東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-191

改0

提出年月日

平成 30 年 2 月 9 日

Ⅴ-1-4-1 流体振動又は温度変動による損傷の防止に関する説明書
補足説明資料補足説明資料目次
1. 流体振動による配管内円柱状構造物の損傷防止に関する評価結果について･････

補足 191-1

2. 高サイクル熱疲労による損傷の防止に関する評価結果について･･･････････････

補足 192-1【参考資料-1】
技術基準規則の新旧比較について【参考資料-2】
原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲について

1. 流体振動による配管内円柱状構造物の損傷防止に関する評価結果について

補足-191-1

【平成 17 年 12 月 27 日付け「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の改正に伴う電気事業法に基づく定期事業者検査の実施について」及び当該文書の別紙 1「新省令第 6 条及び第 8 条の 2 第 2 項における流体振動による損傷の防止に関する当面の措置について」（平成17・12・22 原院第 6 号）の指示に基づき提出した「東海第二発電所における配管内円柱状構造物の流体振動による損傷の防止に関する評価結果及び措置計画等の報告について（平成 18年 6 月 9 日付け発室発第 122 号）」より抜粋】

東海第二発電所
流体振動による配管内円柱状構造物の損傷防止に関する評価結果及び措置計画等の報告について

平成 18 年 6 月
日本原子力発電株式会社

補足-191-2

１．目的
平成 17 年 12 月 27 日付け「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の改正に伴う電気事業法に基づく定期事業者検査の実施について」及び当該文書の別紙１「新省令第 6 条及び第 8 条の 2 第 2 項における流体振動による損傷の防止に関する当面の措置について」（平成 17・12・22 原院第 6 号）の指示に基づき，東海第二発電所の配管内円柱状構造物の流体振動による損傷の防止に関する評価結果と措置計画について報告書を提出したところであるが（発室発第 698 号 平成 18 年 3 月 31 日付け）
，添付資料のとおり内容を一部見直したのでその結果を報告する。
なお，見直しに際し，誤記が認められたため，誤記について修正するとともに誤記に対する対策について，別添資料にてまとめた。
２．配管内円柱状構造物の損傷評価
配管内円柱状構造物について，発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（以下，「省令 62 号」という。
）の解釈第 6 条第 1 項及び第 3 項並びに第 8 条の 2 第 3 項に基づき評価を実施した。
（１）対象系統
対象系統として，省令 62 号より以下の系統を選定している。
・一次冷却材の循環系統（主蒸気，給復水系を含む）
・原子炉冷却材浄化系
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・非常用炉心冷却設備（原子炉隔離時冷却系を含む）（２）対象設備
片持ち梁状の構造物（温度計ウェル，サンプリングノズル）を対象とする。
なお，容器等流れを有しない管以外の部位に設置される円柱状構造物は対象設備より除く。
（３）評価手法
日本機械学会「配管内円柱状構造物の流体振動評価指針」（JSME S012）（以下，JSME という。
）に基づき評価を実施する。（添付資料－１）
なお，評価にあたっては，下記の作業ステップによりスクリーニングを行い，評価作業の効率化を図ることとしている。
ステップ①
系統平均流速の条件にて JSME 評価式に基づいた換算流速 Vr を算出し，Vr＜１，すなわち共振が回避できることを確認する。併せて，定常抗力及び流れの乱れを考補足-191-3

慮した振動応力を算出し，許容応力以下であることを確認する。
ステップ②
実機の運転モード（ランアウト運転，バイパス運転等）を考慮して，系統平均流速を２倍した流速にて評価を実施する。
ステップ③
ステップ②にて損傷の可能性があると評価されたものについて，実機の運転モードを考慮した詳細評価を実施する。評価にあたっては，系統試運転等で実施した系統流速をオーバーした試験実績，系統のバイパス運転による局部的な流速の増加を考慮する。
ステップ④
ステップ③で損傷の可能性がないと評価されたもののうち，エルボ近傍に位置するものについて，ステップ③で考慮した流速に対して，以下に示す流速係数を乗じて評価を実施する。
流速係数１．５ （ｘ／D≦３）
１．２５（３＜ｘ／D≦５）

