本資料のうち，枠囲みの内容は，商業機密あるいは防護上の観点

資料番号

補足-421-6 改 0

提出年月日

平成 30 年 3 月 22 日

から公開できません。

工事計画に係る補足説明資料
強度に関する説明書のうち補足-421-6【重大事故等クラス２機器であってクラス１機
器の強度評価の方針について】

平成 30 年 2 月
日本原子力発電株式会社

１．はじめに重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物の材料及び構造については，「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」（平成25年6月28日 原子力規制委員会規則第六号）第55条第1項第2号及び第5号に規定されており，適切な材料を使用し，十分な構造及び強度を有することが要求されている。具体的には，「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（以下JSME）もしくは，施設時に適用された規格を用いて重大事故等時に機器が十分な強度を有することを確認する必要がある。
ここでは，東海第二で重大事故等クラス２であってクラス１機器の対象となる原子炉圧力容器と重大事故等
クラス２管でクラス１管に関する施設時の基準，建設時工認の評価状況の整理を行い，重大事故等時に機器が十分な強度を有することを示すための方針を記載する。
２．施設時の要求と既工認の強度評価状況
原子炉圧力容器と重大事故等クラス２管でクラス１管について施設時の基準と既工認の強度評価状況を表1 に示す。施設時の基準では強度評価は，原子炉圧力容器は応力評価，１種管は板厚評価が要求されており，
既工認ではそれぞれ「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」（昭和 45 年通産省告示第 501 号 以下昭
和 45 年告示）に基づき評価を実施している。尚，１種管については昭和 45 年告示で応力評価の要求はない
が，ASME を準用して応力評価を実施している。
表 1 施設時の要求と既工認の強度評価状況
施設時の基準

1 種容器(原子炉圧力容器)

1 種管

応力評価

板厚評価

(昭和 45 年告示要求)
既工認の評価（応力評価の要求はなし）
昭和 45 年告示で応力評価（建設時から昭和 55 年前まで）
設計・建設規格の要求

昭和 45 年告示で板厚評価
ASME を準用した応力評価

応力評価

板厚評価

（参考）

応力評価

1

３．重大事故等クラス２機器でクラス１機器の強度評価方針
施設時の基準，既工認の評価状況を踏まえて，重大事故等クラス２機器であってクラス１機器の強度評価
方針を表 2 に示す。
原子炉圧力容器の重大事故等クラス２でクラス１機器としての強度評価は施設時の昭和 45 年告示での評価
結果として既工認の評価結果があり，既工認の評価条件は重大事故等時の評価条件を包絡することを示した
上で，既工認の結果を確認することで重大事故等時の評価を行う。
重大事故等クラス２管でクラス１管の強度評価は，施設時の規格（昭和 45 年告示）では，管に対する応力評価要求がないが，設計・建設規格では，応力評価の要求があることから，今後提出する耐震評価ⅣAS の評価
条件が重大事故等時の評価条件を包絡することを示した上で，耐震評価ⅣAS の結果を確認することで重大事故等時の管の応力評価を行う。
重大事故等クラス２管でクラス１管の板厚評価は施設時の昭和４５年告示での評価結果として既工認の評価結果があり，既工認の評価条件は重大事故等時の評価条件を包絡することを示した上で，既工認の結果を確認することで重大事故等時の評価を行う。
表 2 重大事故等クラス２機器であってクラス１機器の強度評価方針
機器クラス

