パッキン気密性能試験
今回報告分
要素試験②パッキン耐久性試験
要素試験③電動機等の加振試験

32【参考】 ブローアウトパネル及び関連設備の必要機能と確認方法＜コメント＞⑨模擬地震波の床応答スペクトルについて，方向に依存しない応答スペクトルのＮＳ／ＥＷ方向への分け方を説明すること。
＜回答＞
・東海第二発電所の基準地震動Ss波のうち，方向に依存しない地震動は①応答スペクトルに基づく地震動Ss-D1と，②
2004年北海道留萌支庁南部地震を考慮した地震動の２つであり，いずれの地震動ともに方向性を有さないことから応答スペクトルとしては，①，②ともにＮＳ，ＥＷの両方向ともに開放基盤面では同じ応答スペクトルを入力としている。
・床応答スペクトルは，建屋のモデルがNS/EWで異なるため，①②の応答もNS/EW方向で若干異なり，床応答スペクト
ルは，方向により異なる断層波による応答も含むため，NS/EWの各々の方向で作成されている。
・加振試験での模擬地震波作成のための床応答スペクトル（ターゲットスペクトル）作成においては，NS/EWの両方の床応答スペクトルとばらつきケースを包絡し，このターゲットスペクトルを再現するように地震波を作成している。

方向に依存しない地震（Ss-D1＆留萌）

方向に依存する地震（断層モデル）NS/EWの各FRSを包絡する設計用床応答スペクトル

建屋影響評価で考慮する
ばらつきケース

NS/EWともに同じ応答スペクトルを入力

NS/EW毎の応答スペ
クトルを入力加振波作成のための床応答スペクトル（ターゲットスペクトル）は，NS／EW／ばらつきの全て包絡

建屋モデル（NS/EWで異なる）
ターゲットスペクトルに合致するように地震波をNS/EW別に作成
NS/EWで異なる床応答スペクトル（FRS)

・床応答スペクトルは同じとなるが，地震波形の位相特性θiを乱数として与えることによりNS/EWで異なる地震波形を作成

数学モデルの設定

NS/EWの各FRSを包絡する設計用床応答スペクトル
床応答スペクトルの作成の概要=･･sin(ω ＋θ ）加振用地震波作成の概要

33

【論点１８】 ＳＲＶのＳＡ耐環境性（１／５）＜本論点の経緯＞
第562回審査会合（平成30年4月5日）において，ＳＲＶのSA環境条
件の妥当性及び耐環境性を説明した。同審査会合において，東海第二発電所は新たな設備が多く，早急にＳＡ耐環境性を確認する必要があるとの主旨で，下記及び次葉に示すコメントを受けている。
このため，今回はこれらのコメントに対して説明する。
＜コメント＞④過去のＳＲＶ環境試験条件について対象の機器を明確にして資料に反映すること。
＜回答＞
ＳＲＶ環境試験は，「安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究（平成7年度）」において，本体，補助作動装置（シリンダ，電磁弁等）を組み上げて実施しており，その対象範囲を右図に示す。
なお，当該試験は国内ＢＷＲのＳＲＶを対象として実施したものであり，ＳＲＶを取替える場合においても，本試験の適用は可能である。

安全上重要な機器の信頼性確認に関する研究（平成7年度）の
ＳＲＶ環境試験機器概要図
蒸気暴露試験装置の概要

34

【論点１８】 ＳＲＶのＳＡ耐環境性（２／５）＜コメント＞⑤健全性の説明書の中で，ＳＲＶ以外のＳＡ耐環境性について整理・説明すること。
＜回答＞
１．環境条件の設定• ＳＡ時の環境条件は，原子炉格納容器内，原子炉建屋原子炉棟内， 原子炉建屋原子炉棟外，その他建屋，屋外に対して，様々なシーケンスを包絡する圧力，温度，湿度，放射線をそれぞれ設定した（表１）。
• 機器の発熱や高線量配管近傍に設置され上記設定を超過する設備や，設備対策により上記設定が緩和される設備等はそれらの影響を考慮して，個別に環境条件を設定した。個別に環境条件を設定する考え方を表２に示す。
２．ＳＡ設備の耐環境性の確認• 全てのＳＡ設備の耐環境性（圧力，温度，湿度，放射線）を機器仕様，実証試験等から確認し，環境条件との比較評価を行った。
• また，１．の過程において，設備対策により個別にSA時の環境条件を緩和し，耐環境性を確保した主な設備を表３に示す。
３．結論
上記のとおり全ＳＡ設備について評価した結果，いずれも耐環境性を有していることを確認した。

35

【論点１８】 ＳＲＶのＳＡ耐環境性（２／５）
表１ 重大事故等対処設備の環境条件
No

重大事故等対処設備の
設置エリア

環境条件
圧力

1

2

原子炉格納容器内

原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟内）

・0.62 MPa[gage]・200 ℃（最高235 ℃）
温度・湿度・100 ％（蒸気）放射線・640 kGy/7日間
圧力・大気圧相当・65.6 ℃
・100 ％