備考
ｘ：偏流発生源から円柱状構造物までの距離
D：配管内径３．JSME 評価結果
２．配管内円柱状構造物の損傷評価にて損傷の可能性が否定できない箇所について抽出を行った。その結果を添付資料－２に示す。
（１）耐圧機能を有するものについて万が一，プラント運転中に折損した場合に，温度の変化や内包水の漏えいにより検知が可能である耐圧機能を有するもの（温度計ウェル）について評価した結果を添付資料－３に示す。
（２）耐圧機能を有しないものについて万が一，プラント運転中に折損した場合に，検知が不可能である耐圧機能を有しないもの（サンプリングノズル）について評価した結果を添付資料－４に示す。

補足-191-4

４．プラント機器への影響評価
JSME による評価により折損の可能性を否定できないものについて折損部の移動先を評価した結果，安全上重要な機器である非常用炉心冷却系のポンプ及び弁や原子炉格納容器隔離弁等の機器に対して影響のないことを確認した。
（添付資料－５）
なお，主な系統について評価した概略結果を以下に示す。
（１）主蒸気系折損の可能性を否定できない主蒸気系の円柱状構造物（温度計ウェル：１２箇所）
は，各々が設置されている場所から流れに沿って主タービン，復水系等に移動する可能性がある。しかし，移動中に干渉する安全性に関係のないスクリーン等で移動を阻害され，滞留すると評価されることから，安全上の問題となるものではない。
（２）原子炉再循環系
折損の可能性を否定できない原子炉再循環系の円柱状構造物（温度計ウェル：６箇所）は，各々が設置されている場所から流れに沿って移動するが，その移動過程において通過する機器（再循環流量制御弁，ジェットポンプ等）に対して，影響を及ぼすことなく通過し，安全上の問題とならないストレーナに留まると評価される。
（３）原子炉隔離時冷却系折損の可能性を否定できない原子炉隔離時冷却系の円柱状構造物（温度計ウェル：１箇所）は，設置されている場所から流れに沿って移動し，原子炉隔離時冷却系，原子炉，原子炉冷却材浄化系，原子炉再循環系，残留熱除去系，主蒸気系で滞留，通過する可能性があるが，何れも影響を及ぼすことなく，安全上の問題とならないものと評価される。

補足-191-5

５．今後の計画
今回の評価の結果，損傷の可能性が否定できないものの今後の計画を以下に記す。
No.
１２３４５６７

温度計ウェル名称
PLR 入口温度
TE-N023A,B
2 箇所
PLR 入口温度
2 箇所
TE-N028A,B
PLR 入口温度
TE-N035A,B
2 箇所
原子炉出口主蒸気温度
TE-N029,N030,N040
3 箇所
主蒸気止め弁入口温度
4 箇所
TE-1-4A～D
タービンバイパス弁出口温度
TX-1-304A～E
5 箇所
RCIC ポンプ出口温度
TI-R005
1 箇所

合計

実施時期
第 22 回定検
第 23 回定検
検査

短尺化

検査撤去

検査短尺化

備考撤去
検査短尺化

検査撤去

短尺化
4 箇所＊

15 箇所＊＊箇所数は，撤去または短尺化をいう。
６．耐圧機能を有するもののうち抽気系試験用温度計ウェル２箇所の扱いについて
プラントの試験運転に用いられた高圧タービンからの抽気ラインに設置されている温度計ウェル２箇所は，図面確認では形状の特定が出来ていないが，次回定検時に極力撤去する。
なお，当該温度計ウェルの折損を想定すると，各々が設置されている場所から流れに沿って復水器等の復水系に移動する可能性があるが，形状を最も小さく考えた場合でも移動中に復水脱塩器のスクリーンで移動を阻害されると考えられることから，安全上の問題となるものではない。

補足-191-6７．添付資料
添付資料－１

配管内円柱状構造物の流力振動評価フロー（JSME）

添付資料－２

JSME 評価結果 対策必要箇所一覧表

添付資料－３

耐圧機能を有するものの JSME 評価結果

添付資料－４

耐圧機能を有しないものの JSME 評価結果

添付資料－５

折損時プラント機器への影響評価

８．参考資料
参考資料

配管内円柱状構造物設置系統図

９．別添資料
別添資料

東海第二発電所

配管内円柱状構造物の流体振動による損傷防止に関する評価結果の報告書における誤記等について

以上

補足-191-7

添付資料－１*1*1

配管内円柱状構造物の流力振動評価フロー（JSME）*1：固有振動数および換算減衰率の算出にあたっては，耐圧機能を有しないもの（サンプリングノズル）の内包水を考慮する。

補足-191-8

添付資料－２
JSME 評価結果 対策必要箇所一覧表
評価の結果，損傷の可能性が否定できない箇所として，以下の耐圧機能を有するもの（温度計ウェル）が抽出された。
No.

