本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発電所

工事計画審査資料

は，営業秘密又は防護上の観点

資料番号

補足-340-5 改 1から公開できません。

提出年月日

平成 30 年 6 月 29 日

工事計画に係る補足説明資料
耐震性に関する説明書のうち補足-340-5【地震時荷重と事故時荷重との組合せについて】

平成３０年６月
日本原子力発電株式会社

1

目

次頁
1. はじめに1

2. 基準類における要求

2

2.1 新規制基準における要求

2

2.2 JEAG4601･補-1984 における要求

4

3. 既工認及び今回の評価内容
3.1 荷重の組合せ及び対応する許容応力状態

15163.1.1 記号の説明

163.1.2 第一種(クラス1)の評価

18

3.1.3 第二種(クラスMC)の評価

19

3.1.4 第三種，第四種(クラス 2，3)(ＥＣＣＳ機器)の評価

21

3.1.5 第三種，第四種，第五種(クラス2，3，4)(ＥＣＣＳ機器以外)の評価

22

3.1.6 残留熱除去系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ，高圧炉心スプレイ系ストレーナの評価
3.2 今回評価で用いた圧力荷重及び機械的荷重23242

1. はじめに
耐震設計においては，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と地震力を組み合わせた荷重条件に対して，機能を保持することとしている。本資料では，技術基準規則第5条（設置許可基準規則第4条を読み込み）に基づく地震荷重とＤＢ条件におけるその他の荷重との組合せについて説明する。

3

2. 基準類における要求
2.1 新規制基準における要求新規制基準のうち「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(以下「設置許可基準規則」という。)の解釈」の別記2のうち，該当部を下記に示す。

設置許可基準規則の解釈(別記 2)

第4条(地震による損傷の防止)
3 第4条第1項に規定する「地震力に十分に耐えること」を満たすために，耐震重要度分類の各クラスに属する設計基準対象施設の耐震設計に当たっては，以下の方針によること。

― Ｓクラス(津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。)(省略)･機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と，Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力を組み合わせた荷重条件に対して，応答が全体的におおむね弾性状態に留まること。

6 第4条第3項に規定する「安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」ことを満たすために，基準地震動に対する設計基準対象施設の設計に当たっては，以下の方針によること。

― 耐震重要施設のうち，二以外のもの(省略)･機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重とＳ Ｓ による地震力を組み合わせた荷重条件に対して，その施設に要求される機能を保持すること。なお，上記により求められる荷重により塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。

なお，上記の「運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重」に4

ついては，地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮すること。

5

2.2 JEAG4601･補-1984における要求
前項において，新規制基準における要求として設置許可基準規則を示したが，具体的な考え方は原子力発電所耐震設計技術指針JEAG4601･補-1984 (以下，「JEAG4601･補1984」という。)に記載されている。

JEAG4601･補-1984では，運転状態Ⅰ～ⅣとＳ１及びＳ２との組合せに対して，許容応力状態ⅢAS及びⅣASの許容限界を適用した評価が求められている。

ここで，運転状態 Ⅳ(L)とＳ１との組合せにおいて，①原子炉冷却材バウンダリ(ＥＣＣＳ系以外)については許容応力状態ⅣASの許容限界を適用し，②原子炉冷却材バウンダリ (ＥＣＣＳ系)及び③原子炉格納容器については許容応力状態 ⅢASの許容限界を適用する。ＥＣＣＳ機器に対して，許容応力状態 ⅢASの許容限界を適用するのは，これらの設備については，本来運転状態Ⅳ(L)を設計条件としており，この状態が運転状態Ⅰに相当するとし，運転状態ⅠとＳ１との組合せに対して適用される許容応力状態ⅢASの許容限界を適用した評価が求められているためである。また，④原子炉格納容器については， ＬＯＣＡ後の最終障壁となることから，構造全体としての安全裕度を確認する意味で，ＬＯＣＡ後最大内圧とＳ１との組合せにおいて，許容応力状態ⅣASの許容限界を適用することが求められている。

