東海第二発電所 審査資料
資料番号PD-1-14 改 17
提出年月日
平成 29 年 10 月 4 日

東海第二発電所

地震による損傷の防止

平成 29 年 10 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 4 条：地震による損傷の防止
目

次

第１部
1. 基本方針
1.1 要求事項の整理

下線部：今回提出範囲

1.2 追加要求事項に対する適合性（１）位置，構造及び設備（２）安全設計方針（３）適合性説明
1.3 気象等
1.4 設備等1.5 手順等
第２部
1. 耐震設計の基本方針
1.1 基本方針
1.2 適用規格
2. 耐震設計上の重要度分類
2.1 重要度分類の基本方針
2.2 耐震重要度分類
3. 設計用地震力
3.1 地震力の算定法
3.2 設計用地震力
4. 荷重の組合せと許容限界
4.1 基本方針
5. 地震応答解析の方針
5.1 建物・構築物
5.2 機器・配管系
5.3 屋外重要土木構造物
5.4 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備
又は津波監視設備が設置された建物・構築物
6. 設計用減衰定数
7. 耐震重要施設の安全機能への下位クラス施設の波及的影響
8. 水平２方向及び鉛直方向の地震力の組合せに関する影響評価方針
9. 構造計画と配置計画

（別

添）

別添－1

設計用地震力別添－2

動的機能維持の評価

別添－3

弾性設計用地震動Ｓ ｄ ・静的地震力による評価

別添－4

上位クラス施設の安全機能への下位クラス施設の波及的影響の検討について別添－5

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

別添－6

屋外重要土木構造物の耐震評価における断面選定の考え方

別添－7

主要建屋の構造概要について

（別

紙）

別紙－1

既工認との手法の相違点の整理について（設置変更許可申請段階
での整理）

別紙－2

原子炉建屋の地震応答解析モデルについて

別紙－3

原子炉建屋屋根トラス評価モデルへの弾塑性解析適用について

別紙－4

土木構造物の解析手法及び解析モデルの精緻化について

別紙－5

機器・配管系における手法の変更点について

別紙－6

下位クラス施設の波及的影響の検討について

別紙－7

水平 2 方向及び鉛直方向地震力の適切な組合せに関する検討につ
いて

別紙－8

屋外重要土木構造物の耐震評価における断面選定について

別紙－9

使用済燃料乾式貯蔵建屋の評価方針について

別紙－10 液状化影響の検討方針について
別紙－11 屋外二重管の基礎構造の設計方針について
別紙－12 既設設備に対する耐震補強について
別紙－13 動的機能維持評価の検討方針について別紙－５

東海第二発電所

機器・配管系における手法の変更点について（耐震）

４条－別紙５－1

1.

はじめに
今回工認における機器・配管系の耐震評価において，既工認から評価手法を変更するものについて，「別紙１

既工認との手法の相違点の整理について（設置変更許可申請段階での整理）」の整理結果を踏まえ，以下に結果を示すものである。

2.

手法の相違点(1)

原子炉建屋クレーンへの非線形時刻歴応答解析の適用
原子炉建屋クレーンの解析では，より詳細な手法を用いる観点から，すべり及び浮き上がりの条件を考慮した非線形時刻歴応答解析にて評価を実施する。原子炉建屋クレーンの非線形時刻歴応答解析の適用については，
他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料１参照）。

(2)

ポンプ等の解析モデルの精緻化
最新の工認実績等を踏まえ，ポンプ等の一部設備に対して解析モデルの質点数の変更，設備の支持構造に沿った解析モデルの精緻化を行う。多質点モデルによる地震応答解析モデルの適用は，他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料２参照）。

(3)

容器等の応力解析へのＦＥＭモデルの適用
既工認において，公式等による評価にて耐震計算を実施していた設備について，３次元ＦＥＭモデル，多質点モデルを適用した耐震評価を実施する。ＦＥＭモデルを用いて応力解析を行う手法は，他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料３参照）。
(4)

解析コードの変更
今回工認における格納容器，原子炉圧力容器等の主要設備の耐震評価に４条－別紙５－2

適用する解析コードについては，建設時に適用した解析コードから他プラントを含む既工認において適用実績がある解析コードに変更する（詳細は添付資料４参照）。
(5)

最新知見として得られた減衰定数の採用
最新知見として得られた減衰定数を採用する設備は以下のとおりであり，その値は，振動試験結果等を踏まえ，設計評価用として安全側に設定した減衰定数を採用したものである。
また，鉛直方向の動的地震力を適用することに伴い，鉛直方向の設計用
減衰定数についても新たに設定している。
天井クレーン，燃料取替機及び配管系の減衰定数並びに鉛直方向の設計
用減衰定数は他プラントを含む既工認において適用実績がある（詳細は添付資料５参照）。
① 天井クレーンの減衰定数② 燃料取替機の減衰定数③ 配管系の減衰定数(6)水平方向と鉛直方向の動的地震力の二乗和平方根法による組合せ
今回工認の評価では，鉛直方向の動的地震力が導入されたことから，水平方向と鉛直方向の地震力の組み合わせとして，既往の研究等に基づき二乗和平方根（以下「ＳＲＳＳ」という。）法を用いる。ＳＲＳＳ法による荷重の組み合わせは，他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料６参照）。
(7)

鉛直方向応答解析モデルの追加
今回工認では，鉛直方向に動的地震動が導入されたことから，原子炉本体及び炉内構造物について，鉛直方向の応答を適切に評価する観点で，水平方向応答解析モデルとは別に鉛直方向応答解析モデルを新たに採用し鉛４条－別紙５－3

直地震動に対する評価を実施する。鉛直方向応答解析モデルは他プラント（詳細は添付資料７参照）。
を含む既工認にて適用実績があるモデルである。
(8)

炉内構造物への極限解析による評価の適用
既工認において，公式等による評価にて耐震計算を実施していた炉内構造物について，３次元ＦＥＭモデルを適用した極限解析による評価を実施する。極限解析による評価は，規格基準に基づく手法であり，他プラントでの既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料８参照）。

手法の変更項目に対する東海第二発電所への適用性

3.

手法の変更点について，以下に示す３項目に分別した上で，東海第二発電所としての適用性を示す(1)

先行プラントの知見反映を基本として変更する手法
先行プラントで適用されている知見を反映する目的の変更項目については，従来からの耐震設計手法に基づき，評価対象施設を質点系モデル，有限要素法モデルに置換し，地震応答解析を実施することにより評価は可能であるため，東海第二発電所への適用に際して問題ないものと考える。
・クレーンの時刻歴応答解析の適用・ポンプ等の応答解析モデルの精緻化
・容器等の応力解析へのＦＥＭモデルの適用
・解析コードの変更(2)

鉛直方向地震の動的な取扱いを踏まえて適用する手法
平成 18 年 9 月の耐震設計審査指針改訂から鉛直方向地震力に対する動的に取扱いがされており，大間１号炉及び新規制基準での工認においてＰＷ
Ｒプラントで適用実績があり，東海第二発電所への適用に際して問題ないものと考える。
４条－別紙５－4

・水平方向と鉛直方向の動的地震力の二乗和平方根による組合せ
・鉛直方向応答解析モデルの追加(3)

より現実的な応答を模擬する観点から採用する手法
ａ．最新知見として得られた減衰定数の採用
今回工認においては，配管系，天井クレーン及び燃料取替機の減衰定数は，振動試験結果等を踏まえて設定した減衰定数を採用する。
配管系においては，新規制基準でのＰＷＲプラントでの適用実績があり，また炉型，プラント毎による設計方針について大きな差はない。また，最新知見として採用する減衰定数の設定の検討に際して，ＢＷＲプ
ラントの配管系を踏まえた検討も実施しており，適用に際して問題ないものと考える。
天井クレーン及び燃料取替機の減衰定数の設定に際しては，振動試験を用いた検討を実施している。振動試験の試験体は，実機と同等の振動特性である試験体を用いることにより，減衰定数のデータを採取している。東海第二発電所として適用する天井クレーン及び燃料取替機について，振動試験に用いた試験体と同等の構造仕様であることを確認しており，最新知見として得られた減衰定数の適用に際して問題ないものと考える（試験等の詳細は，添付資料 5 に記載）。なお，本減衰定数の適用
は，大間１号炉及び天井クレーンに対しては新規制基準での工認においてＰＷＲプラントで適用実績がある。
ｂ．極限解析による評価の適用
極限解析による評価については，JEAG４６０１及び JSME 設計・建設規格で規定されている。ただし本評価手法は適用実績及び審査実績が少な
いこと，更に今回工認では炉内構造物に対して適用するため，具体的な評価手法は，炉心支持構造物の規定を準用することになることから，適４条－別紙５－5

用に際して問題ないことを確認した（添付資料８参照）。
4.