系統

1

PLR

TE-N023A

PLR ポンプ A 入口温度2

PLR

TE-N023B

PLR ポンプ B 入口温度3

PLR

TE-N028A

PLR ポンプ A 入口温度

4

PLR

TE-N028B

PLR ポンプ B 入口温度

5

PLR

TE-N035A

PLR ポンプ A 入口温度

6

PLR

TE-N035B

PLR ポンプ B 入口温度

7MS

TE-N029

原子炉出口温度

8MS

TE-N030

原子炉出口温度

9MS

TE-N040原子炉出口温度

10MS

TE-1-4A

主蒸気止め弁 A 入口温度

11MS

TE-1-4B

主蒸気止め弁 B 入口温度

12MS

TE-1-4C

主蒸気止め弁 C 入口温度

13MS

TE-1-4D

主蒸気止め弁 D 入口温度

14MS

TX-1-304A

タービンバイパス弁出口温度

15MS

TX-1-304B

タービンバイパス弁出口温度

16MS

TX-1-304C

タービンバイパス弁出口温度

17MS

TX-1-304D

タービンバイパス弁出口温度

18MS

TX-1-304E

タービンバイパス弁出口温度

19

RCIC

TI-R005

RCIC ポンプ出口温度

Tag No.

計測点名称

補足-191-9

補足-191-10

補足-191-11

補足-191-12

補足-191-13

補足-191-14

補足-191-15

補足-191-16

補足-191-17

補足-191-18

補足-191-19

添付資料－５（１／７）

折損時プラント機器への影響評価

補足-191-20

補足-191-21

補足-191-22

補足-191-23

補足-191-24

補足-191-25

補足-191-26

補足-191-27

2. 高サイクル熱疲労による損傷の防止に関する評価結果について

補足-192-1

【平成 17 年 12 月 27 日付け「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の改正に伴う電気事業法に基づく定期事業者検査の実施について」（平成 17・12・22 原院第 6 号）の別紙 2
並びに平成 19 年 2 月 16 日付け「高サイクル熱疲労に係る評価及び検査に対する要求事項について」（平成 19・02・15 原院第 2 号）の指示に基づき提出した「東海第二発電所における高サイクル熱疲労による損傷の防止に関する報告書（平成 20 年 7 月 29 日付け発室発第 235号）」より抜粋】

東海第二発電所

高サイクル熱疲労による損傷の防止に関する報告書

平成２０年７月
日本原子力発電株式会社

補足-192-2

１．目的
平成 17 年 12 月 27 日付け「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の改正に伴う電気事業法に基づく定期事業者検査の実施について」および「別紙 2 新省令第 6 条における高サイクル熱疲労による損傷の防止に関する当面の措置について」（平成 17･12･22 原院第 6 号）並びに平成 19 年 2 月 16 日付け「高サイクル熱疲労に係る評価及び検査に対する要求事項について」（平成 19･02･15 原院第 2 号）の指示に基づき，東海第二発電所において通常運転時に高サイクル熱疲労割れが発生する可能性が高い部位について評価を行った結果と損傷の防止に関する措置について報告する。
２．高サイクル熱疲労割れに関する評価の実施
高サイクル熱疲労割れが発生する可能性が高い部位について，発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（以下，「省令 62 号」という。）第 6 条および解釈第 6 条第 2 項および第 3 項に基づき評価を行い，部位を以下のとおり特定した。
（１）対象施設
対象施設は，省令 62 号第 6 条および解釈第 6 条第 3 項により，以下のとおりである。
・一次冷却材の循環系統（主蒸気，給復水系を含む）
・原子炉冷却材浄化系
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）（２）評価対象とする高サイクル熱疲労現象
評価対象とする高サイクル熱疲労現象は，日本機械学会「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」（JSME S017）（以下，「JSME 指針」という。）により，以下のとおりである。
・高低温水合流型
・キャビティフロー型熱成層（３）高サイクル熱疲労割れの評価対象部位の抽出結果
高低温水合流型およびキャビティフロー型熱成層について，以下のとおり評価対象部位を抽出した。
ａ．高低温水合流型（別紙１）①原子炉冷却材再循環系配管と残留熱除去系配管との合流部②残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部
ｂ．キャビティフロー型熱成層（別紙２）