上記の運転状態と地震の組合せについて，地震の従属事象は，地震時の状態と，事象よって引き起こされるおそれのあるプラントの状態とは組合せが必要であり，地震の独立事象は，事象の発生確率，継続時間及び地震動の発生確率の関係を踏まえ組合せを検討するとの考え方が示されている。（図２参照）この考え方を，検討整理した結果，運転状態Ⅰ～Ⅳの各事象における圧力，温度，機械的荷重と基準地震動Ｓ１，Ｓ２との組合せについて，考慮すべき組合せの考え方が示されている(図1参照)。この中で，発生頻度が低い独立事象であるＬＯＣＡ（運転状態Ⅳ）については，Ｓ２との組合せを要しないが，ＬＯＣＡ後長時間継続する荷重（運転状態Ⅳ（L））は，Ｓ１との組合せが必要となると規定されている。

6

①②③④

図1JEAG4601･補-1984の許容応力状態と荷重の組合せの考え方

7基準地震動Ｓ ２ の発生確率：5×10－４ /年～10－５ /年
基準地震動Ｓ １ の発生確率：10－２ /年～5×10－４ /年
JEAG4601･補-1984 の考え方
○ 耐震上想定すべき運転状態と地震動の組合せは，事象の発生頻度及びその状態の継続時間との関連により決定○ 独立事象と組み合わせた発生確率 10－７／年以上を目安に組合せを考慮○ JEAG4601･補-1984 においては，Ｓ １ の発生確率は 10－２ 年～5×10－４ ／年，Ｓ２の発生確率は 5×10 －４ ／年～10 －５ ／年とし，組合せを考慮

図2

運転状態と荷重の組合せの考え方

今回の評価
今回の評価については，JEAG4601･補-1984にて想定しているＳ １ 及びＳ ２ 発生確率よりも東海第二発電所におけるＳ ｄ 及びＳ Ｓ の年超過確率が小さいこと（JEAG4601については発生確率で示されているのに対し，東海第二発電所については年超過確率で示しているが，発生確率より年超過確率が大きくなる），またＳ ｄ についてはＳ １ を下回らないように設定していることをを踏まえたうえで，JEAG4601のＳ １ 及びＳ ２ をＳ ｄ 及びＳ Ｓに置き換えて評価を実施しているものである。（参考1，参考2参照）8

（参考1）東海第二発電所におけるＳｄの年超過確率

東海第二発電所におけるＳｄの年超過確率は図3及び図4より概ね10－３／年～10－５／年である。また，機器・配管系の固有周期については，主に周期1秒より短周期側にあることを考慮した場合の年超過確率は概ね10－３／年～10－４／年である。いずれにおいてもJEAG4601に想定しているＳ１の発生確率（10－２／年～5×10－４／年）より小さい。

9h=0.051000m)(c位
変加速度(cm/s)

20
10100

年超過確率 10-6
年超過確率 10-5
年超過確率 10-45000

105001000

2000

10速 度 (cm/s)

1000
0

年超過確率 10-3

1002001

110.

0.1
0.01

0.1

1
周期

10(s)

一様ハザードスペクトル
一様ハザードスペクトル
Ｓ－Ｄ１
Ｓｄｄ
Ｓ－Ｄ１
Ｓ－１１ ※※
ＳｄＳ
ｄ－１１
ＳｄＳｄ－１２※※
Ｓ－１２
Ｓ
Ｓｄｄ－１３※※Ｓ－１３Ｓ
Ｓｄｄ－１４※※
Ｓ－１４※
※
Ｓ－２１
ＳｄＳ
ｄ－２１※
※
Ｓ－２２
ＳｄＳ－２２ｄＳ
Ｓｄｄ－３１－３１※実線はＮＳ成分，破線はＥＷ成分。

図3

一様ハザードスペクトルと弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトルの比較（水平成分）

10h=0.051000m)(c位変加速度(cm/s)

20
10

100

年超過確率 10-6
年超過確率 10-5
年超過確率 10-4

5000

105001000

2000

10

速 度 (cm/s)

1000
0

年超過確率 10-3

1002001

110.