添付資料

(1)

原子炉建屋クレーンへの非線形時刻歴応答解析の適用について(2)

ポンプ等の解析モデルの精緻化について(3)

容器等の応力解析へのＦＥＭモデルの適用について(4)

解析コードの変更について(5)

最新知見として得られた減衰定数の採用について(6)

水平方向と鉛直方向の動的地震力の二乗和平方根法による組合せについて(7)

鉛直方向応答解析モデルの追加について(8)

炉内構造物への極限解析による評価の適用について

４条－別紙５－6

添付資料８
炉内構造物への極限解析による評価の適用について

1.

概要
既工認においては，炉内構造物として公式等を用いた評価を行っていたが，今回工認では，機能限界を踏まえた許容限界をより現実的に示す観点で，Ｊ
ＥＡＧ4601，ＪＳＭＥ設計・建設規格で定められた極限解析による評価（以下「極限解析」という。）を採用する。極限解析については，規格基準に基づく手法であり，また新規制基準での工認における高浜１，２号炉，美浜３号炉で適用実績のある手法である。

2.

炉内構造物への極限解析の適用(1)

規格基準における扱い及び炉内構造物への適用
ＪＥＡＧ4601，ＪＳＭＥ設計・建設規格の炉心支持構造物に関する抜粋を

第 8-1,2 図に示す。極限解析は，ＪＥＡＧ4601，ＪＳＭＥ設計・建設規格において，炉心支持構造物に適用可能な設計手法として規定されている。また，
ＪＥＡＧ4601 において，炉内構造物の許容応力は炉心支持構造物の許容応力を準用することができることを定めている。整理結果を第 8-1 表に示す。
東海第二発電所の今回工認における炉内構造物の極限解析の適用に際して炉心支持構造物の規定を準用することになるため，極限解析の具体的な評価手法が規定されているＪＳＭＥ設計・建設規格の炉心支持構造物の規格に定められた要求事項を満足することを確認する。
炉心支持構造物の規格要求事項に対して，極限解析を適用するスタンドパ
イプの適合性確認に対する要求の整理結果を第 8-2 表に示す。材料及び完了検査については建設時の記録から要求事項を満足していることを確認した。
設計に対する要求については，スタンドパイプは炉内にあり，地震時以外で４条－別紙５－90

は，圧力・温度差等による応力は有意なものではないため，満足すると考えられる。しかしながら，これを確認するため詳細設計段階にて設計に対する要求を満足することを確認する。
また，評価範囲であるスタンドパイプとシュラウドヘッドの取付部の溶接施工管理については炉心支持構造物と同様の施工管理を実施している。

第 8-1 表規格基準
ＪＥＡＧ4601

極限解析の規格基準における扱い
適用範囲

備 考

炉心支持構造物

・炉内構造物は炉心支持

炉内構造物

構造物を準用・具体的な手法としてＪ
ＳＭＥ設計・建設規格を読み込み（JEAG では告示
501 号を読み込み）

４条－別紙５－91

第 8-2 表ＪＳＭＥ

設計・建設規格

炉心支持構造物の規格に対するスタンドパイプの適合性確認整理結果

CSS-1000：一般要求事項
規格番号

規格名称

４条－別紙５－92

CSS-1100

適用

CSS-1110

適用範囲

CSS-1120境界炉心支持構造物と炉内構造物の境界CSS-1121
CSS-1300

記号の定義

CSS-1400

応力分類

規格内容（概要）－
適用範囲を炉心支持構造
物の材料，設計及び検査としている。
－
境界は炉心支持構造物の外表面とする。
使用する記号の定義を定めている。
CSS-3000 に規定する設計，応力解析の応力分類について定めている。

炉内構造物としての考慮の要否－「否」の理由考慮に対する方針－－
材料，設計及び検査の規格を満足することで，適用範囲を満足することを確認
する。

要

－

否

炉内構造物を炉心支持構造物として評価するため。

要－

記号の定義に従う。

要－CSS-3000 に規定する設計
及び応力解析は，規定の応力分類に従う。

－

CSS-2000：炉心支持構造物に使用する材料
規格番号
CSS-2100

CSS-2110

規格名称

規格内容（概要）

炉心支持構造物に使用可能な材料－

炉心支持構造物に使用可能な材料の規定

４条－別紙５－93

CSS-2300

破壊靭性試験要求

CSS-2400

非破壊試験要求

CSS-2410

各材料に適用する非破壊試験

CSS-2500
CSS-2510

溶接材料
溶接に用いる材料

付録材料表 Part1 の炉心支持構造物の規格に適合す
る又はこれと同等以上の化学成分及び機械的強度を有するものを使用することを定めている。
使用する材料は破壊靭性試験を行い，適合することを定めている。ただし，形状，材料によっては破壊靭性試験を要しない。
－
使用する材料は非破壊試験を実施し，合格することを定めている。
－
溶接に用いる材料は，溶接
規格 N-1040 に適合することを定めている。

炉内構造物としての確認の要否「否」の理由確認結果

要－

使用材料は SUS304TP 相当（ASME SA-312 Gr.TP304）であり，適合している。

否

オーステナイト系
ステンレス鋼であるため，破壊靭性試
験は不要。

－

要

－

製作時に超音波探傷試験
及び浸透探傷試験を実施しており，適合している。

－

溶接に用いる材料は，母材と同等の強度を有するものを使用しており，溶接規
格 N-1040 に適合している。

要

CSS-3000：炉心支持構造物の設計

４条－別紙５－94

規格内容（概要）

炉内構造物としての確認の要否「否」の理由

要求事項に対する対応方針

考慮すべき荷重

設計に考慮すべき荷重を考慮することを定めている。

要－

考慮すべき荷重をとして，冷却材による差圧，自重，地震荷重を設計に用いる。

考慮すべき事項(1)減肉が考えられる部材
は減肉を考慮すること。
(2)応力評価は公称寸法を使用してもよい。
を定めている。

要－(1)減肉は考慮しない(2)原則として公称寸法を
使用する。

－

－

－

－

－

－

－

－

要

－

各供用状態における一次応力強さが規定を満足することを詳細設計段階で
確認する。

否

プロトタイプまた
はモデル試験による評価は適用しな
いため。

－

－

供用状態Ａ，Ｂにおいて生じる一次応力と二次応力の最大値と最小値の差が規定を満足することを詳
細設計段階で確認する。

規格番号

規格名称

CSS-3010

CSS-3020

CSS-3100
CSS-3110

材料の応力強さの限界および許容応力
ボルト等締付部材以外の応力評価CSS-3111

各供用状態における一次応力評価CSS-3111.1

プロトタイプまたは
モデル試験による評価

CSS-3112

供用状態Ａ，Ｂにおける一次＋二次応力評価

設計条件及び各供用状態において生じる応力解析による一次応力評価は(1)～(4)の規定（一次一般膜応力強さ等に対する制限）を満足すること。
CSS-3111 の応力評価の代わりにプロトタイプまたはモデル試験を実施する場合
は，最大荷重Ｌe を求め，実際の荷重が許容荷重値を超えないこと。
供用状態Ａ及びＢにおいて生じる一次応力と二次応力の応力強さのサイクルの最大値と最小値の差は３Ｓｍを超えないこと。