対象機器

施設時の基準で要強度評価方針求される評価重大事故等クラス２機器

原子炉圧力容器

応力評価

であってクラス１機器

既工認の評価条件が重大事故等時の評価条件を包絡することを示し，既工認の結果を確認することで重大事故等時の評価を行う

重大事故等クラス２管

応力評価

今回の耐震評価（ⅣAS）の評価条

でクラス１管

（昭和 45 年告示

件が重大事故等時の評価条件をでは評価要求な包絡することを示し，耐震評価

し，昭和 55 年告（ⅣAS）結果を確認することで重示，設計建設規格

大事故等時の評価を行う

では評価要求あり）
板厚評価

既工認の評価条件が重大事故等時の評価条件を包絡することを示し，既工認の結果を確認する
ことで重大事故等時の評価を行う

2４．強度評価と耐震評価について
３．の強度評価方針に示すとおり，原子炉圧力容器については建設時工認の強度評価結果（耐震含む）を用いて重大事故等時の評価とすること，重大事故等クラス２管でクラス１管については，耐震評価ⅣAS の結果を用いて重大事故等時の評価とすることから，強度評価と耐震評価の関係について説明を行う。原子炉圧力容器，
管の強度評価，耐震評価の項目は表 3 のとおりとなる。ここで，強度計算における応力評価と耐震計算における応力評価は同様な評価内容となるため，強度計算書の応力評価に係る部分については，耐震評価，強度評
価等のうち厳しい条件を用いて評価を代替することができる。
表 3 原子炉圧力容器，クラス１管の強度評価と応力評価の評価項目
評価項目
強度計算

・応力計算（容器，クラス１管）
・板厚計算（クラス１管）

耐震計算

・応力計算（容器，クラス１管）

５．原子炉圧力容器の応力評価について
５．１ 応力分類について
原子炉圧力容器の強度評価における建設時と重大事故等時（ⅤA）の応力分類を表 4 に示す。胴に対する特別な応力（軸圧縮）以外については，重大事故等時（ⅤA）の強度評価と建設時設計条件による強度評価，及び参考に示す耐震評価で同様の応力評価体系となる。尚，胴は内圧による引張り応力が作用し，死荷重や地震荷重による圧縮応力より大きいため，軸圧縮応力は支配的ではないため，特別な応力（軸圧縮）は現在の評価では省略可能と考える。原子炉圧力容器の特別な応力（軸圧縮）の概要を図 1 に，建設時の評価結果を
図 2 に示す。

3

表 4 ＲＰＶの強度評価，耐震評価での評価項目と評価応力
Ｎｏ．

１

部位

胴

A.強度評価（ⅤＡ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）
一次膜＋曲げ応力（ＰL＋Ｐｂ）

B.強度評価比較結果（建設時の設計条件）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

相違点の考察建設時工認では，特別な建設時は特別な応力として軸応力（軸圧縮）の評価を

圧縮応力評価を実施している。

実施している。

ただし，胴は内圧による引張り

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

応力が作用し，死荷重や地震荷

特別な応力（軸圧縮）

重による圧縮応力より大きい
ため，軸圧縮応力は支配的ではなく，省略可能である。

２３

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

特別な応力（軸圧縮）

特別な応力（軸圧縮）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

特別な応力（軸圧縮）

特別な応力（軸圧縮）

特別な応力（外圧）

特別な応力（外圧）

原子炉圧力容一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

器ノズル

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）（給水スパー

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

ジャブラケッ

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次一般膜応力（Ｐｍ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

一次膜＋曲げ応力（ＰＬ＋Ｐｂ）

特別な応力（純せん断）

特別な応力（純せん断）

下鏡板

原子炉圧力容器スカート

制御棒駆動機
４

構ハウジング貫通部

５

ブラケット類
６

ト以外）

７

給水スパージャブラケット4

相違なし―

図 1 特別な応力（軸圧縮）の説明

図 2 建設時工認の胴の軸圧縮評価結果とその他荷重による応力抜粋
5５．２

荷重の組合せについて

原子炉圧力容器の重大事故等時（Ⅴ）及び建設時の設計条件での強度評価の荷重の組み合わせを表 5 に示す。重大事故等時（Ⅴ）の強度評価も建設時設計条件の強度評価も死荷重，圧力，外荷重（機械荷重，地震荷重）に分類される。
表 5 原子炉圧力容器の強度評価，耐震評価時の荷重の組み合わせ
B.強度評価A.強度評価（Ⅴ）（建設時の設計条件）