0.1
0.010.1

1
周期

10(s)

一様ハザードスペクトル
一様ハザードスペクトルＳｄｄ －Ｄ１
ＳＳ－Ｄ１※
ＳＳ
ｄ －１１
Ｓｄ－１１
Ｓｄ－１２※
Ｓ
Ｓｄ－１２
Ｓｄ－１３※
Ｓ
Ｓｄ－１３
Ｓｄ－１４※
Ｓ
Ｓｄ－１４
ＳＳ－２１※
ｄＳ－２１
ｄＳＳ－２２※Ｓ
ｄｄ－２２
Ｓｄｄ－３１－３１Ｓ

図4一様ハザードスペクトルと弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトルの比較（鉛直成分）

11（参考2）東海第二発電所におけるＳＳの年超過確率

東海第二発電所におけるＳＳの年超過確率は，図5，図6，図7及び図8より概ね10－４／年～10－６年である。また，機器・配管系の固有周期については，主に周期1秒より短周期側にあることを考慮した場合の年超過確率は概ね10－４／年～10－５／年である。いずれにおいてもJEAG4601に想定しているＳ２の発生確率（5×10-4／年～10-5／年）より小さい。

12h=0.051000(c加位

速変度(cm/s)

2m)

年超過確率 10-6
年超過確率 10-5101000

年超過確率 10-400
5050010002000

速1010度(cm/s)

1000

0

年超過確率 10-31002001

10.
10.10.010.1

1
周 期10(s)一様ハザードスペクトル
ＳＳ－Ｄ１
ＳＳ－１１※
ＳＳ－１２※
ＳＳ－１３※
ＳＳ－１４※
ＳＳ－２１※
ＳＳ－２２※※実線はＮＳ成分，破線はＥＷ成分。

図5

一様ハザードスペクトルと基準地震動Ｓ Ｓ －Ｄ１，Ｓ Ｓ －１１～Ｓ Ｓ －２２の応答ス
ペクトルの比較（水平成分）

13h=0.05

1000m)(c位
変加速度(cm/s)

2

年超過確率 10-6
010

100

年超過確率 10-5
年超過確率 10-4

5000
50010002000

速1010度(cm/s)

1000
0

年超過確率 10-3

1002001

1

10.

0.1
0.01

0.1

1
周期10(s)一様ハザードスペクトル
ＳＳ－Ｄ１
ＳＳ－１１
ＳＳ－１２
ＳＳ－１３
ＳＳ－１４
ＳＳ－２１
ＳＳ－２２図6

一様ハザードスペクトルと基準地震動Ｓ Ｓ －Ｄ１，Ｓ Ｓ －１１～Ｓ Ｓ －２２の応答ス
ペクトルの比較（鉛直成分）14h=0.05

1000

(c加位

速変度(cm/s)

2m)
10

100

年超過確率 10-60

年超過確率 10-55000

年超過確率 10-3

1050
0

1000

2000

10

速 度(cm/s)

10000

年超過確率 10-4

10

0

20

0

1

1

0.
1

0.1
0.01

0.1

1

10

周 期 (s)一様ハザードスペクトルＳ Ｓ －３１

図7

内陸地殻内地震の領域震源モデルによる一様ハザードスペクトルと基準地震動Ｓ Ｓ－３１の応答スペクトルの比較（水平成分）15

h=0.05

1000

(c加位

速変度(cm/s)

2m)
10

100

0

年超過確率 10-65000

年超過確率 10-4

10

年超過確率 10-35001000

2000

速10度(cm/s)

1000

0

年超過確率 10-51002001

10.
10.1
0.01

0.1

1
周期

10(s)

一様ハザードスペクトルＳ Ｓ －３１

図8

内陸地殻内地震の領域震源モデルによる一様ハザードスペクトルと基準地震動Ｓ Ｓ－３１の応答スペクトルの比較（鉛直成分）163. 既工認及び今回の評価内容
既工認では，当時の指針等の考え方に基づき，各運転状態の事象とＳ１及びＳ２地震動とを組み合わせた評価を実施している。
今回の評価ではJEAG4601･補-1984の考え方に基づき，各運転状態Ⅰ～Ⅳの各事象と弾性設計用地震動Ｓｄ及び基準地震動ＳＳとを組み合わせた評価を実施している。なお，弾性設計用
地震動Ｓｄは基準地震動ＳＳの係数倍にて定義していることから，設備の基準地震動ＳＳによる発生値が，弾性設計用地震動Ｓｄの評価時に用いる評価基準値（許容応力状態ⅢAS）以下であれば，弾性設計用地震動Ｓｄによる発生値についても，評価基準値（許容応力状態ⅢAS）以下となる。そのため，今回の評価における弾性設計用地震動Ｓｄによる評価については，基準地震動ＳＳにおける地震力を用いて評価（ＳＳによる発生値と評価基準値（許容応力状態ⅢAS）による比較）し，評価基準値を満足することを確認した部位については，弾性設計用
地震動Ｓｄにおける地震力の評価を省略することを可能としている。