要４条－別紙５－95

規格番号

規格名称

CSS-3113

疲労評価（供用状態
Ａ，Ｂ）

CSS-3114

純せん断応力評価

CSS-3115

支圧応力評価CSS-3116

軸圧縮応力の評価

CSS-3116.1

軸方向に圧縮荷重を受ける円筒形の胴の圧縮応力の評価

CSS-3116.2

軸方向に圧縮荷重を受ける柱状の部材の圧縮応力の評価

CSS-3117

ねじりせん断応力の評価

CSS-3120

ボルト等締付部材の応力評価

CSS-3130

疲労解析不要の条件

CSS-3140

疲労強度低減係数または応力集中係数

規格内容（概要）
供用状態Ａ及びＢにおける疲労累積係数は１を超えな
いこと。
純せん断荷重を受ける部分に生じる平均せん断応力は許容値を満足すること。
支圧荷重を受ける部分に生じる平均支圧応力は許容値を満足すること。
－
軸方向に圧縮荷重を受ける
円筒形の胴に生じる圧縮応
力は許容値を満足すること。
軸方向に圧縮荷重を受ける
柱形の胴に生じる圧縮応力
は許容値を満足すること。
ねじり荷重を受ける中実円
断面の形状に生じる圧縮応
力は許容値を満足すること。
ボルト等の支持構造物についての各供用状態における許容値を満足すること。
繰り返し荷重が(1)～(4)に適合する場合は疲労解析を行うことを要しない。
疲労解析に使用する疲労強度低減係数または応力集中係数について定めている。

炉内構造物としての確認の要否「否」の理由

要求事項に対する
対応方針

要

－

CSS-3130 を満足することを詳細設計段階で確認する。

否

純せん断応力を生じる部分がないため。

－

否

支圧応力を生じる部分がないため－否

軸圧縮荷重が自重のみであり，軸圧縮応力が小さいため。
（最新プラントと同様）－

否

ねじり応力が生じ
る中実円断面でな
いため。

－

否

ボルト等締結部材はないため。

－

要－

疲労評価不要の各条件を満足することを詳細設計段階で確認する。

要－

応力集中係数を考慮する。

規格番号

規格名称

CSS-3150

溶接部継手効率

CSS-3160

極限解析による評価

４条－別紙５－96

CSS-3200
CSS-3210

外面に圧力を受ける
炉心支持構造物の評
価
外面に圧力を受ける
炉心支持構造物の形
状

規格内容（概要）
溶接部の許容応力等に対して継手効率を考慮することを定めている。
（CSS-3111.1,3160,3113,3
116.2 除く）
極限解析による評価について定めている。これを満足する場合は CSS-3111 の規定を満足しなくてよい，－
外圧に圧力を受ける炉心支
持構造物の胴の形状について定めている。
円筒形または円すい形の胴において外面に受ける圧力
対する許容値を定めている。
球形の胴において外面に受ける圧力に対する許容値を定めている。

炉内構造物としての確認の要否「否」の理由

要求事項に対する
対応方針

要

－

溶接方法の区分に応じた継手効率を考慮する。

要－

地震時以外は適用しない。

－

－

－

否

外圧を受けないため。

－

否

球形でないため。

－

CSS-3220

円筒形または円すい形の胴における許容圧力（外圧）

CSS-3230

球形の胴における許容応力

CSS-3240

外面に圧力を受ける円筒形の炉心支持構造物に強め輪を設ける場合円筒形において外面に受ける圧力に対する許容値を定めている。

否

強め輪は設けない
ため。

－

CSS-3300

簡易弾塑性解析

CSS-3112 で一次＋二次応
力強さが３Ｓｍを超えた場合の規定を定めている。

要－

CSS-3112 を満足することを確認する。

規格名称

規格内容（概要）

炉内構造物としての確認の要否「否」の理由

要求事項に対する対応方針

クラッド構造の炉心支持構造物に対する強度評価上の取扱いについての規定

クラッド構造の炉心支持構造物の応力解析，疲労評
価への考慮について定めている。

否

クラッド構造でないため。

－

規格内容（概要）

炉内構造物としての確認の要否「否」の理由確認結果

要－

完成後，要求事項に従い，
外観検査，寸法検査を行い，満足している。

規格番号

CSS-3400

４条－別紙５－97

CSS-5000：完了検査
規格番号
CSS-5010

規格名称

設計仕様書に定めれらた
炉心支持構造物の完要求事項に従って，完了検成検査
査を満足すること。

第 8-1 図ＪＥＡＧ4601

炉心支持構造物（ボルト等を除く）の許容値に関する抜粋

４条－別紙５－98

第 8-2 図

ＪＳＭＥ 設計・建設規格

炉心支持構造物（ボルト等を除く）の許

容値に関する抜粋

４条－別紙５－99

(2)極限解析による評価
極限解析は，３次元ＦＥＭモデルを用いて，弾完全塑性体の物性値を入力した解析により崩壊荷重の下限を求め，求めた崩壊荷重の下限から許容荷重設定するものである。極限解析フローを第 8-3 図に示す。

①解析モデルの作成②境界条件の設定
物性値の入力③荷重の負荷④荷重変位曲線の作成⑤崩壊荷重の下限（Pcr）の算定

第 8-3 図①

極限解析フロー解析モデルの作成
気水分離器及びスタンドパイプは，第 8-4 図に示すとおり，シュラウド

ヘッド穴部に差し込まれ内外面を溶接にて取り付けている。気水分離器に作用する地震時の荷重は，スタンドパイプを介してシュラウドヘッドへ伝達される構造となっている。各スタンドパイプは同一断面形状で曲げ剛性
は等しいこと，及び補強板で連結されていることから，各スタンドパイプの地震時の応答変位は等しくなるため，解析においては，１本のスタンド
パイプに着目してソリッド要素にてモデル化することとする。モデル図を
第 8-5 図に示す。
また，解析モデルはスタンドパイプがシュラウドヘッドに対して平面に
４条－別紙５－100

取り付く中央位置及び斜めに取り付く最外周位置の２種類のモデルとする。

気水分離器

Ｄ部
Ａ

Ａ

スタンドパイプ

小補強板

Ｃ部
大補強板

シュラウドヘッド
Ｂ～Ｂ断面図Ｂ
大補強板
小補強板

圧力容器内構造物

Ｂ
Ａ～Ａ断面図

第 8-4 図

炉内構造物（気水分離器及びスタンドパイプ）構造概要図(1/2)

４条－別紙５－101

スタンドパイプ〔SUS304TP 相当〕(ASME SA-312 Gr.TP304)
ＤＯ
ｔ

Ｄｉ

脚長

全周隅肉溶接隙間
シュラウドヘッド（板厚：50.8mm）

脚長

全周隅肉溶接ＤＯ＝168.3mm （外径）Ｄｉｔ＝154.08mm（内径）＝ 7.11mm（厚さ）

Ｃ部詳細図

スタンドパイプ〔SUS304TP 相当〕(ASME SA-312 Gr.TP304)

小補強板
Ｈ＝
ｔ＝

（厚さ）

Ｈ

脚長

両側面隅肉溶接Ｄ部詳細図

第 8-4 図

炉内構造物（気水分離器及びスタンドパイプ）構造概要図(2/2)

４条－別紙５－102

スタンドパイプ

シュラウドヘッド

溶接部
第 8-5 図極限解析に用いる解析モデル概要図（中央位置）

４条－別紙５－103

②

境界条件及び物性値
解析モデルの境界条件を第 8-6 図に示す。境界条件として，モデル化したシュラウドヘッドの端部を完全固定としている。

端部完全固定第 8-6 図解析モデルの境界条件

解析モデルの物性値は，許容応力状態Ⅳ AS における許容荷重を求める際には，ＪＳＭＥ設計・建設規格 CSS-3160 に規定されているとおり，2.3Smと 0.7Su の小さい方を材料の降伏点とした弾完全塑性体を入力する(第 8-7
図 参照)。なお，許容応力状態Ⅲ Ａ S における許容荷重を求める際には，同じく，1.5Sm を材料の降伏点とした弾完全塑性体を入力する。また，シュラウドヘッドとスタンドパイプは溶接にて取り付けられており，溶接部
は母材と同等の強度を有しているため，物性値は母材と同じとしている。
応力（荷重）（許容応力状態Ⅳ AＳ）Min[2.3Sm,0.7Su]（許容応力状態Ⅲ AＳ）1.5Sm