原子炉圧力容器の

D+PSA+ML

D+Pd+Md+S

荷重の組み合わせ

D:死荷重

D: 死荷重PSA:重大事故等時に圧力

Pd:最高使用圧力

ML:重大事故等時の機械荷重（ジェット荷

S：設計地震動

重）※1※１：５．６ 表 7 に詳細を示す。

6

５．３ 応力算出方法の概要
原子炉圧力容器の強度評価及び耐震評価では，図 3 に示す建屋連成モデルにジェット荷重，地震荷重を入力することで出力される原子炉圧力容器部の質点での反力，モーメントをもとに，各部位での応力が算出される。算出された応力と許容値を比較することで強度評価，耐震評価を行う。適用される荷重が異なる場合（ジェット荷重や地震荷重）であっても，原子炉圧力容器部の質点で出力される反力，モーメントを比較することで原子炉圧力容器各部位での応力の大小関係を確認することができる。

図 3 建屋連成モデルと地震，ジェット荷重入力点

7

５．４ 算出応力の概要
５．３の算出方法から求められた各応力について，図 4 に重大事故等時（Ⅴ）と設計条件（建設時）との比較を示す。D の死荷重による求めされた応力は重大事故等時（Ⅴ）と設計条件（建設時）で同等である。
圧力による応力については，５．６表 7 に示すとおり，設計条件の圧力が重大事故等時（Ⅴ）の圧力を上回るため，設計条件の圧力による応力のほうが重大事故等時（Ⅴ）よりも大きい。左記の状況から，外荷重である建設時の地震による応力と重大事故等時（Ⅴ）で生じるジェット荷重による応力を比較することで建設時の設計条件による評価結果で重大事故等時（Ⅴ）の評価を代替できる。

応力

強度評価
許容応力状態ⅣＡ

設計条件

S
ML
PS
A

8.19MPa

Pd

D

8.62MPa

D
設計条件（建設時）運転状態 V

応力分類：１次応力評価（胴板）
図 4 原子炉圧力容器の 1 次応力の概念図（胴板）５．５ 既工認の許容値と重大事故等時の許容値の比較
表 6 に既工認の許容値（昭和 45 年告示）と重大事故等時の許容値（設計・建設規格）を胴板を代表して示す。
表 6 のとおり告示のほうが保守的な許容値を用いている。
表 6 既工認で用いた昭和 45 年告示と設計・建設規格の許容値
一次一般膜応力（Pm）

膜＋曲げ応力（PL+Pb）

昭和 45 年告示

Sm (184 MPa)

1.5Sm (276 MPa)

設計・建設規格

2/3Su (326 MPa)

α・2/3Su (470 MPa)

( )内は胴の許容応力例を示す。設計・建設規格は相当材の値を掲載している。

8

５．６ 原子炉圧力容器の SA クラス２で DB クラス１機器としての強度評価条件について
原子炉圧力容器の SA クラス２で DB クラス１機器としての強度評価は施設時の昭和 45 年告示での評価結果
として既工認の評価結果があり，既工認の評価条件が重大事故等時の評価条件を包絡することを示した上で，既工認の結果を確認することで重大事故等時の評価を行う。以下に条件の比較を示す。
（１）既工認の評価条件と重大事故等時の評価条件の比較
原子炉圧力容器の応力評価に必要な評価条件として温度，圧力，外荷重について既工認の評価条件と重大事故等時の評価条件を表 7 に示す。圧力，温度については既工認の評価条件が重大事故時条件を包絡する。
外荷重については，重大事故等時のうち LOCA 時注水機能喪失時に発生する配管破断によるジェット荷重が既工認の地震荷重に比べて小さいため既工認の評価条件が重大事故時条件を包絡すると考えており，重大事
故等時の配管破断によるジェット荷重と既工認の地震荷重の定量的比較を現在整理している。
表 7

既工認と重大事故等時の評価条件

No.