温度・湿度

・65.6 ℃
・100％

格納容器バイパス（インターフェイスシステ
ムLOCA）時に使用するSA設備

・65.6 ℃（事象初期100 ℃）
・100 ％(事象初期100 ％(蒸気))主蒸気管破断事故起因のＳＡに使用する
ＳＡ設備

・100 ℃
・100 ％（蒸気）

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故時に使用するＳＡ設備

放射線
圧力

３

・1.7 kGy/7日間
・大気圧
原子炉格納容器外の建屋内
・40 ℃ （屋外 40℃）
（原子炉建屋原子炉棟外及 温度・湿度 ・90％ （屋外 100％）
びその他の建屋内）（屋外）
放射線・３Gy/7日間36【論点１８】 ＳＲＶのＳＡ耐環境性（３／５）
表２ 重大事故等対処設備の個別で設定する環境条件（１／２）
項目

パターン

適用対象

圧力

パターン１

原子炉格納容器内

SA発生初期のみ機能が求められるもので，想定される環
境条件を個別に確認したもの

起動領域計装平均出力領域計装

パターン１

原子炉格納容器内

SA発生初期のみ機能が求められるもので，想定される環
境条件を個別に確認したもの

起動領域計装平均出力領域計装

パターン２

原子炉格納容器内

SA事象の中で，逃がし安全弁による減圧が必要となる条
件を包絡する値

逃がし安全弁

パターン３

原子炉建屋原子炉棟内

生体遮蔽の内側で原子炉格納容器からの熱影響を受けることにより，一律で設定した環境条件を超える温度上昇があると考えられるエリア

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放
射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

パターン４

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内

エリア内の発熱体と，周辺エリアとの熱収支等により個別に重大事故等時の温度を確認したもの

緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレーナ

当該設備専用の空冷装置により冷却するもの

使用済燃料プール監視カメラ

パターン５「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する重大事故等対処設備

パターン６「 格納容器バ イパス（ インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用する重大事故
等対処設備

破断箇所と同区画にあることから高温水及び蒸気による影響を受けるもの

高圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉
注入弁

パターン７

「主蒸気管破断事故」時に使用する重大事故等対処設備

当該重大事故等対処設備を断熱材で囲うことにより，耐性の向上を図るもの

非常用窒素供給系高圧窒素
ボンベ，非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベ

温度

考慮する内容主なSA設備37【論点１８】 ＳＲＶのＳＡ耐環境性（４／５）
表２ 重大事故等対処設備の個別で設定する環境条件（２／２）
項目

パターン

適用対象

パターン１

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内設置するエリアが通常時に空調設備により管理されており， ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒
SA時においても湿度が上昇する原因がなく，重大事故等 挿入機能），原子炉再循環ポ時の湿度を確認したもの
ンプ遮断器手動スイッチ

パターン２

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内

一律で設定した環境条件を超える湿度上昇があると考えられるエリアフィルタ装置，移送ポンプ

パターン３「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」時に使用するSA設備

破断箇所と同区画にあることから蒸気による影響を受ける
もの

高圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉
注入弁

パターン４

「主蒸気管破断事故」時に使用するSA設備

当該設備を気密構造の断熱材で囲うことにより，蒸気による影響を受けないもの

格納容器内水素濃度（ＳＡ），
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

パターン１

原子炉格納容器内

SA発生初期に機能が求められるもので，想定される環境
条件を個別に確認したもの

起動領域計装平均出力領域計装

パターン２

原子炉格納容器内

原子炉格納容器（ドライウェル）内での最大放射線量を包絡する値

逃がし安全弁（安全弁機能）

パターン３

原子炉建屋原子炉棟内

当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近
であり，重大事故時に一律で設定した環境条件を超える恐れのあるもの

常設高圧代替注水系ポンプ，
高圧代替注水系タービン止め
弁

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内

当該重大事故緩和設備を設置するエリアが放射線源付近
で重大事故時に一律で設定した環境条件を超える恐れのあるもの

フィルタ装置，移送ポンプ

パターン４

パターン５

原子炉建屋原子炉棟

SA発生初期のみ機能が求められるもので，想定される環
境条件を個別に確認したもの

ほう酸水注入ポンプ，ほう酸
水貯蔵タンク

原子炉建屋原子炉棟「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」時に使用する設備であり，重大事故等時において想定される放射線を個別に確認したもの

使用済燃料プール監視カメラ

パターン６

湿度

放射線

考慮する内容主なSA設備38【論点１８】 ＳＲＶのＳＡ耐環境性（５／５）
表３ 重大事故等対処設備のうち対策を行い個別に環境条件を緩和した主な設備
ＳＡ設備
使用済燃料プール監視カメラ
非常用窒素供給系高圧窒素
ボンベ
非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

耐環境性の確認対策

内部機器の許容温度については，環 環境条件緩和策を踏まえ 使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を設置
境温度に対して，適切な裕度を確保 て，個別に環境条件を設定 することにより、使用済燃料プール監視カメラがする必要性を確認。
（温度パターン５）
機能維持可能な設計とする。
ボンベ付属安全弁の作動圧力に到 環境条件緩和策を踏まえ ボンベを断熱材で覆うことにより，主蒸気管破断
達しないよう，環境温度に対して，適 て，個別に環境条件を設定 事故発生後の温度環境においても機能維持が可
切な裕度を確保する必要性を確認。 （温度パターン７）
能な設計とする。
サンプリング装置全体を断熱材で覆うことにより，
環境条件緩和策を踏まえ
サンプリング装置の機能維持を図る
主蒸気管破断事故発生後の温度環境においてもて，個別に環境条件を設定
ため，環境温度に対して，適切な裕機能維持が可能な設計とする。また，サンプリン（温度パターン７）
度を確保する必要性を確認。
グ装置は発熱をするため，断熱材内部に空調を（湿度パターン４）
設置する。