ひずみ（変位）

第 8-7 図弾完全塑性体として応力とひずみの関係
４条－別紙５－104

③

荷重の負荷
第 8-8 図に示すように，スタンドパイプ上部端面に荷重を負荷することにより，スタンドパイプの変位（上端部中心位置）を求める。また，地震と組み合わせる荷重として，自重による荷重及びスタンドパイプ内外の圧力差による応力を初期荷重として入力している。
スタンドパイプ上部端面に負荷する荷重はＳ Ｓ 地震動及びＳ ｄ 地震動の地震応答解析にて得られた地震荷重をスタンドパイプの総本数（２２５本）で除して，１本当たりに発生する地震荷重（鉛直荷重，水平荷重，モーメント）を算出し，その荷重を倍率して付与する。

鉛直荷重(Fz)
モーメント(Mx)
水平荷重(FY)

変位出力位置

第 8-8 図

荷重の負荷

４条－別紙５－105

④荷重変位曲線の作成
上端部に入力した負荷荷重からＦＥＭ解析により最大荷重点（スタンド

パイプ付け根部）を求める。その後，負荷荷重の倍率を増加して荷重を負荷し，その時の最大荷重と変位（上端部中心位置）をプロットし，荷重－変位曲線を作成する（第 8-9 図参照）。
なお，荷重－変位曲線の荷重は入力したＳ Ｓ 地震荷重又はＳ ｄ 地震荷重で除した各地震荷重に対する荷重倍率で示す。
負荷荷重（Ｓｓ地震荷重×倍率）

荷重出力位置（最大荷重位置）
第 8-9 図

荷重変位曲線の作成（Ｓ Ｓ 地震時，中心位置の場合）

４条－別紙５－106⑤崩壊荷重の下限（Pcr）の算定④にて作成した荷重変位曲線を基に崩壊荷重の下限（Pcr）を算定する。
Ｓ Ｓ 地震時及びＳ ｄ 地震時の崩壊荷重の下限（Pcr）の算定結果を第 8-10

図に示す。
ここで，崩壊荷重の下限は，ＪＳＭＥ

設計・建設規格 CSS-3160 から「荷重とそれによる変形量の関係直線に対して，弾性範囲の関係曲線の勾配の2 倍の勾配を有する直線が交わる点に相当する荷重」と定義されている（第8-11 図参照）。崩壊荷重とは，ひずみ硬化を含まない理想的な弾完全塑性
体の材料からなる構造物が荷重を受けて，全断面降伏又は座屈限界に達し，
これ以上の荷重を加えると構造物が不安定になって変形が際限なく増加するときの荷重をいう。
今回の極限解析では局所応力の影響を受けないようシュラウドヘッドから十分な距離を取る観点から，スタンドパイプ長さ 1000mm で荷重を負荷し，その中心位置の変位を変位出力位置としている。スタンドパイプ長さを変化させた場合，荷重に対する変位は変わるが，最大荷重点である付け根部に発生する荷重はつり合いの関係から変化しない。また，スタンドパイプ
長さと変位は比例関係にあり，荷重－変位曲線は変位軸方向にのみ倍率される。このため，スタンドパイプ長さを変化しても，崩壊荷重の下限（Pcr）
は同じとなる。
また，参考として崩壊荷重の下限（Pcr）での応力・ひずみ分布図を第8-12 図に示す。スタンドパイプとシュラウドヘッドの付根部に最大応力・ひずみが発生している。

４条－別紙５－107

2.0Ｓｓ地震荷重に対する荷重倍率(倍)

1.701

1.5

1.0

Y方向変位

0.5
線形勾配
2倍勾配

0.0
0

10

20

30

40

50

60

変位(mm)Ｓ Ｓ 地震時の荷重－変位曲線（中心位置）
2.0

Ｓｄ地震荷重に対する荷重倍率(倍)

1.663

1.5

1.0

Y方向変位

0.5

線形勾配
2倍勾配

0.0
0

10

20

30
変位(mm)

40

50

60

Ｓ ｄ 地震時の荷重－変位曲線（中心位置）
第 8-10 図

Ｓ Ｓ 地震時及びＳ ｄ 地震時の崩壊荷重の下限の算定結果

４条－別紙５－108

荷重

Pcr

θ

φ
tanφ=2tanθ
変位

第 8-11 図

崩壊荷重の下限（Pcr）の定義

４条－別紙５－109

全体図

最大応力発生箇所

断面図

応力分布図
第 8-12 図

崩壊荷重の下限（Pcr）での応力・ひずみ分布図(1/2)

４条－別紙５－110

全体図

断面図

ひずみ分布図
第 8-12 図

崩壊荷重の下限（Pcr）での応力・ひずみ分布図(2/2)

４条－別紙５－111

(3)極限解析に対する試験による確認
スタンドパイプにおける今回工認の申請は，極限解析を用いてスタンドパ

イプ部の有する耐力が地震荷重以上であることを確認することで，地震時における健全性を評価する。極限解析は，これまでの工認での適用例としてＰ
ＷＲの炉内構造物での適用実績はあるが，第 8-2 表に示すように，適用範囲
及び解析手法は同じであるものの，適用部位が異なる。なお，先行ＰＷＲと同様に東海第二発電所の気水分離器及びスタンドパイプへの適用性を確認する観点から，縮尺の試験体を用いた試験を行う。

第 8-3 表先行実績と東海第二との比較

先行ＰＷＲ

東海第二

適用範囲

炉内構造物

同左

適用部位

ラジアルサポート

スタンドパイプ

ＪＳＭＥ

設計・建設規格

適用規格

同左
CSS-3160
３次元ＦＥＭによる

解析手法

同左
弾塑性解析

４条－別紙５－112

3.

試験による検証について

(1)

試験目的
試験は，スタンドパイプとシュラウドヘッド部を模擬した縮小試験体に荷重（モーメント）を作用させる試験を実施し，スケール則を考慮してスタン
ドパイプが負担することができる最大の荷重（以下，「限界荷重」という。）
を求める。
試験にて得られた限界荷重が極限解析にて得られた崩壊荷重の下限(Pcr)
より大きいことを確認することで，極限解析の保守性を確認する。
(2)

試験体
地震による荷重は鉛直荷重，水平荷重及びモーメントが発生するが，モーメントが支配的な荷重であるため，モーメントを負荷できる試験体とする。
試験体は，スタンドパイプの構造を模擬した縮小モデルとし，試験体のサイズは，試験機が具備する恒温槽の寸法制限を考慮して，外径及びスタンド
パイプ板厚で 1／3 スケールとする。試験体の材料は実機と同等のものを使用する。試験体の仕様を第 8-4 表に示す。また，試験体の概略図を第 8-13
図に，試験装置の概略図を第 8-14 図に示す。試験体は，試験装置の荷重負荷を考慮して，シュラウドヘッドを模擬した鋼板に 2 本のスタンドパイプを模擬した管を溶接にて取付け，下側のスタンドパイプを試験機に固定し，上側のスタンドパイプを上方へ引っ張ることにより，スタンドパイプ付根にモーメントを作用させる。
なお，シュラウドヘッドは固定しておらず，また，シュラウドヘッドは試験結果への影響が軽微と考え，厚い平板で模擬している。
(3)

試験方法
試験は，恒温槽を具備した試験機に試験体を取り付け，301℃（運転状態Ⅰ，

Ⅱの最高温度）の高温状態にて，試験体に上方へ荷重を負荷しながら変位を４条－別紙５－113

計測することにより行う。なお，変位については２本のスタンドパイプの変位であることから，変位に 1/2 を乗ずることにより１本のスタンドパイプの変位とする。
(4)試験結果の評価
試験により求められた荷重－変位曲線から，スケール則を考慮して実寸法における荷重－変位曲線を作成し，極限解析結果と比較評価する。スケール
則は荷重（モーメント）に対して塑性断面係数の比を乗じ，変位に対しては長さ及び断面二次モーメントを考慮して求めた変位比を乗ずることにより，実機寸法における曲線を作成する。

第 8-4 表項目
スタンドパイプ
寸法
外径板厚
材料
シュラウドヘッド鏡板
寸法
板厚
材料
変位測定位置縮小モデル試験体の仕様

試験体仕様

実機仕様

56.10mm(1/3 スケール)
2.37mm(1/3 スケール)
SUS304TP

168.3mm

32mm
SUS304
鏡板表面から 148mm

４条－別紙５－114

7.11mm
SUS304TP 相当（ASME SA-312 Gr.TP304）
50.8mm
SUS304 相当（ASME SA-240 TYPE304）
鏡板表面から 1000mm（極限解析の変位出力位置）

平面図

断面図
第 8-13 図

試験体の概略図

４条－別紙５－115

引張試験機恒温槽

第 8-14 図

試験装置の概略図

４条－別紙５－116

別紙－１２

東海第二発電所

既設設備に対する耐震補強について（耐震）

４条－別紙１２－1

1.