状態※１

圧力※4

温度

(MPa)

(℃)

外荷重

既工認評価条件との比較※51

高圧・低圧注水機能喪失

7.79

295

事故荷重は生じない※2○

2

高圧注水・減圧機能喪失

7.79

295

事故荷重は生じない※2

○

※2

○

3

全交流動力電源喪失(長期 TB)

8.16

298

事故荷重は生じない

4

全交流動力電源喪失(TBD，TBU)

8.16

298

事故荷重は生じない※2

○

※2

○

5
6

7

全交流動力電源喪失(TBP)

8.16

298

事故荷重は生じない

崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失の

7.79

295

事故荷重は生じない※2

○

7.79

295

事故荷重は生じない※2○場合)
崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系故
障の場合)

8

原子炉停止機能喪失

8.19

298

事故荷重は生じない※2○

9

LOCA 時注水機能喪失

7.79

295

配管破断によるジェット荷重※3△10

格納容器バイパス(ISLOCA)

7.79

295

事故荷重は生じない※2

○

※2

○

11

津波浸水による注水機能喪失

8.16

298

事故荷重は生じない

12

既工認の評価条件

8.62

302

地震荷重※3―※1：No.1～11 までは，重要事故シーケンスの状態を示す。※2：配管破断を伴わない事故シーケンスであり，事故時荷重は生じない。 ※3：配管破断によるジェット荷重は地震荷重に比べて小さいことを整理している。※4：No.1～11 は圧力容器ドーム圧を示す。※5：○→既工認の評価条件に包絡される。△→ジェット荷重は地震荷重の比較を実施している。

9

６． 管の応力評価について
６．１ 応力分類について
管の重大事故等時（Ⅴ）と耐震評価（ⅣＡＳ）での応力分類を表 8 に示す。強度評価と耐震評価は同様の応力分類で評価を行う。
表 8 管の応力分類
Ｎｏ． 部位A.強度評価（Ⅴ）

耐震評価（ⅣＡＳ）

相違点

１

一次応力

一次応力

なし

管

６．２ 荷重の組合せについて
管の強度評価と耐震評価の荷重の組み合わせを表 9 に示す。
重大事故等時（Ⅴ）の強度評価も耐震評価（ⅣＡＳ）も死荷重，圧力，外荷重（機械荷重，地震荷重）に分類される。
表 9 管の強度評価と耐震評価における荷重の組合せ
A.強度評価（Ⅴ）

耐震評価（ⅣＡＳ）

管の

D+P+M

D+P+Ss

荷重の組み合わせ

D:死荷重

D:死荷重

PSA:重大事故等時の圧力

Pd:最高使用圧力

M:重大事故等時の機械荷重

Ss:基準地震動 Ss の地震力

(ジェット荷重）※※※MS-SRV の取り付く配管モデルでは，機械荷重として SRV 吹き出し反力が入る。

10

６．３ 応力算出方法の概要
強度評価，耐震評価での管の応力は，図 5 に示すモデルから得られたモーメントをもとに算出される。強度評価においても，耐震評価においても同様なモデルを用いるため，重大事故等時の入力条件が耐震評価時の入力条件に包絡することを示すことで重大事故等時の評価を代替できる。

図 5 管の応力算出モデル11

６．４ 算出応力の概要
６．３の算出方法から求められた各応力について，図 6 に重大事故等時（Ⅴ）と耐震評価（ⅣAS）との比較を示す。死荷重による求めされた応力は重大事故等時（Ⅴ）と耐震評価（ⅣAS）で同等である。圧力による応力については，６．６ 表 10 に示すとおり，耐震評価（ⅣAS）の圧力が重大事故等時（Ⅴ）の圧力を上回るため，耐震評価（ⅣAS）の圧力による応力のほうが重大事故等時（Ⅴ）よりも大きい。左記の状況か
ら，外荷重である地震による応力と重大事故等時（Ⅴ）で生じるジェット荷重による応力を比較することで耐震評価（ⅣAS）による評価結果で重大事故等時（Ⅴ）の評価を代替できる。