対象部位なし。

補足-192-3

（４）高サイクル熱疲労割れに関する評価結果
上記（３）で抽出した評価対象部位について，JSME 指針に基づき評価を行った。
ａ．高低温水合流型（別紙３）

評価の結果，①については，高サイクル熱疲労割れの可能性はないことを確認した。また，②については熱疲労割れが発生する可能性は否定できないことを確認した。
ｂ．キャビティフロー型熱成層
対象部位なし。
３．高サイクル熱疲労割れが発生する可能性のある部位の特定結果
上記２．で評価した結果，高サイクル熱疲労割れが発生する可能性がある部位は以下のとおりである。
（１）高低温水合流型
残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部（Ａ系）（２）キャビティフロー型熱成層
対象部位なし。
４．損傷の防止に関する措置（高サイクル熱疲労割れに関する検査）
高サイクル熱疲労割れが発生する可能性がある残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部（Ａ系）については，非破壊検査の対象とし，｢発電用原子力設備における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について」（平成 18 年 3 月 23 日付け平成 18･03･20 原院第 2 号）の別紙 1 の方法により超音波探傷検査（UT）を行った。なお、母材部における超音波探傷検査は360°全方位を網羅する探傷を行なった。
（１）検査範囲
検査対象部位である残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管との合流部の熱応力が疲労限未満となる合流部下流側 6D※までを検査範囲とした。

（別紙４）※：Ｄは配管内径を示す。
（２）検査時期
平成 20 年 4 月 29 日～平成 20 年 6 月 5 日（３）検査結果
検査の結果，異常がないことを確認した。

（別紙５）

なお，当該検査は，独立行政法人原子力安全基盤機構による電気事業法第 54 条第 1 項の定期検査として受検した。
以上

補足-192-4

別紙１

高低温水合流型による高サイクル熱疲労に係る評価対象部位の抽出について
高低温水合流型による高サイクル熱疲労の評価対象部位を以下のとおり抽出した。
１．対象施設対象施設は，省令 62 号第 6 条および解釈第 6 条第 3 項により，以下のとおりである。
・一次冷却材の循環系統（主蒸気，給復水系を含む）
・原子炉冷却材浄化系
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
２．評価対象部位の抽出
高低温水合流型は，高温水と低温水が混合する箇所において，温度変動による熱応力の変動が繰り返され熱疲労が発生する現象であり，評価対象部位については，以下のとおり抽出した。
なお，原子炉給水ノズル部のサーマルスリーブ構造及び原子炉冷却材浄化系配管と給水系配管との合流部のリコンビネーションティー構造は，熱疲労割れ対策として有効に機能していると認められることから，評価対象部位から除外する。
（１）高温水が流れる配管の抽出
１．の対象施設について，通常運転時に高温水が流れる配管を抽出した結果，以下のとおりである。
ａ．一次冷却材の循環系統（主蒸気，給復水系を含む）
原子炉冷却材再循環系配管
給復水系配管
ｂ．原子炉冷却材浄化系
原子炉冷却材浄化系配管
ｃ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
残留熱除去系配管（２）高低温水が合流する配管の抽出
通常運転時に高低温水が合流する部位を有する配管として，（１）で抽出された配管から高温水を取り出して冷却する配管および（１）で抽出された配管に低温水を注入する配管を抽出した結果，以下のとおりである。
ａ．高温水を取り出して冷却する配管（ａ）原子炉冷却材浄化系
原子炉冷却材浄化系配管（ｂ）残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

補足-192-5

残留熱除去系配管
ｂ．低温水を注入する配管（ａ）一次冷却材の循環系統（主蒸気，給復水系を含む）
給水系配管（ｂ）残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
残留熱除去系配管（３）高低温水が合流する部位の抽出（２）で抽出された配管において，高低温水の流体が合流する部位を抽出した結果，以下のとおりである。
①原子炉冷却材再循環系配管と残留熱除去系配管との合流部②残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部
３．評価対象部位（添付資料－１）

上記２．より，高低温水合流型による高サイクル熱疲労に係る評価対象部位として，以下を抽出した。
①原子炉冷却材再循環系配管と残留熱除去系配管との合流部 （２箇所）②残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部