39

【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （1／8）＜本論点の経緯＞ ＲＰＶ破損時のペデスタル内水位を1mに維持するため，格納容器床ドレンサンプ導入管（スワンネック）及びスリット形状の排水ラインにより，流入水が確実に排水できることをモックアップ試験
にて確認する。また，設置許可における排水時間評価の妥当性を確認する。
＜コ メ ン ト＞ ①② 異物混入を想定した試験も含め，モックアップ試験の結果について示すこと。
＜ 回
答 ＞ ５月に実施したモックアップ試験について，その内容と評価結果を説明する。

１．試験概要試験設備は，導入管，スリット，下流配管で構成される。（図１－２）
導入管及びスリットは実機形状・寸法を模擬し，内部の流動状況を観察するため透明なアクリル製としている。
材質が実機（ステンレス鋼）と異なるが、表面粗さは同等であり、圧損への影響は小さいことを確認している。

導入管(アクリル製80A)

1000

1000

RPV

ペデスタル

区間①

80A配管

1952

人通用開口部
導入管80A(ステンレス製)

スリット(ステンレス製)

図１－１ ペデスタル排水系概要

区間②

スリット
（アクリル製）

区間②出口
排水弁
区間①出口

図１－２ モックアップ試験装置概要40

【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （2／8）
２．実機評価の考え方
試験結果を踏まえた実機評価の考え方を以下に示す。
• 排水ラインの圧損は，モックアップ試験結果及び机上評価により確認する。
• 流路としての実績，圧損評価実績のないスリットは，導入管と共に実機寸法を模擬したモックアップ試験により圧損を確認する（実際には，導入管～スリット（紫線）に加え試験装置のスリット
出口配管～排出弁（水色線）までの圧損から評価）。
• 評価実績のある通常の鋼管，弁で構成される下流配管について
は，実機配管ルート計画を踏まえた机上評価により確認する。
• 経路全体の圧損を確認し，ペデスタルからの排水時間の評価に適用する。

表２－１ 実機評価に用いる圧損係数
評価部位

圧損係数

導入管入口～
スリット出口試験での評価結果

圧損

圧損計算式※
スリット出口～
ベント管入口机上計算（文献）

注※：日本機械学会編，機械工学便覧

1000

1000

導入管
導入管
(アクリル製80A)

測定区間
80A配管
スリット
（アクリル製）

モックアップ
確認範囲

机上評価
範囲

排水弁
測定区間出口図２－１ 試験での圧損評価部位

図２－２ ペデスタル排水ラインイメージ

41

【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （3／8）
３．排水時間の評価結果
排水試験は50回ほど実施したが，その過程でベント穴形状や位置，導入管／スリット
接続部の形状を変更し，圧損の改善を図った。
改善後の試験結果をもとに，実機体系における排水時間を評価した結果を図３－２に示す。床ドレンと機器ドレンの両流路を考慮した場合，排水時間は約1.5時間となること，また，床ドレン流路のみを考慮した場合も，以下の判断基準を満足することを確認した。
ボトムドレンLOCA時にペデスタル内が満水（人通口開口部下端まで）になった
際，ＲＰＶ破損までの間（約2.7時間）に床ドレン流路からの排水によりペデスタル
水位1ｍまでの排水が可能なこと。

図３－１ 圧損改善策

この排水評価を用い，排水弁の自動閉止時間（水位1.05mから1.0mまでの時間）を約6分と設定する。（炉心損傷後のペデスタル注
水開始からRPV破損までの約1.8時間（事象進展の早い大破断LOCA時）に対して注水操作含め約30分であり十分な余裕はある。）
3.0

3.0

初期水位
（人通用開口部下端）

初期水位（人通用開口部下端）
2.5
ペデスタル水位(m)ペデスタル水位(m)

2.5

2.0

2.0

約1.5時間
約1.5h

約2.6時間
1.5

1.5

1.0

1.0
0

1

2

3

0

排水時間(h)1

2

3

排水時間(h)（ａ）床ドレン流路のみを考慮した場合（ｂ）床ドレン及び機器ドレン流路を考慮した場合

図３－２ 実機排水時間評価42【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （4／8）
４．異物を考慮した試験結果

導入管カバー（多孔板）

図４－１に示すように，導入管には多孔板を用いた導入管
カバーを二重に設置するため，導入管からスリット部に異物が入る可能性は低いが，ペデスタル内にあるケーブルや照明に加え，ECCSストレーナで想定している異物も含めて導入管への到達可否を検討した。
検討結果を表４－１に示す。
導入管に到達する可能性がある異物としてスラッジが挙げられるため，投入する異物としてはスラッジを想定する。