応力

強度評価（応力評価）

耐震評価（応力評価）

許容応力状態ⅣＡＳ

許容応力状態ⅣＡＳ

地震荷重
(Ss)

事故時
作用荷重
最高使用
圧力
8.62MPa

事故時
圧力8.19 MPa
死荷重

死荷重

設計条件（運転状態Ⅴ）

配管評価

運転状態ⅣAS

応力分類：１次応力

図 6 管の 1 次応力の概念図
６．５ 耐震評価ⅣAS と重大事故等時の強度評価の許容値について
耐震評価ⅣAS と重大事故等時の強度評価の許容値は，いずれも設計・建設規格のⅣAS を用いるため同等と考える。管については，建設時に ASME を準用して応力評価を行っていることから，参考に建設時の許容値と設計・
建設規格の許容値の比較を６．７に示す。

12

６．６ 重大事故等クラス２管であってクラス１管の強度評価条件について
重大事故等クラス２管であってクラス１管の強度評価のうち応力評価については，施設時の規格（昭和 45
年告示）に応力評価要求がないが，設計・建設規格では応力評価の要求があるため，今後提出する耐震評価Ⅳ
ASの評価条件が重大事故等時の評価条件を包絡することを示した上で，耐震評価ⅣAS の結果を確認することで重大事故等時の管の応力評価を行う。以下（１）に耐震評価ⅣAS の評価条件と重大事故等時の評価条件を示す。
尚，重大事故等クラス２管であってクラス１管の強度評価のうち板厚評価は施設時の昭和 45 年告示での評価結果として既工認の評価結果があり，（２）に示すとおり既工認の評価条件は重大事故等時の評価条件を包絡することから，既工認の結果を用いて重大事故等時の評価を行う。
（１）耐震評価ⅣAS の評価条件と重大事故等時の評価条件（応力計算）
管の応力評価に必要な評価条件として温度，圧力，外荷重について耐震評価ⅣAS の評価条件と重大事故等時の評価条件を表 10 に示す。圧力，温度についてはⅣAS の評価条件が重大事故時条件を包絡する。外荷重については，重大事故等時のうち LOCA 時注水機能喪失時に破断した配管にはジェット荷重が発生するが，強度評価を行う破断した配管以外の配管については，ジェットによる荷重の伝播による影響は小さいと考えられる。
表 10 耐震評価ⅣAS と重大事故等時の評価条件
状態※1

No.

1

高圧・低圧注水機能喪失

圧力※4

温度

(MPa)

(℃)

7.79

295

事故荷重は生じない※2

○

※2

外荷重

ⅣAS の評価条
件との比較※52

高圧注水・減圧機能喪失

7.79

295

事故荷重は生じない○

3

全交流動力電源喪失(長期 TB)

8.16

298

事故荷重は生じない※2

○

※2

4

全交流動力電源喪失(TBD，TBU)

8.16

298

事故荷重は生じない○

5

全交流動力電源喪失(TBP)

8.16

298

事故荷重は生じない※2

○

7.79

295

※2

事故荷重は生じない

○

7.79

295

事故荷重は生じない※2

○

6

7

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)

8

原子炉停止機能喪失

8.19

298

事故荷重は生じない※2○

9

LOCA 時注水機能喪失

7.79

295

配管破断によるジェット荷重あり※3○10

格納容器バイパス(ISLOCA)

7.79

295

※2

○

※2

事故荷重は生じない

11

津波浸水による注水機能喪失

8.16

298

事故荷重は生じない○

12

ⅣAS の評価条件

8.62

302

地震荷重

―

※1：No.1～11 までは，重要事故シーケンスの状態を示す。※2：配管破断を伴わない事故シーケンスであり，事故時荷重は生じない。 ※3：配管破断が生じるが，破断により破断していない配管への影響は軽微と考える。※
4：No.1～11 は圧力容器ドーム圧を示す。※5：○→ⅣＡＳの評価条件に包絡される。

