【論点－８】 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） （１／６）
１．概要
SAクラス２機器であってクラス１機器の強度評価に用いる設計条件の妥当性を確認する。
２．確認事項① 原子炉圧力容器のSA時の強度評価（応力計算）を，ＪＳＭＥに従い評価を行うことの妥当性を確認する。
② 配管の強度評価（応力計算）を，耐震評価（ⅣAS）の設計条件で評価を行うことの妥当性を確認する。
３．設計方針① 原子炉圧力容器のＳＡ時強度計算（応力計算）（１）基本方針• ＳＡ時の強度評価の際の条件は，ＳＡ時の温度・圧力・機械荷重を評価条件として実施する。
• 建設時の適用規格である告示５０１号（昭和４５年版）では，設計条件での基準のみであり，ＳＡ時に適用すべき運転状態Ｖに対する基準がないため，ＪＳＭＥの供用状態Ｄの規定を適用する。

【論点－８】 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） （２／６）
クラス1配管の応力評価

建設時工認
告示501（S45年）

ＳＡの評価
JSME（2005/2007）

妥当性

評価応力

設計条件
一次応力
特別な応力
（外圧，軸圧縮，支圧，純せん断）
一次+二次応力，疲労

運転状態V（供用状態Ｄ）
一次応力
特別な応力
（外圧，軸圧縮，支圧，純せん断）

ＳＡは繰り返し生じるものではないた
め，一次+二次応力及び疲労評価は不要である。建設時工認の適用規格（告示５０１号（昭和４５年版））には運転状態IVに対する許容応力の規定がないため，ＪＳＭＥの供用状態Ｄの規定を適用する。

許容応力強さ告示501（S45年）

ＪＳＭＥ
炭素鋼，低合金鋼
MIN（2/3Su）
ＳＵＳ，高ニッケル合金
MIN（2.4Sm，2/3Su）

Smの方が小さいが、運転状態V（供用状態Ｄ）の評価とするため、ＪＳＭＥの供用状態Ｄの規定を適用する。

≦Sm【論点－８】 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） （３／６）（2）原子炉圧力容器のＳＡ時条件について
a) 重要事故シーケンス（ＳＡ時の設計条件（Ⅴ））と建設時設計条件
下表の重要事故シーケンスのなかで，LOCA時注水機能喪失は機械荷重（外荷重としてジェット荷重）が生じる状態である。
原子炉停止機能喪失の状態の圧力と，ジェット荷重を用いて評価を行うことで保守的な評価としている。
圧力（MPa）

温度（注）（℃）

高圧・低圧注水機能喪失

7.79

295

事故時荷重なし

高圧注水・減圧機能喪失

7.79

295

事故時荷重なし

全交流動力電源喪失(長期TB)

8.16

298

事故時荷重なし

全交流動力電源喪失(TBD，TBU)

8.16

298

事故時荷重なし

全交流動力電源喪失(TBP)

8.16

298

事故時荷重なし

崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失の場合)

7.79

295

事故時荷重なし

崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系故障の場合)

7.79

295

事故時荷重なし

原子炉停止機能喪失

8.19

298

事故時荷重なし

LOCA時注水機能喪失

7.79

295

配管破断によるジェット荷重

格納容器バイパス(ISLOCA)

7.79

295

事故時荷重なし

津波浸水による注水機能喪失

8.16

298

事故時荷重なし

8.62

302

機械荷重，地震荷重（＊1）

重要事故シーケンス（状態）／建設時設計条件

重要事故シーケンス

建設時設計条件

SA時機械荷重（外荷重）／建設時の機械荷重，地震荷重（ 注 ）圧力は原子炉圧力容器ドーム部の圧力を示す。また，温度は圧力に対応した飽和温度を示す。
（＊1）建設時の機械荷重（外力）はスクラム反力があり，地震荷重は，基礎加速度180Galによって求められた地震力

【論点－８】 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） （４／６）② 配管の強度評価（応力計算）の基本的な考え方の整理状況• 下表のとおり，応力計算の体系は同じ（＊2）• 組合せ荷重（＊4）は下表のとおり。
• SA時のB項は重要事故シーケンスにおける最高使用圧力を用いている。C項は主蒸気配管のみ主蒸気逃し安全弁の吹き出し反力を含めている。また，C項で考慮すべき配管破断により生ずるジェット荷重については，破断した配管のバウンダリ機能は期待しないこと，及びジェット荷重は直接他の重要設備となる配管に作用しないことから考慮しない。圧力容器を介して伝搬される破断した配管以外に作用する荷重は２次応力成分のためSA時の評価不要。
配管

耐震評価（ⅣAS）

比較

SA時の強度評価（Ⅴ）

評価する応力（＊2）

・１次応力（＊3）

同様

・１次応力

許容値

Min(３Sm，２Sy)＝

Min(３Sm，２Sy)

組合せ荷重
（＊4）

死荷重（A)＝死荷重（A)

最高使用圧力（B) 8.62 MPa＞

SA時圧力（B) 8.19MPa

機械荷重による応力（C）（＊5）＝機械荷重による応力（C）（＊5）

地震慣性力による応力（D）＞－（＊3）耐震評価は１次応力に加え，１次＋２次応力評価も実施（＊4）主蒸気逃し安全弁の吹き出し反力（主蒸気配管のみ考慮）【論点－８】 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） （５／６）• 組合せ配管の設計条件における代表性・網羅性について
ａ) 重要事故シーケンス（ＳＡ時の設計条件（Ⅴ））とⅣASの比較
下表の重要事故シーケンスのなかで，原子炉停止機能喪失の状態の圧力及び温度が高いが，今回の評価では建設時からの評価で用いている包絡した圧力及び温度で評価する。LOCA時注水機能喪失の状態では機械荷重（外荷重としてジェット荷重）が生じる状態であるが，前頁で記載したとおり評価上考慮しない。
圧力（MPa）

温度（注）（℃）

高圧・低圧注水機能喪失

7.79

295

事故時荷重なし

高圧注水・減圧機能喪失

7.79

295

事故時荷重なし

全交流動力電源喪失(長期TB)

8.16

298

事故時荷重なし

全交流動力電源喪失(TBD，TBU)

8.16

298

事故時荷重なし

全交流動力電源喪失(TBP)

8.16

298

事故時荷重なし

崩壊熱除去機能喪失(取水機能喪失の場合)

7.79

295

事故時荷重なし

崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系故障の場合)

7.79

295

事故時荷重なし原子炉停止機能喪失

8.19298

事故時荷重なし

LOCA時注水機能喪失

7.79

295

配管破断によるジェット荷重（＊6）

格納容器バイパス(ISLOCA)

7.79

295

事故時荷重なし

津波浸水による注水機能喪失

8.16298

事故時荷重なし

今回の評価

8.62

302

地震荷重（＊7）

重要事故シーケンス（状態）

SA時機械荷重（外荷重）／今回の評価（地震加味）（ 注 ）圧力は原子炉圧力容器ドーム部の圧力を示す。また，温度は圧力に対応した飽和温度を示す。
（＊6）配管破断により破断した配管にはジェット荷重が生じる。
（＊7）地震荷重は設計用地震Ｓｓを用いて評価する。

【論点－８】 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） （６／６）
４．今後の予定
以下について4月中に説明する。
① 原子炉圧力容器のSA時機械荷重（ジェット荷重）を定量的に算出し，SA時の評価用荷重を決定する。
② 配管の計算結果を順次説明する。