17

3.1 荷重の組合せ及び対応する許容応力状態
3.1.1 記号の説明（建設工認）D： 死荷重

O： 運転荷重（LOCAを除く全ての運転条件を含む）

O´： 通常運転荷重

L： 冷却材喪失事故時の荷重

S１： 設計地震荷重

S２： 0.27G地震時（改造工認及び今回の評価）
D

： 死荷重

P

： 地震と組み合わすべきプラントの運転状態（地震との組合せが独立な運転状態Ⅳ，Ⅴは除く）における圧力荷重

PD： 地震と組み合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲ及び地震従属事象として運転状態Ⅳに包絡する状態がある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた最高使用圧力による荷重

PL： 地震との組合せが独立な運転状態Ⅳの事故直後を除き，その後に生じている
圧力荷重

PL*

： 冷却材喪失事故後最大内圧（クラスMC）M： 地震及び死荷重以外で地震と組み合わすべきプラントの運転状態で（地震との組合せが独立な運転状態Ⅳ，Ⅴは除く）設備に作用している機械的荷重

MD： 地震と組み合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲ及び地震従属事象として運転状態Ⅳに包絡する状態がある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた荷重

ML： 地震との組合せが独立な運転状態Ⅳの事故直後を除き，その後に生じている
死荷重及び地震荷重以外の機械的荷重

Ｓ１： 水平地震力は，基盤入力最大加速振幅180 Galによる動的解析結果から得ら18

れた地震力と静的震度から得られた地震力のうち大きい方の値とし，鉛直地震力は鉛直震度より定まる値
Ｓ２： 水平地震力は，基盤入力最大加速振幅180 Galの1.5倍による動的解析結果から得られた地震力とし，鉛直地震力は鉛直震度より定まる値

Ｓｄ： 弾性設計用地震動Ｓｄにより定まる地震力又はＳクラス設備に適用される静的地震力

ＳＳ： 基準地震動ＳＳにより定まる地震力

ⅢAS： 発電用原子力設備規格（設計・建設規格（2005年版（2007追補版含む。））
ＪＳＭＥ

Ｓ

ＮＣ１－2005/2007）（日本機械学会

2007年9月）（以下「設計・建設規格」という。）の供用状態Ｃ相当の許容応力を基準として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状
態。
Ⅳ AS： 設計・建設規格の供用状態Ｄ相当の許容応力を基準として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態。

19

20

D+PL+ML+S1

D+P+M+S2②③

D+O+S2

―

ⅣAS※1

Ⅳ AS

D+O+S1

Ⅲ AS

荷重の組合せ―――状態

応力

許容建設工認

備考

D+P+M+S2

D+PL+ML+S1

D+P+M+S1

備考

D+P+M+SS

D+PL+ML+Sd

D+P+M+Sd

荷重の組合せ

Ⅳ AS

ⅣAS※1

Ⅲ AS

状態

応力許容

(3)今回の評価絡される。また，ケース②のうちＥＣＣＳ系以外（ⅣAS）については，ケース③に包絡される。

はⅢAS，ＥＣＣＳ系以外についてはⅣASを考慮する必要があるが，P＞PL，M＝MLであることから，ＥＣＣＳ系（ⅢAS）についてはケース①に包今回の評価においては，ケース①～③の3ケースについて評価を実施している。なお，ケース②の許容応力状態についてはＥＣＣＳ系において(3) 今回の評価