13

（２）既工認の評価条件と重大事故等時の評価条件（板厚計算）
重大事故等クラス２管であってクラス１管の強度評価のうち板厚計算で評価条件となる温度，圧力について
表 11 に既工認と重大事故等時の評価条件を示す。圧力，温度については既工認の評価条件が重大事故時条
件を包絡する。
表 11 既工認と重大事故等時の評価条件
状態※１

No.

圧力※2

温度

既工認評価条(MPa)(℃)

件との比較※31

高圧・低圧注水機能喪失

7.79

295

○

2

高圧注水・減圧機能喪失

7.79

295

○

3

全交流動力電源喪失(長期 TB)

8.16

298

○

4

全交流動力電源喪失(TBD，TBU)

8.16

298

○

5

全交流動力電源喪失(TBP)

8.16

298

○

6

崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失の場合)

7.79

295

○

7

崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系故障の場合)

7.79

295

○

8

原子炉停止機能喪失

8.19

298

○

9

LOCA 時注水機能喪失

7.79

295

○

10

格納容器バイパス(ISLOCA)

7.79

295

○

11

津波浸水による注水機能喪失

8.16

298

○

12

既工認の評価条件

8.62

302

―

※1：No.1～11 までは，重要事故シーケンスの状態を示す。
※2：No.1～11 は圧力容器ドーム圧を示す。
※3：○→既工認の評価条件に包絡される。

14

６．７ 建設時（ASME，告示）と JSME の比較
建設時の評価に準用した ASME クラス１管の式について JSME クラス１管との比較を表 12 に示す。表 12に示すとおり応力評価式については ASME と JSME でほぼ同等と考える。応力係数については JSME における
「曲げ管または突合せ溶接式エルボ」と「突合せ溶接式ティー」の B1 係数は 0.5 であり，ASME1971，1974
が 1.0 で大きいが，ASME 1980 以降の B1 係数は 0.5 となっており JSME と同等である。尚，参考に（１）で応力係数の違いによる影響を確認した。
許容値については，表 13 に示すとおり炭素鋼については概ね建設時等時の告示と JSME は同等であり，その他は JSME に一致する許容値がないことから ASME の許容値を用いる方針としている。
（１）B1 係数の違いに関する影響調査
ASME1971 及び 1974 の B1 係数は 1.0 であり，JSME の B1 係数は 0.5 である。ASME1980 以降は JSME と同様に 0.5 の B1 係数を用いているが，参考にクラス１配管のうち一次応力が比較的厳しい主蒸気系配管について，現状の JSME 評価結果を用いて B1 係数の違いによる影響を確認した。表 14 に示す影響確認結果から B1係数の違いによる影響は小さいことを確認した。
（２）参考文献
a.「Boiler and Pressure Vessel Code Sec.Ⅲ Div.1 1971，1974 edition」（The American Society of
Mechanical Engineers）
b.「発電用原子力設備規格

設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版含む。
））＜第 1 編軽水炉規格＞

ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ１－2005/2007」（日本機械学会）15

表 12 クラス１管 ASME と JSME の式の比較
比較

ASME

JSME

比較

項目
応

１次応力の評価式はＡＳＭ

力

ＥとＪＳＭＥで同様の式を算用いている。

出式

応

上記の式で用いているＢ１，力

Ｂ２の応力係数は以下以外は係

ＡＳＭＥとＪＳＭＥでほぼ同数等。
「曲げ管または突合せ溶接式エルボ」と「突合せ溶接式テ
ィー」はＡＳＭＥのほうがＢ
１係数が大きいが，ASME
1980 以降の B1 係数は 0.5 となり JSME と同様となっている。応力評価へ及ぼす影響を
表 14 で確認する。