はじめに
本資料では，今回工認の申請において耐震性を向上させる観点から今後実施する計画である既設設備に対する耐震補強について整理する。
なお，今後の設計評価により補強対象の施設，設備の変更及び補強内容の変更の可能性がある。

2.

既設設備に対する耐震補強について
建物・構築物，機器・配管系，屋外重要土木構造物における耐震補強の一覧を第 1 表に，耐震補強の概要を第 1 図～第 11 図に示す。

第1表
施設・設備
名称
排気筒

建物・
構築物
機器・
配管系

格納容器スタ
ビライザ

屋外重要
土木構造
物

目

的

排気筒の支持機能強化

原子炉建屋クレーン
燃料取替機

フランジボルトの応力低減対策及び許容限界値の向上
地震時落下防止による波及的影響防止同上

配管系

配管系の支持機能強化

残留熱除去系
熱交換器
水圧制御ユニット
格納容器シア
ラグ部
貯留堰取付護岸

残留熱除去系熱交換器の支持機能強化
水圧制御ユニットの支
持機能強化
格納容器とシアラグ取付け部の応力低減対策
地震時の護岸構造の健全性維持による貯留堰への波及的影響防止
屋外二重管の支持機能強化

屋外二重管基
礎構造
取水構造物

＊１

既設設備の耐震補強一覧

地震時の取水構造物の健全性維持

落下防止対策を添付１に示す。
４条－別紙１２－2

内容

鉄塔部への支持部材の追加及び地盤改良
フランジボルトの口径変更及び高強度材料適用
落下防止対策の追設 ＊１

添付図
番号
1
2

3

ガーダ等の部材強化

4

サポートの追加及び補強架台部への耐震補強サ
ポート追設
架構部への補強梁追加

5

シアラグ部への補強材
追加
地盤改良

6
7
8
9

屋外二重管を支持する
基礎構造の追設

10

地盤改良

11

鉄塔を一段追加（赤色部）

現状の鉄塔の外側に
補強構造体を追加（赤色部）
Km

地盤改良範囲第１図

排気筒の耐震補強概要図

補強項目
・ボルト材質を SCM3 から SNB24-1に変更
・ボルト径を M42 から M48 に変更
A－A 矢視シアラグ
格納容器ｽﾀﾋﾞﾗｲｻﾞ

トラス

フランジボルトAA
格納容器スタビライザ構造概要図

第2図

格納容器スタビライザの耐震補強概要図
４条－別紙１２－3

走行方向

横行方向
トロリストッパ

横行レール

トロリ

トロリ
Ａ部

サドル

ガーダ

Ｂ部
走行レール

落下防止金具対策

トロリストッパの追設

Ａ部詳細
第3図

Ｂ部詳細
原子炉建屋クレーンの耐震補強概要図

部材強化の例
追設

対策
撤去
追設
ガーダ部

第4図

ギャラリ部

燃料取替機の耐震補強概要図
４条－別紙１２－4

：補強対象サポート：追加サポート

原子炉再循環系配管の耐震補強の例

第5図

配管系の耐震補強概要図

追設耐震補強サポート

第6図

残留熱除去系熱交換器の耐震補強概要図
４条－別紙１２－5

水圧制御ユニット
既設梁

現 行 構 造

補強梁

補強梁

補強梁

補 強 構 造第7図

水圧制御ユニット架構の耐震補強概要図

格納容器

シアラグ

補強材

格納容器スタビライザ

第8図

格納容器シアラグ部の耐震補強概要図
４条－別紙１２－6

貯留堰

EW-1

EW-1

平面図
【凡例】

護岸法線

既設改良範囲T.P.+2.8m

対策工改良範囲
貯留堰

du

貯留堰天端 T.P.-4.9m

Ag2
As
As
Ac

Ag1

As

As

Km
（注記）南側の貯留堰取付護岸についても同様に耐震補強を実施する予定

横断面図（EW1－EW1 断面）
第9図

貯留堰取付護岸の耐震補強概要図
４条－別紙１２－7

基礎平面配置図

基礎縦断配置図

鉄筋コンクリート梁

基礎構造図（管軸直交方向断面イメージ）

鉄筋コンクリート梁

基礎構造図（平面イメージ）（注記）赤色表示部は追設する基礎構造部を示す。

第 10 図屋外二重管の耐震補強概要図

４条－別紙１２－8

取水路

取水ピット

平面図
S

N

T.P.(m)10.0

T.P.(m)
10.0

約43m
du
du

0.0

0.0

du

Ag2
Ag2

Ag2

地盤改良

地盤改良

-10.0

-10.0
Ac

Ac
Ac

-20.0

-20.0

As
Ag1

Ac

-30.0

-30.0

Ag1
Ag1

-40.0

-40.0

As

As

Km

As

-50.0

-50.0

Ag1
Km

-60.0

-60.0
Km

-70.0

-70.0

-80.0

-80.0

横断面図（Ａ－Ａ断面：取水路）
N

S
T.P.(m)
10.0

du
0.0

T.P.(m)
10.0

約

fl
Ag2

fl
地盤改良

地盤改良

-10.0

Ac
-20.0
-30.0

du
Ag2
As
Ac
As

0.0
-10.0
-20.0

As
Ac

Ag1

-30.0

As
-40.0

-40.0

As
Ag1

-50.0

-50.0

Km
-60.0

-60.0

-70.0

-70.0

-80.0

-80.0

横断面図（Ｂ－Ｂ断面：取水ピット）
第 11 図

取水構造物の耐震補強概要図
４条－別紙１２－9

添付１
原子炉建屋クレーンの落下防止対策について

1.

原子炉建屋クレーンの地震時の要求事項
原子炉建屋クレーンは，耐震Ｂクラスであるが，第 1 図に示すとおり原子炉建屋 6 階面に位置し，地震時により損傷し落下することにより，使用済燃料プール等の耐震Ｓクラス設備に波及的影響を及ぼす恐れがある。
このため，耐震Ｓクラス設備への波及的影響防止の観点から基準地震動
Ｓ Ｓ に対して落下防止を図る必要がある。
原子炉建屋クレーン

使用 済燃 料プー ル

原子炉建屋クレーン6 階面平面図

第1図

2.

