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東海第二発電所 工事計画審査資料
資

料 番 号

提 出 年 月 日

工認-367 改 3
平成 30 年 9 月 10 日

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R1

Ⅴ-2-6-5-19 原子炉圧力（ＳＡ）の耐震性についての計算書

目
1.

次

原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071A，C） .............................................. 1
1.1 概要 ........................................................................... 1
1.2 一般事項 ....................................................................... 1
1.2.1 構造計画 ................................................................... 1
1.2.2 評価方針 ................................................................... 3
1.2.3 適用基準 ................................................................... 4
1.2.4 記号の説明 ................................................................. 5
1.2.5 計算精度と数値の丸め方 ..................................................... 7
1.3 評価部位 ....................................................................... 8
1.4 固有周期 ....................................................................... 9
1.4.1 固有値解析方法 ............................................................. 9
1.4.2 解析モデル及び諸元 ......................................................... 9
1.4.3 固有値解析結果 ............................................................ 11NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

1.5 構造強度評価 .................................................................. 12
1.5.1 構造強度評価方法 .......................................................... 12
1.5.2 荷重の組合せ及び許容応力 .................................................. 12
1.5.3 設計用地震力 .............................................................. 15
1.5.4 計算方法 .................................................................. 16
1.5.5 計算条件 .................................................................. 18
1.5.6 応力の評価 ................................................................ 19
1.6 機能維持評価 .................................................................. 20
1.6.1 電気的機能維持評価方法 .................................................... 20
1.7 評価結果 ...................................................................... 21
1.7.1 重大事故等対処設備としての評価結果 ........................................ 212.

原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D） ............................................. 24
2.1 概要 .......................................................................... 24
2.2 一般事項 ...................................................................... 24
2.2.1 構造計画 .................................................................. 24
2.3 固有周期 ...................................................................... 26
2.3.1 固有周期の算出方法 ........................................................ 26
2.3.2 固有周期の計算条件 ........................................................ 27
2.3.3 固有周期の計算結果 ........................................................ 27
2.4 構造強度評価 .................................................................. 28
2.4.1 構造強度評価方法 .......................................................... 28
2.4.2 荷重の組合せ及び許容応力 .................................................. 28
2.5 機能維持評価 .................................................................. 31目-1

2.5.1 電気的機能維持評価方法 .................................................... 31
2.6 評価結果 ...................................................................... 32

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

2.6.1 重大事故等対処設備としての評価結果 ........................................ 32

目-2

1.

原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071A，C）

1.1 概要本計算書は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針」にて設定している構造強度及び機能維持の設計方針に基づき，原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071A，C）が設計用地震力に対して十分な構造強度及び電気的機能を有していることを説明するものである。
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071A，C）は，重大事故等対処設備においては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に分類される。以下，重大事故等対処設備としての構造強度評価及び電気的機能維持評価を示す。

1.2 一般事項
1.2.1 構造計画

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071A，C）の構造計画を表 1-1 に示す。

1

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

表 1-1 構造計画
計画の概要
基礎・支持構造
検出器は，計器取付

概略構造図

主体構造
弾性圧力検出器【PT-B22-N071A，C】

ボルトにより計器スタ
ンションに取り付けられた計器取付板に固定される。
計器スタンションは，基礎に基礎ボルト

基礎ボルト（ケミカルアンカ）

検出器
651

上面
160
計器
スタンション

計器取付ボルト
1200

2で設置する。

取付板

200
正面

側面

基礎
（壁面）
（単位：mm）

1.2.2 評価方針
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の応力評価は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の
基本方針

3.1

構造強度上の制限」にて設定した荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界に基づき，「1.2.1 構造計画」にて示す原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の部位を踏まえ「1.3 評価部位」にて設定する箇所において，「1.4 固有周期」で算出した固有周期に基づく設計地震力による応力等が許容限界内に収まることを，「1.5 構造強度評価」にて示す方法にて確認することで実施する。また，原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の機能維持評価は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針 4.3 電気的機能維持」にて設定した電気的機能維持の方針に基づき，地震時の応答加速度が電気的機能確認済加速度以下であることを，「1.6 機能維持評価」にて示す方法にて確認することで実施する。確
認結果を「1.7 評価結果」に示す。
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の耐震評価フローを図 1-1 に示す。