16

表 13 クラス１管 ASME と JSME の式の比較
比較

ASME

JSME

項目

(STS49，STPT49 は既工認で用いている昭和 45 年告示の値)

比較

許

炭素鋼については，単位系

容

換算の桁処理により値が違

値うが，昭和４５告示とJSME はほぼ同等。

AMSE 材については，
JSME（JIS）と機械的性
質が全く一致するものがな
いため，単純に比較することはできないが，評価において ASME 許容値を用いることとしているため問題ない。

※１：（ ）内の設計応力強さ kgf/mm2 に×9.80665 を乗じて小数※４：JSME 設計建設規格 2005／2007 付録材料図表のSm 値を 302℃で線形補完した値。

点以下を切り捨てた値。
※２：（ ）内は建設時工認に記載の値から算出した Sm※３：ASME に記載の PSI を MPa へ変換した値

17

表 14 B1 係数の違いに関する影響調査
比較項目

ASME1971 及び 1974 の応力係数

JSME の応力係数

B1 応力係数が 1.0 の場合

B1 応力係数が 0.5 の場合

応力係数
の違いに
よる一次
応力

18

別紙
重大事故等クラス２機器であってクラス１機器（原子炉容器及びクラス１管）の強度評価において考慮する
事故シーケンスの考え方
原子炉容器及びクラス１管が有する原子炉冷却材圧力バウンダリ機能は，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」において，異常発生防止系として，その損傷又は故障により発生する事
象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を引き起こすおそれのある構築物，系統及び機器であると定義されている。このため，重大事故等クラス２機器としての強度評価においては，技術基準規則第 54 条に基づき，「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」第 37 条
において，個別プラントの確率論的リスク評価を活用し，炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事
故シーケンスグループから選定された，重要事故シーケンスに基づく圧力・温度条件を考慮する。
なお，格納容器破損モードのうち，高圧溶融物／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）及び溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）は，炉心が損傷し，
原子炉圧力容器の破損に至る事故シーケンスである。また，格納容器破損モードのうち，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）及び水素燃焼は，重大事故等対処設備を用いた原子炉注水により原
子炉圧力容器の破損防止に成功する事故シーケンスであるが，大破断ＬＯＣＡが発生し，炉心損傷に至る事象である。これら炉心損傷に至るとともに原子炉冷却材圧力バウンダリの機能が喪失する格納容器破損モードの事故シーケンスについては，原子炉冷却材圧力バウンダリの機能維持を確認する評価には適用しない。
重要事故シーケンスに基づく圧力・温度条件を表 15 に示す。これらの条件は昭和 45 年告示を適用した建設時強度評価の圧力・温度条件である 8.62MPa 及び 302℃に包絡される。

19

表 15

重要事故シーケンスに基づく圧力・温度条件

No.

状態※１

圧力※1
MPa[gage]

温度※2
℃

1

高圧・低圧注水機能喪失

7.79

295

2

高圧注水・減圧機能喪失

7.79

295

3

全交流動力電源喪失(長期ＴＢ)

8.16

298

4

全交流動力電源喪失(ＴＢＤ，ＴＢＵ)

8.16

298

5

全交流動力電源喪失(ＴＢＰ)

8.16

298

6

崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失の場合)

7.79

295

7

崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系故障の場合)

7.79

295

8

原子炉停止機能喪失

8.19

298

9

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

7.79

295

10

格納容器バイパス(ＩＳＬＯＣＡ)

7.79

295

11

津波浸水による注水機能喪失

8.16

298

[建設時既工認の評価条件：圧力 8.62MPa，温度 302℃]※1 有効性評価解析における，原子炉圧力容器ドーム部圧力を示す。
※2 原子炉圧力容器ドーム部圧力に対する飽和温度を設定する。炉心損傷しない事故シーケンスにおいて，原子炉容器及びクラス１管に接触する冷却材は過熱状態とならないことから，飽和温度を考慮することは保守的な仮定である。

20