補足-192-6（２箇所）

添付資料－１

補足-192-7

別紙２

キャビティフロー型熱成層による高サイクル熱疲労に係る評価対象部位の抽出について
キャビティフロｰ型熱成層による高サイクル熱疲労の評価対象部位を以下のとおり抽出した。
１．対象施設対象施設は，省令 62 号第 6 条および解釈第 6 条第 3 項により，以下のとおりである。
・一次冷却材の循環系統（主蒸気，給復水系を含む）
・原子炉冷却材浄化系
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
２． 評価対象部位の抽出
キャビティフロー型熱成層は，高温流体に接続されている閉塞配管に高温水が流入すること（キャビティフロー）により閉塞配管に熱成層が発生し，熱成層境界面の変動で温度変動が繰り返され熱疲労が生じる現象であり，評価対象部位については，以下のとおり抽出した。
（１）高温水が流れる配管の抽出
１．の対象施設について，通常運転時に高温水が流れる配管を抽出した結果，以下のとおりである。
ａ．一次冷却材の循環系統（主蒸気，給復水系を含む）
原子炉冷却材再循環系配管
給復水系配管
ｂ．原子炉冷却材浄化系
原子炉冷却材浄化系配管
ｃ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
残留熱除去系配管（２）高温流体に接続されている閉塞配管の抽出（１）で抽出された配管に接続されている閉塞配管であって，高温流体が流れる主管との分岐形態（注１）から対象を抽出した結果，以下のとおりである。
注１：JSME 指針においては，・高温流体を内包する配管側から見て，下向きから水平に移行する部位を対象とする。滞留配管の水平管が，当該配管以上の高さにあり，かつ，その位置で閉塞している場合には自然対流により熱成層は生じないため対象外としている。
・分岐管口径は，50A～300A を対象とする。
・主管と分岐管の口径比（分岐管内径／主管内径）は，0.5 以下までを対象とする。
・高温流体が適用範囲以下の低流速（5m/s）の場合は，熱成層現象は生じるが，渦侵入のドライビングフォースとなる慣性力が小さく，分岐部上部でセル状渦の形成区間が短くなり，渦侵入深さは極めて小さくなるため適用範囲外としている。

ａ．原子炉冷却材再循環系配管
対象なし

補足-192-8

ｂ．給復水系配管
対象なし
ｃ．原子炉冷却材浄化系配管
対象なし
ｄ．残留熱除去系配管
対象なし
３． 評価対象部位
以上より，キャビティフロー型熱成層による高サイクル熱疲労に係る評価対象部位はないことを確認した。

補足-192-9

別紙３

高低温水合流型による高サイクル熱疲労に係る構造健全性評価結果について
高低温水合流型による高サイクル熱疲労の可能性が高い部位を特定するため，JSME 指針に基づき構造健全性評価を実施した。
１．評価対象以下の部位を対象に評価を実施する。
①原子炉冷却材再循環系配管と残留熱除去系配管との合流部 （２箇所）②残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部（２箇所）

２．評価方法（添付資料－１）

JSME 指針の評価手順により，高低温水合流部における温度ゆらぎに対する構造健全性評価を実施した。
３．評価結果

（添付資料－２）（１）原子炉冷却材再循環系配管と残留熱除去系配管との合流部 （Ａ系）
構造健全性評価の結果，JSME 指針におけるステップ１評価（流体温度差評価）にて問題なく，高サイクル熱疲労割れが発生する可能性はない。
（２）原子炉冷却材再循環系配管と残留熱除去系配管との合流部 （Ｂ系）
当該合流部の評価は発電所停止操作時の条件であり，（Ａ系）を使用する運用であることから（Ｂ系）の評価は不要である。
（３）残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部（Ａ系）
構造健全性評価の結果，JSME 指針におけるステップ４評価（疲労評価）にて疲れ累積係数が１以上となるため，高サイクル熱疲労割れが発生する可能性は否定できない。
（４）残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管の合流部（Ｂ系）
当該合流部の評価は発電所停止操作時の条件であり，（Ａ系）を使用する運用であることから（Ｂ系）の評価は不要である。
以上

補足-192-10

添付資料－１
高低温水合流部における温度揺らぎに対する評価フロー（ＪＳＭＥ Ｓ０１７）

補足-192-11

添付資料－２

補足-192-12

別紙４

高低温水合流型による高サイクル熱疲労に関する検査範囲1080

原子炉圧力容器へ

650

SM41B-457.2φ×14.3t
ｴﾙﾎﾞPT42

SM41B-457.2φ×14.3t
ｴﾙﾎﾞPT42

残留熱除去系ポンプ(A)より

152 E12-F048A
0

廃棄物処理設備へ
450

E12-F049

E12-F003A

STPT42-165.2φ×7.1t

SM41B-457.2φ×14.3t
ｴﾙﾎﾞPT42

残留熱除去系熱交換器(A)