・異物の流入方向（直線的）に穴が重ならない設計

導入管・異物混入防止穴
・カバー間の隙間

図４－１ 導入管カバー
表４－１ 想定した異物及び導入管への到達評価 ※想定異物

ペデスタル内への流入導入管・スリットへの流入

ケーブル

○

ペデスタル内での落下

×カバーで防護，床に沈降

照明○

ペデスタル内での落下

×カバーで防護，床に沈降

保温材

×

ペデスタル内には無い―（評価不要）

塵土×

ペデスタル内には無い―（評価不要）

塗装片○×

水面浮遊，あるいは床に沈降

錆片

○

×

水面浮遊，あるいは床に沈降

スラッジ

○

○

大部分は床に沈降

その他異物(ｽﾃｯｶｰ類)×―（評価不要）

流入，或いはペデスタル
内に存在
ペデスタル内には無い試験に投入するスラッジ量は，
東海第二発電所の床ドレンサンプ
でのスラッジ測定結果の最大値から設定した。
また，スラッジの模擬材としては，
ストレーナでのスラッジ模擬材と同じ酸化鉄を用いた。
※ 4/5審査会合にて詳細を説明済43

【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （5／8）
４．異物を考慮した試験結果（続き）
異物を考慮した試験結果及び流動状況を図４－２，図４－３に示す。 上流側

スラッジ

下流側

図４－２より，スラッジの有無によって排水時間に相違は無く，圧損への影響がないことを確認した。
また，図４－３より，排水中にスラッジはスリットを通過し，スリット
内には滞留しないことを確認した。

５．試験結果による計画への反映
ボトムドレンLOCA時,RPV破損までに排水が問題無く行えることを確認した。
RPV破損時に確実に水位1mを確保する運用として，注水により水位1.05mとしてから水位1mまでに要する時間について試験結果を考慮し，約6分と設定した。

図４－２ スラッジ有無条件での試験結果（水位と時間の関係）

図４－３ 水平スリット上面から見たスラッジの流動状況

44

【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （6／8）＜経緯，コメント＞ ⑦ 5/31審査会合の資料に記載されたペデスタル排水ラインのラプチャ―ディスクの扱いについて，
ドライウェル内水位調整の機能に悪影響を与えないことも含め，整理して示すこと。
＜ 回
答 ＞ その後の検討にて，ラプチャ―ディスクではなく安全弁を設置することとした。
ここでは，安全弁の設置に係る悪影響について整理して示す。
１．安全弁の採用について
万が一，排水配管側が加圧された場合の配管及び弁の損傷を防止するため，デブリによる配管内部の流体が急激に膨張し圧力上昇することを想定して，念のため安全弁を設ける。配管内部の圧力上昇防止の観点では，ラプチャディスクの設置においても機能を満足するが，ラプチャディスクは一度開放されると閉止ができないことから，ペデスタル内の水位維持の観点から安全弁を採用する。
ペデスタル排水系（ベント管への排水配管）に新設する排水弁は，
原子炉圧力容器破損後にペデスタル内の水がサプレッション・
チェンバへ流出することを防止するため，原子炉圧力容器破損前にペデスタル内の水位が1mとなった後に閉とする設計としている。
また，格納容器外側隔離弁については事故発生時に格納容器隔離
信号により閉止される。
原子炉圧力容器の破損により，デブリが格納容器
床ドレンサンプに落下してスリットに流入した際，スリット内部の水がデブリにより加熱され水蒸気が発生すると，水蒸気は配管勾配の上方である導入
管側に流れ，格納容器床ドレンサンプ側に抜ける。
スリット内部でデブリが凝固する際には，体積減少
により圧力パスが形成され，蒸気の発生による配管内部の著しい圧力上昇は起こらない。

45

【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （7／8）
２．安全弁の他設備への悪影響について【通常時の排水への影響】
安全弁は，スリット下流側の廃棄物系ドレン配管の上部に分岐するベント管への排水ライン（ペデスタル排水系）の上部に設置する。
設置高さの関係により，安全弁位置に通常水が流れ込むことは無い。
【圧力による安全弁の誤作動】
安全弁の設計吹き出し圧力（0.62MPa以下）は，排水ライン配管のＳＡ時の最高使用圧力以下とする設計。安全弁を設置している配管はドライウェル気相部と連通し，通常時，設計基準事故時及びＳＡ時に格納容器内の圧力が上昇する場合でも，差圧は加わらない。
格納容器外側隔離弁「閉」の状態で，ペデスタル排水系からの排水時及び排水停止後のペデスタル水位維持の際は，配管内にペデスタルからの静水頭が加わるが，保守的に評価した最大水頭はペデスタル水位と排水配管低部のレベル差である約8.5m（0.08MPa
相当）※であり，その間に設置する安全弁取り付け配管の圧力が安全弁吹出し圧力に達することはないことから，想定される圧力時以外に安全弁が作動することは無い。
※ ペデスタル最大水位（人通用開口部下端：EL.14,608mm）と排水配管低部（格納容器貫通部：EL.6,125mm）とのレベル差【安全弁作動後の格納容器床ドレンサンプの水位管理】
安全弁作動により配管内の圧力を解放後すぐに安全弁は閉じた状態にもどり，設計上の吹き出し圧力以下（0.62MPa以下）では作動することは無い。
このため，安全弁が作動した後でも格納容器床ドレン
サンプへの注水による最大静水頭（最大でも約0.08MPa）では作動することが無く注水による水位管理を阻害しない。
【構造・環境による周囲への影響について】安全弁が設置される配管は，耐震性を確保する設計とするとともに，安全弁は圧力・温度等の環境について
も主配管同等の設計を行う。