原子炉建屋クレーン配置図

落下防止対策の計画概要
原子炉建屋クレーンの主要諸元及び構造概要図を第 2 図に示す。原子炉建屋クレーンは，原子炉建屋に設置された走行レール上をガーダ及びサドル（以下「クレーン本体」という。）が走行し，またクレーン本体上に設置された横行レールをトロリが横行する構造である。原子炉建屋クレーンの各構造として，クレーン本体及びトロリの落下防止対策について以下に述べる。
４条－別紙１２－10

項
トロリ

目

諸

元

質量 (ton)48.0

高さ ｈ(m)

2.280

スパン

１(m)

5.6

スパン

２(m)

4.1

質量 (ton)118.0

高さ Ｈ(m)

1.915

スパン Ｌ１(m)39.5

スパン Ｌ２(m)6.2

定格

主巻 (ton)

125.0

荷重

補巻 (ton)

5.0

クレーン
本体

走行レール
Ｌ２

トロリ

Ｈ
１

横行レール
ガーダ

Ｌ１
h
２

サドル

第2図

原子炉建屋クレーンの主要諸元及び構造概要図

４条－別紙１２－11

(1)クレーン本体の落下防止対策
クレーン本体の落下防止対策については，ガーダに取り付けられた落下防止金具の構造を変更することにより行う。クレーン本体の落下防止対策
概要を第 3 図に示す。
旧構造は，落下防止金具の突起部をランウェイガーダの下部まで突き出すことによりクレーン本体の浮き上がりを防止する設計としていた。本設計においては，クレーン本体の浮き上がり時に，落下防止金具の突起部とランウェイガーダとの衝突により，衝突箇所に過大な荷重が生じ，突起部が落下する可能性，原子炉建屋側への荷重伝達により波及的影響を及ぼす可能性が否定できない。参考として，設置変更許可申請時における基準地
震動Ｓ Ｓ （以下「申請時Ｓ Ｓ 」という。）を用いた場合の旧構造の落下防止
金具の評価結果を第 1 表に，評価断面を第 4 図に示す。
このため，落下防止金具とランウェイガーダとの関係から落下防止機能を有する長さが，クレーン本体の浮き上がり量に対して，余裕を有していることを確認することでクレーン本体の落下防止を図る設計とした。なお，審査を経て変更した基準地震動Ｓ Ｓ におけるクレーン本体の浮き上がり量
は，約 10mm＊ であり，落下防止金具がクレーン本体の落下防止機能を有す
る長さ約 160mm よりも余裕を有することを現時点で確認している。
また，改造後寸法において落下防止金具とランウェイガーダとの通常使用時の間隙は，約 35mm としている。地震時においてクレーン本体が移動し，落下防止金具とランウェイガーダとが接触した場合のクレーン配置を第 5
図に示す。第 5 図に示すとおり，地震時においてもクレーン本体の車輪はレール上から落下しない設計としている。
＊：現状の評価結果であり，今後変更の可能性がある。

４条－別紙１２－12

トロリ

下図詳細

クレーン本体落下防止金具約 120mm

約 800 ㎜

ガーダ
Ａ

約 250 ㎜

約 35mm

突起部

Ａ－Ａ矢視

Ａ

落下防止金具改造

前

約 250 ㎜

約 800 ㎜

Ｂ
約 35mm

約 160 ㎜

約 120mm

Ｂ－Ｂ矢視

Ｂ

改

第3図

造

後

クレーン本体の落下防止対策概要図

４条－別紙１２－13

申請時Ｓ Ｓ を用いた旧構造の落下防止金具の評価結果

第1表

応力分類

応力値(ＭＰａ)

許容値（ＭＰa）

圧縮

37

253

曲げ

368

253

せん断

115

146

B

評価断面Ａ－Ａ 評価断面Ｂ－Ｂ（曲げ，せん断）（圧縮）A

斜線部は評価断面
を示す。

A
B

第4図

旧構造の評価に用いた評価断面図
車輪
約 90mm
レール

クレーン本体約 35mm接触
ランウェイガーダ

約 35mm

通常使用時

約 35mm

落下防止金具接触

約 70mmランウェイガーダ

地震により移動した場合
第5図

地震により移動した場合のクレーン配置の概略図
４条－別紙１２－14

(2)トロリの落下防止対策
トロリの落下防止対策概要を第 6 図に示す。旧構造は，落下防止のための構造物が設置されていないため，トロリに新たにトロリストッパを追設する。トロリストッパを追設に当たり，トロリストッパとガーダ部材との関係から落下防止機能を有する長さがトロリの浮き上がり量に対して，余裕を有していることを確認することでトロリの落下防止を図る設計とした。
なお，審査を経て変更した基準地震動Ｓ Ｓ におけるトロリの浮き上がり
量は，約 40mm＊ であり，トロリストッパがトロリの落下防止機能を有する
長さ約 200mm よりも余裕を有することを現時点で確認している。
また，改造後寸法においてトロリストッパとガーダ部材との通常使用時の間隙は，約 50mm である。地震時においてクレーン本体が移動し，トロリ
ストッパとガーダ部材が接触した場合の配置を第 7 図に示す。第 7 図に示すとおり，クレーン本体の車輪はレール上から落下しない設計としている。
＊：現状の評価結果であり，今後変更の可能性がある。
トロリストッパ

走行方向
トロリストッパ

トロリ

トロリ
Ａ部

約 50 ㎜

走行レール

ガーダ部材

約 200 ㎜

クレーン本体

ガーダ

Ａ部詳細
第6図

トロリの落下防止対策概要図

４条－別紙１２－15

レール

クレーン本体
約 5.3m
Ａ

Ａ

トロリ

接触

約 7.0m

トロリ

クレーン本体Ａ－Ａ矢視トロリ
トロリストッパ
レール

約 100 ㎜接触

クレーン本体ガーダ部材

地震により移動した場合
第7図

地震により移動した場合のトロリ配置の概略図

４条－別紙１２－16

約 0.8m3. 原子炉建屋クレーンの他サイト不具合事例の確認
東海第二発電所の原子炉建屋クレーン耐震補強に対する影響の観点から他
サイトの原子炉建屋クレーンの不具合事例の確認を行った。
新潟県中越沖地震において，柏崎刈羽発電所６号機の原子炉建屋天井クレーンに不具合が発生している。当不具合事例は，原子炉建屋天井クレーンの走行電動用継手部（以下「ユニバーサルジョイント」という。）の車輪側のク
ロスピンが，地震により損傷していた事例である。第 8 図に示すとおりユニ
バーサルジョイントは，電動機からの動力を車輪部に伝達する装置であり，
東海第二発電所の原子炉建屋クレーン耐震補強とは関係しないものと考えら
れる。

第8図

ユニバーサルジョイント構造概要図

４条－別紙１２－17

４条－別紙１２－18

別紙－１３

東海第二発電所

動的機能維持評価の検討方針（耐震）４条－別紙１３－1

1.

はじめに
本資料では，動的機能維持要求が必要な設備において，ＪＥＡＧ4601 に定められた適用範囲から外れ新たな検討が必要な設備又は評価用加速度が機能維持確認済加速度を超えるため詳細検討が必要な設備を抽出するとともに，抽出された設備における動的機能維持のための検討方針を示す。

2.

動的機能維持のための新たな検討又は詳細検討が必要な設備の抽出(1) 検討対象設備
検討対象設備は，動的機能が必要な設備として耐震Ｓクラス並びに常設
耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備とし，ＪＥＡＧ4601
で適用範囲が定められている機種（立形ポンプ，横形ポンプ，電動機 等）とする。なお，加振試験により機能維持を確認する設備ＪＥＡＧ4601 にて
評価用加速度が機能維持確認済み加速度を超えた場合の詳細検討の具体的手順が定められている設備については検討から除外する。検討対象設備の抽出結果については別表１に示すとともに，ＪＥＡＧ4601 に該当する機種名を併記する。

(2) 新たな検討又は詳細検討が必要な設備の抽出
第 1 図に抽出フローを示す。検討対象設備について，ＪＥＡＧ4601 に定める適用機種に対して構造，作動原理等が同じであることを確認する。同じであることが確認できない場合は，新たな検討が必要な設備として抽出する。
さらに評価用加速度がＪＥＡＧ4601 に定める機能確認済加速度以内であることの確認を行い，機能確認済加速度を超える設備については詳細検討が必要な設備として抽出する。

４条－別紙１３－2

検討対象設備

構造等が JEAG に定める適用範囲か

No

新たな検討

Yes

評価用加速度が機能No

確認済加速度(At)以下か

詳細検討

Yes
評価完了

第1図

検討が必要な設備の抽出フロー(3) 抽出結果
第 1 表に新たな検討又は詳細検討が必要な設備の抽出結果を示す。
新たな検討が必要となる設備として，Ｖベルトの方式のファンとなる中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び非常用ガス処理系排風機並びにスクリュー式，ギヤ式の横形ポンプとして非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機燃料移送ポンプ，常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ及び緊急時対策所用発電機給油ポンプが該当する。
また，評価用加速度が機能確認済加速度を超える設備として残留熱除去
系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ及び高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ並びにこれらポンプ用の電動機が該当する。
４条－別紙１３－3