改造工認においては，ケース①～③の3ケースについて評価を実施している。

る。

建設工認において，ケース①，③の2ケースについて評価を実施している。なお，ケース③についてはASクラス申請設備のみ評価を実施してい(2) 既工認での評価

JEAG4601においては，ケース①～③の3ケースについての考慮が求められている。

(1) JEAG4601における要求

Ⅳ AS

Ⅲ AS

Ⅲ AS

状態

応力許容改造工認

荷重の組合せ(2)既工認第一種（クラス１）※1：ＥＣＣＳ及びそれに関連し，事故時に運転を必要とするものにあってはⅢASとする。

D+P+M+S1

①

状態

応力

荷重の組合せ許容ス(1)JEAG4601・補-1984

ケー

評価

3.1.2 第一種（クラス1）の評価

備考

21

D+P+M+S2

④

Ⅳ AS

Ⅳ AS

*2

D+O+S2

D+O+L+S1―

D+O'+S1

荷重の組合せ

――――

状態

応力

許容

建設工認

(2)既工認第二種（クラス MC）

備考

D+P+M+SS

D+PL +ML+Sd

備考

また今回の評価において，工認にはケース③及びケース④のうち，発生値の大きい方を記載している。

については，ケース①に包絡される。

今回の評価においては，ケース①，③及び④の3ケースについて評価を実施している。②については，PL＜P，ML＜Mであることから，ケース②(3) 今回の評価

建設工認においては，ケース①，③及び④の3ケースについて評価を実施している。

(2) 既工認(建設工認)での評価

Ⅳ AS

ⅣAS *2

Ⅲ AS

D+PL+ML+Sd *1
*

Ⅲ AS

状態

D+P+M+Sd

荷重の組合せ応力

許容(3)今回の評価

JEAG4601においては，ケース①～④の4ケースについての考慮が求められている。

(1) JEAG4601における要求※2：ＬＯＣＡ後最大内圧（PL*）との組合せについてはⅣASで評価を行う。

※1：PLは，ＬＯＣＡ後10-1年後の原子炉格納容器内圧を用いる。

D+PL +ML+S1

③

Ⅲ AS

D+PL+ML+S1 *1

②*

Ⅲ AS

D+P+M+S1①

状態

応力

ス

荷重の組合せ許容(1)JEAG4601・補-1984

ケー

評価

3･1･3 第二種容器(クラスMCの評価)

22

PL*：LOCA 後最大内圧（最高使用圧力以下）（約 3×106 秒後）の圧力

PL：LOCA 後 10-1 年後

23―②―Ⅲ AS
D+O+S2

D+O+S1

荷重の組合せ
――状態

応力

許容

建設工認

※1

備考
―

D+PD+MD+S1

荷重の組合せ

改造工認

―Ⅲ AS

状態

応力

許容
備考

D+PD+MD+SS

D+PD+MD+Sd

荷重の組合せ

Ⅳ AS

Ⅲ AS

状態

応力

許容

(3)今回の評価

考備いて評価を実施している。

耐震指針の改定により，従来のＡｓ，ＡクラスはＳクラスに一本化されたことから，ＥＣＣＳ機器についてはケース①及び②の２ケースにつ(3) 今回の評価機器について評価を実施している。

建設工認においては，ケース①，②の評価を実施している。なお，ケース②については建設工認において，Ａｓクラスとして分類されている(2) 既工認での評価最高圧力（PD）及び設計機械的荷重（MD）を用いた評価を実施している。

ＥＣＣＳ機器は，運転状態Ⅳにおいて機能を要求される設備であり，運転状態Ⅳが設計条件となることから，運転状態Ⅳにより定められる○事故(運転状態Ⅳ（L）との荷重の組合せの考え方去するために必要な設備」として分類されており，ケース①の1ケースについての考慮が求められる。

第三種及び第四種設備のうちＥＣＣＳ機器は，JEAGにおいてＡクラスの「(ⅰ) 原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱を除(1) JEAGにおける要求※1：Ａｓクラスとして分類されている機器について評価を実施している。

D+PD+MD+S1

①状態

応力

ス

荷重の組合せ許容(1)JEAG4601・補-1984

ケー評価(1)既工認第三種，第四種，（クラス２，３）（ECCS 機器）

3.1.4 第三種，第四種（クラス2，3）（ＥＣＣＳ機器）の評価

24

D+PD+MD+S2②

Ⅳ AS

Ⅲ AS
D+O+S2

D+O+S1

荷重の組合せ
――状態

応力

許容

建設工認

※1

備考
―

D+PD+MD+S1

荷重の組合せ

改造工認

―

Ⅲ AS

状態

応力許容※2

備考

D+PD+MD+SSD+PD+MD+Sd

荷重の組合せ

Ⅳ AS

Ⅲ AS

状態

応力許容(3)今回の評価

考備て評価を実施している。

今回の評価においては，耐震指針の改定により，従来のＡｓ，ＡクラスはＳクラスに一本化されたことから，ケース①，②の２ケースについ(3) 今回の評価ている。

建設工認については，ケース①，②の２ケースの評価を実施している。なお，ケース②の組合せについてはＡｓクラスの場合に評価を実施し(2) 既工認での評価められている。なお，ケース②の組合せについてはＡｓクラスの場合に考慮する。