３．評価結果安全弁を設置することによる悪影響はない。

46

【論点１９】 ＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策に係る設計 （8／8）
自主対策設備について
詳細設計の段階にて新たに設置を検討・計画した自主対策設備（必要はないが念のため設置する設備）は，申請範囲において，ペデスタル排水ラインの安全弁のみであることを確認した。

47

【論点２２】 燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性（１／２）＜本論点の経緯＞
使用済燃料プールでの燃料集合体落下時のライニングの健全性評価において，運動方程式によって落下エネルギーを評価し，既往の試験における落下エネルギーに包絡されると評価している。この評価に使用したパラメータのうち，抗力係数Cdは単純化した形状の物体に対する文献値であり，長手方向の長さLと代表長さｄの比（L/ｄ）やレイノルズ数について実機を包絡していないことから，模擬燃料集合体を用いた抗力測定試験を実施し，求めた抗力係数から落下エネルギーを評価し，既往の試験に包絡されることを確認する。
また，CFD （Computational Fluid Dynamics)解析を並行して実施し，試験条件（レイノルズ数）を補完する解析も実施する。
＜コメント＞
CFD解析モデルについて説明すること。
チャンネル
（流路）
ボックス

＜回答＞
今回の試験において，試験体の形状については実機と同じものを使用するが，速度及び水温の不足分をレイノルズ数で整理して，CFD解析により抗力係数を求め補完する。

多孔質近似(流動抵抗)

１．解析モデル
燃料集合体外形の詳細形状を模擬（下部タイプレートのCADを使用）
燃料集合体内部形状を多孔質近似（実際の集合体内の流動抵抗係数（燃料設計値）
を設定）

流れ

２．解析手法
解析コード： 汎用熱流体解析コード（STAR-CCM+）
解析手法： 定常単相流解析
乱流モデル： チャンネルボックス近傍をより精緻に計算するモデル
メッシュ条件： チャンネルボックス近傍にメッシュを密に配置し，流速分布を考慮
３．解析条件一様流の中で燃料集合体にかかる抗力を解析＜試験解析＞流体：水（大気圧、20℃），流速：1.3，2.8， 6.0m/s （Re数＝1.7x105 ～7.8x105）＜実機補完＞流体：水（大気圧、65℃），流速： 10.5 m/s（Re数＝2.8x106）

下部
タイプレート燃料集合体
断面図（一様流速）

図１ 解析モデルの概念図
４．使用コードの適用事例
円柱後流部の渦剥離構造において，レイノルズ数 1×105，2×106，1×107に対する抗力係数Cdについて実験値及び他コードとの比較により妥当性確認がなされている（Ahmed Ibrahim, et al “CFD Simulation of Current Past Bluff Body
at High Reynolds Number,” Offshore Technology Conference, OTC-26911-MS, Huston, Texas, USA, May 2016.）
高レイノルズ数体系における複雑形状に対する適用事例多数（航空機，自動車等）

48

【論点２２】 燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性（２／２）＜参考＞【試験条件】○試験体： 模擬燃料集合体（実機８×８型（燃料ペレットなし），
チャンネルボックス付）○計測速度： 1.3m／s，2.8m／s，6.0m／s○計測車走行距離： 130m

抗力

図2 試験体系【評価手順概要】（１）燃料集合体を取り付けた状態で，計測速度毎の抗力を荷重計により計測する(①)。
（２）燃料集合体のみを取外した状態で同様に計測する(②)。
（３）①－②にて差分を取り，試験体のみの抗力を得る。
（４）試験体のみの抗力から抗力係数を求め，抗力係数のレイノルズ数依存性が小さい傾向を確認する。試験体系でのCFD解析により，試験状態を評価し同様の傾向を確認する。
（５）CFD解析により実機状態での抗力係数を計算し，実機の抗力係数を推定する。(図3）（６）抗力係数から落下エネルギーを評価し，既往の燃料集合体落下試験に包絡されることを
実機条件
確認する。
【試験スケジュール】
６月１８日～２０日 模擬燃料集合体による試験実施～２０日 試験条件におけるCFD解析
６月末
試験結果の説明

試験値
● ●
●

Cd

範囲

CFD解析値
0.5
105

Re数

106

図3 試験・解析結果の比較（イメージ）49

東海第二発電所 工事計画において実施する試験について
No.

試験名

試験目的

試験項目

1月

2月

上

下

上

3月
下

上

4月
下

上

5月
下

上

6月
下

上

▼結果説明
試験計画策定・ブローアウトパネルが，設計圧力(6.9kPa)以下で開放することの確認

1

クリップ要素試験
実機大開放機能試験

試験完了

実機大開放試験

試験計画策定／材料手配（実機大試験）／加振台調整

・ブローアウトパネル閉止装置が，電動及び手動にて操作でき，その閉止機能 実機大試験が設計基準地震Ｓｓでも確保できること 加振試験の確認
開閉動作確認試験・閉止後，設計基準地震Ｓｓでも，必要気密性能試験
な気密性能が確保できることの確認