第 1 表(1) 新たな検討又は詳細検討が必要な設備の抽出結果
ＪＥＡＧ4601
適用範囲

機種名

設備名称

At 確認
○：OK
○：可
×：NG（詳細
×：否（新たな
検討が必要）
検討が必要）

立形ポンプ

残留熱除去系ポンプ○○

高圧炉心スプレイ系ポンプ○○

低圧炉心スプレイ系ポンプ○○

残留熱除去系海水系ポンプ○

×

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ○

×

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用
海水ポンプ

○

×

緊急用海水ポンプ○○ 注１

原子炉隔離時冷却系ポンプ○○

非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

×－

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ×－

常設低圧代替注水系ポンプ

○

○ 注１

代替燃料プール冷却系ポンプ○○

格納容器圧力逃がし装置移送ポンプ

○

○ 注１

代替循環冷却系ポンプ○○

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

×－

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

×－

ポンプ駆動用
タービン

原子炉隔離時冷却系ポンプ用駆動タービ
ン

○

○

電動機

残留熱除去系ポンプ用電動機○○

高圧炉心スプレイ系ポンプ用電動機○○

低圧炉心スプレイ系ポンプ用電動機○○

残留熱除去系海水系ポンプ用電動機○

×

ほう酸水注入ポンプ用電動機○○

中央制御室換気系空気調和機ファン用電
動機

○

○

横形ポンプ

注１）今後の設計進捗によって，評価用加速度の変更により At 確認結果が変更する可能性が有る。

４条－別紙１３－4

第 1 表(2) 新たな検討又は詳細検討が必要な設備の抽出結果
ＪＥＡＧ4601
適用範囲

機種名

設備名称

At 確認
○：OK
○：可
×：NG（詳細
×：否（新たな
検討が必要）
検討が必要）

電動機

中央制御室換気系フィルタ系ファン用電
動機

〇

〇

非常用ガス処理系排風機用電動機○○

非常用ガス再循環系排風機用電動機

○

○

〇

〇

○

○ 注１

○

×

○

○ 注１

○

×

常設低圧代替注水系ポンプ用電動機

○

○ 注１

代替燃料プール冷却系ポンプ用電動機○○

格納容器圧力逃がし装置移送ポンプ用電
動機

○

○ 注１

代替循環冷却系ポンプ用電動機○○

緊急用海水ポンプ用電動機

○

○ 注１

緊急時対策所非常用送風機用電動機

○

○ 注１

○

○ 注１

○

○ 注１

中央制御室換気系空気調和機ファン

×－中央制御室換気系フィルタ系ファン

×－

非常用ガス処理系排風機

×－

非常用ガス再循環系排風機○○

可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ○○

緊急時対策所非常用送風機

○

○ 注１

可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ
用電動機
非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
用電動機
非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ用電動機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ用電動機
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用
海水ポンプ用電動機

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ用
電動機
緊急時対策所用発電機給油ポンプ用電動機
ファン

注１）今後の設計進捗によって，評価用加速度の変更により At 確認結果が変更する可能性が有る。

４条－別紙１３－5

第 1 表(3) 新たな検討又は詳細検討が必要な設備の抽出結果
ＪＥＡＧ4601
適用範囲

機種名

設備名称

At 確認
○：OK
○：可
×：NG（詳細
×：否（新たな
検討が必要）
検討が必要）

非常用ディー
ゼル発電機

非常用ディーゼル発電機○○

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

○

○

○

○

○

○

○

○

非常用ディーゼル発電機調速装置及び非常用ディーゼル発電機非常調速装置
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機調速装置及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機非常調速装置
往復動式ポンプ

ほう酸水注入ポンプ

４条－別紙１３－6

3.

動的機能維持の検討方針(1) 新たな検討が必要な設備における動的機能維持の検討方針
新たな検討が必要な設備における動的機能維持の検討方針としては，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案（以下「技術基準規則解釈等の改正案」という）及び先行電力の審査状況を踏まえて，公知化された検討として（社）日本電気協会

電気技術基準調査委員会の下に設置された原子力発電耐震設計特別調査委員会（以下「耐特委」という。）により取り纏められた類似機器における検討をもとに実施する。
具体的には，耐特委では動的機能の評価においては，対象機種ごとに現実的な地震応答レベルでの異常のみならず，破壊に至るような過剰な状態を念頭に地震時に考え得る異常状態を抽出し，その分析により動的機能上の評価点を検討し，機能維持を評価する際に確認すべき事項として，基本評価項目を選定している。
今回新たな検討が必要な設備については，基本的な構造は類似している
機種／型式に対する耐特委での検討を参考に，型式による構造の違いを踏まえた上で地震時異常要因分析を実施し，基本評価項目を選定し機能維持評価を実施する。
新たな検討が必要設備において，参考とする機種／型式を第 2 表に示すとともに，第 2 図～第 5 図に今回工認にて新たな検討が必要な設備及び耐特委で検討され新たな検討において参考とする設備の構造概要図を示す。
遠心Ｖベルト方式ファンは，電動機からインペラへの伝達がＶベルト構造を有しているところが遠心直結式ファンと構造上異なるが，電動機によりケーシング内に配置されているインペラを回転させる基本構造は同じである。このため，遠心Ｖベルト式ファンについては，遠心直結式ファンを参考とし，地震時異常要因分析を実施する。
４条－別紙１３－7

スクリュー式及びギヤ式横形ポンプは，遠心式横形ポンプと内部流体の吐出構造が異なるが，電動機からの動力を軸継手を介してポンプ側に伝達する方式であること及びケーシング内にて軸系が回転し内部流体を吐出する機構を有しており基本構造が同じといえる。このため，スクリュー式及びギヤ式ポンプについては，遠心式横形ポンプを参考とし，地震時異常要因分析を実施する。

第2表

新たな検討が必要な設備において参考とする機種／型式
新たな検討が必要な設備

機種／型式

参考とする
機種／型式

・中央制御室換気系空気調和機ファン

ファン／

ファン／

・中央制御室換気系フィルタ系ファン

遠心Ｖベルト

遠心直結式

・非常用ガス処理系排風機

方式

・非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

横形ポンプ／

横形ポンプ／

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送

スクリュー式

単段遠心式

ポンプ

又はギヤ式

・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
・緊急時対策所用発電機給油ポンプ

なお，新たな検討が必要な設備として抽出した中央制御室換気系空気調
和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び非常用ガス処理系排風機における従来評価の検討としては，ＪＥＡＧ4601 に定める適用機種でないが，遠心直結型ファンと軸継手部が異なるだけの類似構造であることから，遠心直結型ファンを参考に機能維持の評価を実施していた。
また，非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ，常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ及び緊急時対策所用発電機給油ポンプについては，新規制基準により新たに
動的機能要求が必要となり，評価する設備となる。

４条－別紙１３－8

ケーシング

インペラ

軸受
電動機取付ボルト 軸

Ｖベルト

ケーシング
取付ボルト
基礎ボルト

電動機

軸受取付ボルト

第2図

遠心Ｖベルト方式ファン構造概要図

ケーシング

電動機取付ボルト
電動機

軸受

軸受取付ボルト
インペラ

軸継手
軸

ケーシング取付ボルト
基礎ボルト

第3図

遠心直結式ファン構造概要図

４条－別紙１３－9

横形スクリュー式

第4図

横形ギヤ式

スクリュー式，ギヤ式横形ポンプ構造概要図

電動機

軸継手

ポンプ
主軸

ケーシング
羽根車

メカ ニカ ル シー ル

メカ ニカ ル シー ル

軸受

軸受

支持脚
ライナーリ ング

基礎ボルト

第5図

横形遠心式横形ポンプ構造概要図
４条－別紙１３－10

(2) 詳細検討が必要な設備における動的機能維持の検討方針
評価用加速度が機能確認済加速度を超えた場合の検討については，
JEAG4601－1991 追補版及び耐特委報告書にて，動的機能維持評価上必要な基本評価項目が地震時異常要因分析に基づき選定されている（第 3 表）。
機能維持評価に当たっては，技術基準規則解釈等の改正案及び先行電力の審査状況を踏まえて，基本評価項目に対して，必要な評価項目を選定し，その妥当性を示した上で検討を実施する。

第3表

各設備における基本評価項目

詳細検討が必要な設備

機種／型式

基本評価項目・残留熱除去系海水系ポンプ

立形ポンプ／

基礎ボルト

・非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ

立形斜流ポン

取付ボルト

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

プディスチ ャージケ ーシ
ング

用海水ポンプ

コラム
コラムサポート
軸受
軸
冷却水配管
メカニカ ルシール 熱交
換器
電動機
・残留熱除去系海水系ポンプ用電動機

電動機／

端子箱

・非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ

立形ころがり

フレーム

軸受電動機

基礎ボルト

用電動機
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
用海水ポンプ用電動機

取付ボルト
固定子
軸（回転子）
軸受
固定子と 回転子と のク
リアランス
軸継手

４条－別紙１３－11

4.