JEAGにおいて第三種，第四種設備は，ケース①，②の２ケースについての考慮が求められており，第五種設備についてはケース①の評価が求(1) JEAGにおける要求※2：Aクラスのため未実施※1：Ａｓクラスとして分類されている機器について評価を実施している。

D+PD+MD+S1

①状態

応力ス

荷重の組合せ許容(1)JEAG4601・補-1984

ケー評価(1)既工認第三種，第四種，第五種（クラス２，３，４）（ECCS 機器以外）

3.1.5 第三種，第四種，第五種(クラス2，3，4)（ＥＣＣＳ機器以外）の評価

25―

D+PD+MD+S2②③Ⅳ AS―

Ⅲ AS
D+PD+MD+S2―

D+PD+MD+S1

荷重の組合せ

Ⅳ AS―

Ⅲ AS

状態

応力

許容改造工認

備考
Ⅲ AS

D+PD+MD+SS

D+PL +ML +Sd
Ⅳ AS

Ⅲ AS

※2

※1

状態

D+PD+MD+Sd

荷重の組合せ応力

許容(3)今回の評価

備考号)に基づき，①，②，③の3ケースについて評価を実施している。

JEAG4601に加えて，「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」(平成20・02・12原院第5(3) 今回の評価

改造工認においては，ケース①及び③の2ケースについて評価を実施している。

(2) 既工認での評価

JEAGにおいてクラス２設備については，ケース①及び③の２ケースについての考慮が要求されている。

(1) JEAGにおける要求※2：異物荷重を荷重の組合せ時に考慮する。

※1：差圧荷重を荷重の組合せ時に考慮する。

D+PD+MD+S1

①状態

応力

ス

荷重の組合せ許容(1)JEAG4601・補-1984

ケー評価(1)既工認

クラス２

3.1.6 残留熱除去系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ，高圧炉心スプレイ系ストレーナの評価

3.2 今回評価で用いた圧力荷重及び機械的荷重荷重の組合せ評価に用いる圧力荷重（P等）及び機械的荷重（M等）については，
JEAG4601･補-1984において，各設備種別ごとに整理されている。(下記JEAG4601･補-1984
抜粋参照のこと。)
整理表に第一種（クラス1）及び第二種（クラスMC）については，圧力荷重（P，PL）
及び機械的荷重（M，ML）を考慮し，第三種，第四種，第五種（クラス2，3，4）については最高使用圧力（Pd）及び設計機械荷重（Md）を考慮した評価を実施することが記載されており，それに基づき適切に評価を実施している。次項以降に，第一種（クラス1）及び第二種（クラスMC）の評価に用いた設備種別ごとの具体的な荷重一覧表を示す。なお，第三，四，五種については，運転状態によらず最高使用圧力及び設計機械荷重を用いていることから，ここでの記載は省略する。

26

JEAG4601･補-1984 抜粋

27

● クラス１

今回クラス１容器の評価に用いた数値
・Ｐ ＝8.14MPa（領域Ａ，Ｂ），8.31MPa（領域Ｃ）Ｍ ＝2628kN※ （運転状態Ⅱ：スクラム（原子炉給水ポンプ停止））
設計過渡条件
（圧力）

運転状
態

事象

初期
圧力（MPa）

ピーク時
変動圧力（MPa）

ボルト締付け0.0

耐圧試験（最高使用圧力以下）

0.0

起動（昇温）

0.0+0.0
a +7.63○b +7.83○
c +7.97○
ab +7.24○
c +7.41○

起動（タービン起動）
夜間低出力運転（出力75％）
週末低出力運転（出力50％）
制御棒パターン変更
給水加熱機能喪失（発電機トリップ）
給水加熱機能喪失（給水加熱器部分バイパス）スクラム（タービントリップ）
Ⅰ
及びⅡ

スクラム（その他のスクラム）
定格出力運転停止（タービン停止）
停止（高温待機）ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab○7.24c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○

停止（冷却）
停止（容器満水）+0.0+0.0+0.0+0.0+0.85+0.0+0.0+0.0+0.0ab 7.24○
c 7.41○+0.0+0.0

0.0+0.0

燃料交換

大気圧+0.0

スクラム（原子炉給水ポンプ停止）

ab 7.24○c 7.41○

スクラム（逃がし安全弁誤作動）
スクラム（過大圧力）
Ⅲ+0.0+0.0

停止（満水後冷却）
ボルト取外し+0.0

冷却材再循環系仕切弁誤作動（冷状態）
冷却材再循環ポンプ誤起動（冷状態）

Ⅳ

冷却材喪失事故試
験状態

耐圧試験（最高使用圧力を超えるもの）

ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○
ab 7.24○c 7.41○+0.9+0.0+2.07
+0.0
+0.0