2

試験終了し6/下に結果を説明予定

実機大試験装置製作

クリップ試験

ブローアウトパネル及び関連機器の機能確認試験▽結果説明

追記試験準備 追加クリップ要素試験

クリップ要素試験体，試験装置製作

備 考

下

結果説明▽

実機大試験体製作
作動・気密試験▽
要素試験①パッキン気密性能

・試験体は6/15現着予定・・加振・作動・気密性能試
験は6/18～22で実施予定

加振・作動・気密性能試験

要素試験②電動機等の加振試験
要素試験③パッキン耐久試験
当初試験完了3

ECCS系ポンプストレーナ
圧損試験

・SA時におけるS/P水に流入するデブリを想定しても、ECCS系ポンプ等の有効吸込水頭が確保されることを確認
圧損試験
・ストレーナに付着するデブリ量を見直した追加試験を実施する

ガスケット圧縮永久ひず
み試験

液状化強度試験

6

ジョイント部材に係る性能 防潮堤区間に設置するジョイント部材について、有意な漏えいが生じないことを 引張試験，耐圧試験，耐候性試験
確認試験
確認

7

鋼製防護壁添接板継手部 鋼製防護壁添接板継手部のシール材
シール材に係る性能確認 について、有意な漏えいが生じないこと 耐圧試験
を確認
試験

結果説明▽

試験を実施中で，6/下に結果を説明予定

圧損試験

▼試験条件説明（2/1） ▼データ拡充試験結果説明（3/8）

圧縮永久ひずみ試験（データ拡充）
試験完了

5▼結果説明（5/2）

再試験計画策定／試験準備

PCVのトップヘッドフランジ等で用いるシール材の圧縮永久ひずみ率のデータ 圧縮永久ひずみ試験
拡充及び増厚を検討

液状化強度試験結果を整理し、設置変
更許可段階で示した各地層の解析用液
液状化強度試験
状化強度特性の代表性及び網羅性について確認

結果説明（4/23）▼（追加試験分）試験体製作

4▼結果説明（2/22）▼増厚試験速報説明（3/15）▼結果説明（3/29）
圧縮永久ひずみ試験（増厚検討）

試験完了▼結果説明（速報）（3/22）

供試体作成，液状化強度試験

試験完了

試験装置制作試験完了▼結果説明（4/16） コメント対応中

液状化強度試験結果について整理し，設置変更許可段階で示した各地層の解析用液状化強度特性の代表性及び網羅性を確認済み
ジョイント部材はT.P.+24m
津波の波圧に対しても有意な漏えいが生じないことを確認済み。耐候性試験
では15年相当まで止水シートに劣化が生じないことを確認済み▼結果説明（2/22）▼結果説明（4/12）
耐圧試験

・データ拡充試験により，現状の圧縮永久ひずみ率の設定が妥当であることを確認済み
・増厚したガスケットによる
圧縮永久ひずみ試験により，ガスケットの健全性が確認できたため，増厚が可能であることを確認済み

シール材は，T.P.+24m津
波の波圧に対しても有意な漏えいが生じないことを
確認済み

50

東海第二発電所 工事計画において実施する試験について
No.

試験名

試験目的

試験項目

1月
上

2月
下

上

3月
下

上

5月

4月
下

上

下

上

試験計画策定（試験計画を説明しながら策定中）

8

止水機構の実証試験（加 鋼製防護壁の止水機構について，加振 １次止水機構の加振試験（地震時,，津波＋余震重畳時条件で実試験を実施し追従性を確認
振試験）
施）

試験完了

2/8
▼

6月
下

上

下

備 考

▼結果説明（5/22）

試験計画説明2/27
3/13
3/27 4/3 4/10 4/18▼▼
▼ ▼ ▼ ▼

加振試験
・加振試験終了
・試験結果は説明済み

5/8▼

材料手配，試験装置製作，試験準備

9

スタンドパイプを模擬した
極限解析を用いたスタンドパイプの耐試験体による限界荷重の 震評価手法の保守性を確認
確認

10

統合原子力防災ネット
ワーク設備の加振試験

緊対所の統合原子力防災ネットワーク
LAN収容架（SA）内に設置する通信連 加振試験
絡設備の電気的機能維持確認

11

耐環境試験

設置環境条件に適合することを確認
・圧力伝送器，差圧伝送器
・温度検出器
耐環境試験
・放射線モニタ（圧力，温度，湿度，放射線）・使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
・サーベイメータ等

12

MCCIスリットモックアップ
試験

モックアップによるスリット形状排水ライ
水位維持・排水機能の確認試験
ンの設計の妥当性について確認

1/3スケールによる引張り試験（荷重－変位曲線の取得）

試験完了▼結果説明（速報）（2/1）

1/3スケールの引張り試験
により，極限解析の保守性を確認済み▼結果説明（3/23）▼結果説明（5/30）

固定治具製作/試験

試験完了

試験完了

▼加振試験（5/17,18）▼結果速報（5/30） ・SFPカメラについて耐放▼結果説明（3/27）

SFP監視カメラ用空冷装置試験

試験計画策定射線試験を実施済み
・サーベイメータ等については，先行にて実績のある機器と同等品であることから，成立性に問題ない

サーベイメータ等試験

▼
試験体製作

他社で実施済みの同等品
による加振試験加速度と比して，当社が同確認に必要な加振波が小さいことから，問題ない▼ 計画説明（3/22，4/25）▼結果説明（6/7）

・5月で試験終了
・試験結果は6/7説明

モックアップ試験1314

常設高圧代替注水系ポン 動的機能維持評価に使用するため確認
プ加振試験

SA車両型設備の加振試
験（自社加振試験分）

加振試験⇒加振試験は実施しない

SA車両型設備の加振試験
機能維持確認試験＜対象車両＞
SA車両型設備の加振試験を実施し，転・常設代替高圧電源装置
倒しないこと，機能が維持されることを・可搬型代替注水大型ポンプ
確認
・可搬型代替低圧電源車
・窒素供給装置用電源車
・タンクローリ