残留熱除去系熱交換器出口配管とバイパス配管との合流部（A 系）
検査範囲
合流部下流：６Ｄ（Ｄ＝内径）６Ｄ＝４２８．６×６＝２５７１．６≒２６００ｍｍ

合流部上流
バイパス側：第１弁まで
熱交換器側：１．５Ｄ
１．５Ｄ＝４２８．６×１．５＝６４２．９≒６５０ｍｍ

廃棄物処理設備側：１Ｄ
１Ｄ＝４２８．６×１≒４５０ｍｍ

補足-192-13

別紙５抜粋

補足-192-14

【参考資料-1】

技術基準規則の新旧比較について

発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（平成 25 年 6 月 28 日）と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（平成 29 年 9 月 11 日）との比較について以下の表に示す。
表

技術基準規則の新旧比較表

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（平成29 年 9 月 11 日）（流体振動等による損傷の防止）（流体振動等による損傷の防止）
第六条
第十九条
燃料体及び反射材並びに炉心支
燃料体及び反射材並びにこれらを支持する構造物，熱遮へい材並びに一次 持構造物，熱遮蔽材並びに一次冷冷却系統に係る施設に属する容器，管， 却系統に係る容器，管，ポンプ及ポンプ及び弁は，一次冷却材若しくは び弁は，一次冷却材又は二次冷却二次冷却材の循環，沸騰等により生ず 材の循環，沸騰その他一次冷却材
る流体振動又は温度差のある流体の混 又は二次冷却材の挙動により生ず合等により生ずる温度変動により損傷 る流体振動又は温度差のある流体を受けないように施設しなければなら の混合その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる温度ない。
変動により損傷を受けないように施設しなければならない。

発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（平成 25 年 6 月 28 日）

備考

追加要求なし【参考資料-2】

原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲について新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとして拡大される、「残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン」及び「残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りライン」について範囲
を第 1 図，第 2 図に示す。
1.流体振動評価に対する確認
上記の原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲には、日本機械学会「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」（ＪＳＭＥ Ｓ 012-1998）の適用範囲および対象に定められた(1)構造物は，単一・一様円柱を対象とする。
(2)単一・一様円柱は，配管の長手方向に直交して取り付けられ，片側が完全固定され，もう一端は自由な片持梁の構造を対象とする。
(3)断面が流れに大きな影響を与えない程度に一様でない単一・円柱状構造物も対象とする。
(4)単一・一様円柱および単一・円柱状構造物は，片側の配管への固定が柔な構造も含め，片持梁以外の梁構造も対象とする。
上記に当てはまる構造物は存在しないため，評価を不要とする。

2.高サイクル熱疲労評価に対する確認
2-1.高低温水合流部の温度揺らぎによる高サイクル熱疲労
上記の原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲には、日本機械学会「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」（ＪＳＭＥ Ｓ 017-2003）の適用範囲および対象に定められた(1)水を内包する配管の高温水と低温水が合流するＴ管継手の近傍を対象とする。Ｔ継手としては，主管と分岐管の口径比が 0.2～1.0 であるものを対象とする。
上記に当てはまる合流点は存在しないため，評価を不要とする。

2-2.閉塞分岐間対流部の熱成層化による高サイクル熱疲労
上記の原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲には、日本機械学会「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」（ＪＳＭＥ Ｓ 017-2003）の適用範囲および対象に定められた(1)分岐の形態
高温流体を内包する配管側から見て，下向きから水平に移行する部位を対象とする。
滞留配管の水平管が，当該配管以上の高さにあり，かつ，その位置で閉塞している場
合には自然対流により熱成層は生じないため対象外としている。
(2)構造
分岐管口径は，50Ａ～300Ａを対象とする。
主管と分岐管の口径比（分岐管内径／主管内径）は，0.5 以下までを対象とする。
(3)流れ非圧縮性と考えられる水単相を対象とする。
主管流速は，5 m/s～18 m/s を対象とする。
上記に当てはまる合流点は存在しないため，評価を不要とする。

以上より，原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲に流体振動又は温度変動による損傷の防止の評価が必要な部位は無い。

第 1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲（残留熱除去系Ａ系）

第 2 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲（残留熱除去系Ｂ系）