地震と事象の組合せを独立事象とした場合(1)
適用の有無

説明

地震の従属事象としての適用の有無(1)

－－－－

Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ×
ＳＳ ×
Ｓｄ ×
ＳＳ ×
Ｓｄ ○
ＳＳ ×
Ｓｄ ×
ＳＳ ×
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ○
－Ｓｄ ○
ＳＳ ○
Ｓｄ ○
ＳＳ ×
Ｓｄ ×
ＳＳ ×
Ｓｄ ×
ＳＳ ×
Ｓｄ ×
ＳＳ ×
Ｓｄ ×
ＳＳ ×

ab 7.24○c 7.41
○

+0.0

Ｓｄ ○
ＳＳ ×

0.0

a +10.79○
b +10.99○
c +11.13○－

事象の継続時間は数時間程度。
事象の継続時間は数時間程度。

備考×××
×
×

事象の継続時間は数分程度。
事象の継続時間は数分程度。
最大圧力は1分以内。その後の状態は他の事象で考慮される。
事象の継続時間は1分以内。

○○

○

○
×
×
×

事象の継続時間は数時間程度。

×
×

事象の継続時間は数時間程度。

×－
×

最大圧力は1分以内。その後の状態は他の事象で考慮される。

○

圧力は低下する。

×

事象の継続時間は1分以内。
事象の継続時間は1分以内。
事象の継続時間は1分以内。

×

長時 間 * 継続 するもの。
（*10-1年以上）

×

×

×

－

・Ｐ Ｌ ＝7.24MPa（領域Ａ，Ｂ），7.41MPa（領域Ｃ），Ｍ Ｌ ＝0kN（運転状態Ⅳ：冷却材喪失事故）（※クラス 1 のうち原子炉圧力容器の下鏡に作用するスクラム反力。）

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●ク ラスＭＣ

今回評価で用いた数値
運転状
態

ⅠⅡⅢ

Ⅳ

事象

地震と事象の組合せを独立事象とした場合(1)適用の有無

ボルト締付け耐圧試験（最高使用圧力以下）
起動（昇温）
起動（タービン起動）
夜間低出力運転（出力75％）
週末低出力運転（出力50％）
制御棒パターン変更
給水加熱機能喪失（発電機トリップ）
給水加熱機能喪失（給水加熱器部分バイパス）スクラム（タービントリップ）
スクラム（その他のスクラム）
定格出力運転停止（タービン停止）
停止（高温待機）停止（冷却）
停止（容器満水）
停止（満水後冷却）
ボルト取外し燃料交換
スクラム（原子炉給水ポンプ停止）
スクラム（逃がし安全弁誤作動）
スクラム（過大圧力）
冷却材再循環系仕切弁誤作動（冷状態）
冷却材再循環ポンプ誤起動（冷状態）

・Ｐ ＝0.014MPa，Ｍ

Ｓｄ ○
Ｓｓ ○

－

×

Ｓｄ ○
Ｓｓ ○

主蒸気逃がし安全弁作動時の動荷重の考慮

○

Ｓｄ ○
Ｓｓ ○

主蒸気逃がし安全弁作動時の動荷重の考慮

○

Ｓｄ ○
Ｓｓ ×

冷却材喪失事故説明

地震の従属事象としての適用の有無(1)－

備考

長時間 * 継続するもの。
（ *10-1 年 以上）＝0 kN（運転状態Ⅰ）・Ｐ Ｌ ＝0.255 MPa（ドライウェル），0.196MPa（サプレッション・チェンバ），Ｍ Ｌ ＝0 kN（運転状態Ⅳ：冷却材喪失事故）※：格納容器貫通部に関しては，貫通部における配管の設計荷重を考慮している。
(1) 地震と組み合わせた評価の要否について，JEAG4601・補-1984記載内容を示している。
○：地震と組み合わせた評価が必要なもの。（他の事象で代表され地震と組み合わせた評価が不要なものも含む。）
×：地震と組み合わせた評価が不要なもの。

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