結果説明▽ 6月下旬に結果説明予定

試験完了▼結果説明（1/25） コメント対応中

加振試験の結果、加振後においても機器が健全であることを確認済み

51

東海第二発電所 工事計画において実施する試験について
No.

試験名

試験目的

15

SA車両型設備の加振試
験（委託成果開示分）

他電力で実施したSA車両型設備の加振試験の成果の適用（SA車両型設備の加振試験を実施し，転倒しないこと，機能が維持されること
を確認）

16

非常用海水ポンプ複合軸 津波の２次的な影響として、浮遊砂に対する軸受の耐性を確認
受の軸受摩耗試験

試験項目
SA車両型設備の加振試験
機能維持確認試験＜対象車両＞
・常設代替高圧電源装置
・可搬型代替注水中型ポンプ
・窒素供給装置
軸受摩耗試験
（試験装置に軸受供試材を装着し津波時の砂濃度を再現した状態で運転し軸受の健全性が維持されること確認）

1月
上

2月
下

試験完了

上

3月
下

上

5月

4月
下

上

下

上

6月
下

防潮扉・放水路ゲート開
閉装置の加振試験

18

フロート式逆止弁（浸水防 地震後、津波後や津波の繰返しの襲来 ・加振試験を想定した場合においても止水機能が・耐圧・漏えい試験護設備）の加振試験
維持できることを確認

下

備 考

他社から買取した加振試
験結果が当社に適用できることを確認済み▼結果説明（1/25） コメント対応中

試験完了

浮遊砂巻込み対策としての軸受について，耐性を
確認済み

▼結果説明
（5/15）▼結果説明（6/12）

開閉装置の加振試験⇒許可段階で実施した評価用の目標地
防潮扉，放水路ゲートの上部に設置す震波が基準地震動Ssによる防潮扉及る開閉装置について加振試験を実施
び放水路ゲート上部の応答加速度を上し，機能維持していること確認
回る包絡性を確認したため，加振試験は実施しない17

上6/12に結果説明

試験準備

追加実施分
ヒアリング
4/10
▼

試験
評価

▼結果説明（5/29）

逆止弁の加振試験、耐圧試験、漏えい試験を実施し機能に異常のないことを確
認済み

試験完了分
複合体の外部の火災に対する実証試験
複合体の内部の火災に対する実証試験
複合体の不完全な状態を仮定した場合の実証試験
複合体外部の火災に対する実証試験
複合体内部の火災に対する実証試験
複合体が難燃ケーブルと同等以上の難 防火シート機能及びケーブル・ケーブルトレイ
燃性能を確保していることを確認機能に対する確認試験
防火シート・結束ベルトの耐久性試験
複合体の外力(地震)による健全性確認試験
通電機能への影響確認試験
絶縁機能への影響確認試験
化学的影響確認試験

19

複合体に対する実証試験

20

使用ケーブルの難燃性確 安全機能を有する機器等に使用するケーブルが難燃ケーブルであることを
認試験
確認

21

コーキング材の耐久性に 電線管に使用するコーキング材につい コーキング材の耐久性試験て，耐久性を有していることを確認
係る試験

UL垂直燃焼試験
IEEE 383 Std 1974 垂直トレイ燃焼試験

試験完了▼結果説明（4/23）

複合体外部・内部等の実証試験の結果、燃え止まることを確認済み複合体による影響確認試
験の結果、機能への影響がないことを確認済み

試験完了▼結果説明（4/23）

ＵＬ及び垂直トレイ燃焼試
験の結果、燃え止まること
を確認済み

試験完了

▼結果説明（4/23）

貫通部コーキング材の火災耐久試験の結果、耐火性能を有していることを確
認済み52

東海第二発電所 工事計画において実施する試験について
No.