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案を踏まえて，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。
(1)

規格基準に基づく設計手順の整理
ＪＥＡＧ4601-1991 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（ZPA）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ＪＥＡＧ4601-1991 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，ＪＥＡＧ4601-1991 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，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
４条－別紙１３－12

ダル解析において，剛領域の振動モードの影響により応答加速度の増加が考えられる場合には，剛領域の振動モードの影響を考慮するため，高周波数域の振動モードまで考慮した地震応答解析を行う。
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第 4 表に示す。
第 4 表に示すとおり，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。

第4表

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 最大加速度の 1.2 倍した値
する。

柔の場合

(1.2ZPA)を適用する。

スペクトルモーダル解析に スペクトルモーダル解析により算出した弁駆動部の応 より算出した弁駆動部の応答を適用する。

答 ＊ １ 又 は 最 大 加 速 度 の 1.2
倍 し た 値 (1.2ZPA) の 何 れ か
大きい方を適用する。

＊１

高周波数域の振動モードまで考慮した地震応答解析を行う。

４条－別紙１３－13

第6図

ＪＥＡＧ4601-1991 抜粋

４条－別紙１３－14

別表１

検討対象設備の抽出結果
検討対象設備としての抽出結果○：検討対象とする
設備－：検討対象でない
設備

ＪＥＡＧ4601
機種区分

動的機能維持要求の有無

動的機能維持の確認方法

At超え時の評価方法がJEAGに規定されている
設備○：規定されている
×：規定されていない－：対象外

常設低圧代替注水系ポンプ

有JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

可搬型代替注水大型ポンプ

有加振試験による
確認

－

－

－

有

JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

無

－

－

－

－

有

JEAG4601による
確認

×

○

立形ポンプ
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

立形ポンプ
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

立形ポンプ
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
ポンプ駆動用タービン

有加振試験による
確認

－

－

－

○

横形ポンプ
電動機

施設区分／設備名称

原子炉本体
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
代替燃料プール注水系

代替燃料プール冷却系
代替燃料プール冷却系ポンプ
原子炉冷却系統施設
原子炉冷却材再循環設備
原子炉冷却材再循環系
原子炉冷却材再循環ポンプ
原子炉冷却材の循環設備
残留熱除去設備
残留熱除去系
残留熱除去系ポンプ
格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置移送ポンプ
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
高圧炉心スプレイ系ポンプ
低圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系ポンプ
原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧代替注水系
常設高圧代替注水系ポンプ
低圧代替注水系
常設低圧代替注水系ポンプ－（前段で整理済）

可搬型代替注水大型ポンプ－（前段で整理済）

代替循環冷却系
代替循環冷却系ポンプ有

JEAG4601による確認

×

原子炉冷却材補給設備
原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系ポンプ－（前段で整理済）４条－別紙１３-別表1-1

施設区分／設備名称

動的機能維持要求の有無

動的機能維持の確認方法

At超え時の評価方法がJEAGに規定されている
設備○：規定されている
×：規定されていない－：対象外

検討対象設備としての抽出結果○：検討対象とする
設備－：検討対象でない
設備

ＪＥＡＧ4601
機種区分

有

JEAG4601による
確認

×

○

立形ポンプ
電動機

原子炉補機冷却設備
残留熱除去系海水系
残留熱除去系海水系ポンプ
代替残留熱除去系海水系－（前段で整理済）

可搬型代替注水大型ポンプ
緊急用海水系
有JEAG4601による
確認

×

○

立形ポンプ
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

往復動式ポンプ
電動機

中央制御室換気系空気調和機ファン

有JEAG4601による
確認

×

○

ファン
電動機

中央制御室換気系フィルタ系ファン

有JEAG4601による
確認

×

○

ファン
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

ファン
電動機

緊急用海水ポンプ
計測制御系統施設
ほう酸水注入設備
ほう酸水注入系
ほう酸水注入ポンプ
放射性廃棄物の廃棄施設
放射線管理施設
放射線管理用計測装置
換気設備
中央制御室換気系

緊急時対策所換気系
緊急時対策所非常用送風機
原子炉格納施設
圧力低減設備その他の安全設備
原子炉格納容器安全設備
格納容器スプレイ冷却系
残留熱除去系ポンプ－（前段で整理済）

代替格納容器スプレイ冷却系
常設低圧代替注水系ポンプ－（前段で整理済）

可搬型代替注水大型ポンプ－（前段で整理済）

代替循環冷却系ポンプ－（前段で整理済）

緊急用海水ポンプ－（前段で整理済）

格納容器下部注水系
常設低圧代替注水系ポンプ－（前段で整理済）

可搬型代替注水大型ポンプ－（前段で整理済）

原子炉建屋放水設備
可搬型代替注水大型ポンプ－（前段で整理済）４条－別紙１３-別表1-2

動的機能維持要求の有無

動的機能維持の確認方法

At超え時の評価方法がJEAGに規定されている
設備○：規定されている
×：規定されていない－：対象外

検討対象設備としての抽出結果○：検討対象とする
設備－：検討対象でない
設備

ＪＥＡＧ4601
機種区分

有

JEAG4601による
確認

×

○

ファン
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

ファン
電動機

有

JEAG4601による
確認

×

○

ファン
電動機

非常用ディーゼル発電機

有JEAG4601による
確認

×

○

非常用ディーゼル発電機
調速装置

非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

有

JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ

有JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

有JEAG4601による
確認

×

○

非常用ディーゼル発電機
調速装置

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

有JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用
海水ポンプ

有

JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

常設代替高圧電源装置

有加振試験による
確認

－

－

－

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

有

JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

緊急時対策所用発電機

有加振試験による
確認

－

－

－

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

有JEAG4601による
確認

×

○

横形ポンプ
電動機

可搬型代替低圧電源車

有加振試験による
確認

－

－

－

タンクローリー有加振試験による
確認

－

－

－

有

加振試験による
確認

－

－

－

施設区分／設備名称

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備
並びに格納容器再循環設備
非常用ガス処理系
非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系
非常用ガス再循環系排風機
可燃性ガス濃度制御系
可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ
その他発電用原子炉の附属設備
非常用電源設備
非常用発電装置
非常用ディーゼル発電機

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

常設代替高圧電源装置

緊急時対策所用発電機

可搬型代替低圧電源車

可搬型窒素供給装置用電源車
可搬型窒素供給装置用電源車

タンクローリー－（前段で整理済）

補機駆動用燃料設備
可搬型
タンクローリー－（前段で整理済）４条－別紙１３-別表1-3

動的機能維持要求の有無

動的機能維持の確認方法

At超え時の評価方法がJEAGに規定されている
設備○：規定されている
×：規定されていない－：対象外

検討対象設備としての抽出結果○：検討対象とする
設備－：検討対象でない
設備

ＪＥＡＧ4601
機種区分

グローブ弁

有

JEAG4601による
確認

○

－

－

ゲート弁

有

JEAG4601による
確認

○

－

－

バタフライ弁

有JEAG4601による
確認

○

－

－

逆止弁

有

JEAG4601による
確認

○

－

－

主蒸気隔離弁

有JEAG4601による
確認

○

－

－

安全弁

有

JEAG4601による
確認

○

－

－

制御棒駆動系スクラム弁

有JEAG4601による
確認

○

－

－

施設区分／設備名称

弁
一般弁

特殊弁

４条－別紙１３-別表1-4