試験名

試験目的
火災受信機，防災表示板及び火災感知器の機能維持確認

22

試験項目
加振試験

火災感知設備及び消火設備の実証試験
ケーブルトレイに適用するハロゲン化物

1月
上
試験完了

2月
下

上

3月
下

上

5月

4月
下

上

下

上

6月
下

上

▼結果説明（5/16）

消火試験の結果、消火性能が確保されていることを確認済み

耐火隔壁が１時間以上又は３時間以上 １時間耐火隔壁の火災耐久試験の耐火性能を有していることを確認
３時間耐火隔壁の火災耐久試験

試験完了▼結果説明（4/23）

耐火壁の火災耐久試験の結果、耐火性能を有していることを確認済み

配管貫通部の火災耐久試験
貫通部シールが３時間以上の耐火性能
ケーブルトレイ及び電線管貫通部の火を有していることを確認
災耐久試験

試験完了

▼結果説明（4/23）

貫通部の火災耐久試験の結果、シール部が耐火性能を有していることを確認
済み

防火扉が３時間以上の耐火性能を有し防火扉の火災耐久試験ていることを確認

試験完了▼結果説明（4/23）

防火扉の火災耐久試験の結果、耐火性能を有していることを確認済み防火ダンパが３時間以上の耐火性能を
防火ダンパの火災耐久試験有していることを確認

試験完了▼結果説明（4/23）

防火ダンパの火災耐久試
験の結果、耐火性能を有していることを確認済み

火災防護対策の系統分離 耐火間仕切りが３時間以上の耐火性能 計装品（現場制御盤，計装ラック）・電気ペネト
レーション用耐火間仕切りの火災耐久試験に使用する隔壁等の耐火 を有していることを確認
計装品（現場制御盤，計装ラック）用耐火間仕性能等実証試験切りの火災耐久試験

水密扉の漏えい試験

加振試験の結果、加振後においても機器が健全であることを確認済み▼結果説明（4/23）

電動弁・電気ペネトレーション用耐火間仕切りの火災耐久試験

24

備 考

試験完了

自動消火設備（局所）について，消火性 ケーブルトレイ消火試験
能が確保されていることを確認

23

下

試験完了

▼結果説明（4/23）

耐火間仕切りの火災耐久試験の結果、耐火性能を有していることを確認済み

発泡性耐火被覆の火災耐久試験の結果、耐火性能を有していることを確認済
みケーブルトレイに使用する発泡性耐火
被覆が１時間以上の耐火性能を有して 発泡性耐火被覆の火災耐久試験
いることを確認

試験完了

電線管ケーブルラッピングが３時間以上の耐火性能を有していることを確認

電線管ケーブルラッピングの火災耐久
試験

試験完了

▼結果説明（4/23）

ラッピングの火災耐久試
験の結果、耐火性能を有していることを確認済み

ケーブルラッピングに伴う許容電流低減率の確認

ケーブルラッピングの許容電流評価試
験

試験完了▼結果説明（4/23）

許容電流評価（電流低減率）試験の結果、通電機能への影響がないことを確
認済み

中央制御室制御盤及び原子炉格納容器の影響軽減対策について，近接する ケーブル，制御盤及び電源盤火災の実
他の構成部品に火災の影響がないこと 証試験
を確認

試験完了

▼結果説明（4/23）

盤の構成部品火災の実証試験の結果、金属バリア
等により影響がないことを確認済み

水密扉の製作時に、水密性を確認

試験完了

耐水漏えい試験▼結果説明（4/23）▼内容説明（4/23）
新規もしくは改造する水密扉の水密試験は扉製作時に実施

水密扉設置時に実施した耐圧漏えい試験の結果，漏えい量が規定値以下であることを確認済み

53

東海第二発電所 工事計画において実施する試験について
No.

試験名

試験目的

試験項目

25

SFP常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズル
SFP常設スプレイヘッダ及び可搬型ス
により、それぞれ使用済燃料ラック全面に放水可 放水範囲確認【機器メーカ実施試験】
プレイノズル放水試験能であることを確認

26

SFP重量物落下時抗力測定試験

1月
上

2月
下

上

3月
下

上

▼結果説明
（可搬型スプレイノズル）

5月

4月
下

上

下

上

6月
下

上

下

備 考
放水範囲をカバーするように放水可能なことを確認
済み

▼結果説明
（常設スプレイヘッダ）
結果説明▽
試験体準備

SFP重量物落下における水抵抗データ拡充による抗力測定試験
燃料集合体抗力係数の確認

予備試験

・試験体は手配済み
・試験は6/18～20で実施
予定

試験

加振試験
(1)放射線計測器類（緊対及び可搬型設備置場）(2)計測器（原子炉建屋及び緊対）
可搬型の放射線計測器類，計測器等の加振後の(3)通信機器類（原子炉建屋及び緊対）機能維持の確認(4)電源設備（原子炉建屋及び可搬型設備置場）(5)照明（原子炉建屋）

27

可搬型設備（その他設備）加振試験

28

通信連絡設備（常設）加振試験

29

緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネット
統合原子力防災ネットワークに接続す ワークに接続する機器（ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ，統合 加振試験
る機器の加振試験
原子力防災ネットワークテレビ会議システム）の加 【他社試験買取】
振後の機能維持確認

30

緊急時対策所内及び屋上アンテナ部に設置される
統合原子力防災ネットワーク設備の加加振試験
統合原子力防災ネットワークのうち衛星系の電路振試験(他社買取）【他社試験買取】
を構成する機器の加振後の機能維持確認

中央制御及び緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）、衛星用アンテナ、衛星用端末装 加振試験
置の加振後の機能維持の確認

試験完了

試験完了

加振試験の結果、加振後においても機器が健全であることを確認済み▼結果説明（3/27） コメント対応中▼資料提出（5/25）

・通信連絡設備の耐震計算書の中で説明
・他社から買取した電気品の加振成果が，当社に適応できることを確認済み▼資料提出（5/28）

他社から買取した加振試
験結果が当社に適応できることを確認済み。No.28と合わせてご説明

他社から買取した加振試
験結果が当社に適応できることを確認済み。No.28と▼結果説明（5/30） 合わせてご説明▼資料提出（5/28）

54