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

解析モデル設定

有限要素法モデルの作成

固有値解析

設計用地震力地震時における応力評価用加速度計器の構造強度評価

計器の電気的機能維持評価

図 1-1 原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の耐震評価フロー31.2.3 適用基準
適用基準等を以下に示す。
(1) 原子力発電所耐震設計技術指針 ＪＥＡＧ４６０１－1987（日本電気協会）(2) 原子力発電所耐震設計技術指針 重要度分類・許容応力編 ＪＥＡＧ４６０１・補－1984（日本電気協会）(3) 原子力発電所耐震設計技術指針 ＪＥＡＧ４６０１－1991 追補版（日本電気協会）(4) 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。））

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R1

ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ1－2005/2007（日本機械学会）

4

1.2.4 記号の説明
記 号

記

号

の

説

明

単 位

Ａ

計器スタンションの断面積

mm2

Ａｂ

ボルトの軸断面積mm2

ＣＨ

水平方向設計震度－ＣＶ

鉛直方向設計震度－ｄ

ボルトの呼び径

mm

Ｅ

縦弾性係数

MPa

Ｆ

設計・建設規格 SSB-3131 に定める値

MPa

Ｆ

設計・建設規格 SSB-3133 に定める値

MPa

Ｆｂ

ボルトに作用する引張力（1本当たり）N

Ｆｂ1

鉛直方向地震及び壁掛盤取付面に対し左右方向の水平方向地震によりボN＊ルトに作用する引張力（１本当たり）（壁掛形）

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R3

Ｆｂ2

鉛直方向地震及び壁掛盤取付面に対し前後方向の水平方向地震によりボNルトに作用する引張力（１本当たり）
（壁掛形）

fｓｂ

せん断力のみを受けるボルトの許容せん断応力（ｆｓを1.5倍した値）

MPa

fｔｏ

引張力のみを受けるボルトの許容引張応力（ｆｔを1.5倍した値）

MPa

fｔｓ

引張力とせん断力を同時に受けるボルトの許容引張応力MPag

重力加速度（＝9.80665）

m/s2

ｈ2

取付面から重心までの距離(壁掛形)mm

Ｉｐ

計器スタンションの断面二次極モーメント

mm4

Ｉｙ

計器スタンションの断面二次モーメント（ｙ軸）

mm4

Ｉｚ

計器スタンションの断面二次モーメント（ｚ軸）mm4３

重心と下側ボルト間の距離(壁掛形)mma

側面(左右)ボルト間の距離(壁掛形)mmb

上下ボルト間の距離(壁掛形)mmｍ

検出器及び計器スタンションの総質量kgｍａ

検出器の質量kg

ｎ

ボルトの本数－ｎfＶ

評価上引張力を受けるとして期待するボルトの本数(側面方向)(壁掛形)－

ｎfＨ

評価上引張力を受けるとして期待するボルトの本数(正面方向)(壁掛形)－Ｑｂ

ボルトに作用するせん断力

N

Ｑｂ1

水平方向地震によりボルトに作用するせん断力(壁掛形)NＱｂ2

鉛直方向地震によりボルトに作用するせん断力(壁掛形)

N

5

記号

記

号

の

説

明

単 位

Ｓｕ

設計・建設規格 付録材料図表 Parｔ5 表9に定める値

MPa

Ｓｙ

設計・建設規格 付録材料図表 Parｔ5 表8に定める値

MPa

設計・建設規格 付録材料図表 Parｔ5 表8に定める材料のMPa

Ｓｙ（ＲＴ）

40℃における値
計器スタンションのねじり断面係数

mm3

Ｚｙ

計器スタンションの断面係数（ｙ軸）

mm3

Ｚｚ

計器スタンションの断面係数（ｚ軸）

mm3

ν

ポアソン比

－

π

円周率

－

σｂ

ボルトに生じる引張応力

MPa

τｂ

ボルトに生じるせん断応力

MPa

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

Ｚｐ6

1.2.5 計算精度と数値の丸め方
精度は 6 桁以上を確保する。表示する数値の丸め方は，表 1-2 に示すとおりとする。

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

表 1-2 表示する数値の丸め方
数値の種類

単位

処理桁

処理方法

表示桁

固有周期

ｓ

小数点以下第 4 位

四捨五入

小数点以下第 3 位

震度－

小数点以下第 3 位

切上げ

小数点以下第 2 位

温度

℃

－

－

整数位

質量

kg

－

－

整数位

長さ＊1

mm

－

－

整数位

面積＊2

mm2

有効数字 5 桁目

四捨五入

有効数字 4 桁＊2

モーメント

N･mm

有効数字 5 桁目

四捨五入

有効数字 4 桁＊2

力N

有効数字 5 桁目

四捨五入

有効数字 4 桁＊2

算出応力

MPa

小数点以下第 1 位

切上げ

整数位

許容応力＊3MPa

小数点以下第 1 位

切捨て

整数位

注記 ＊1：設計上定める値が小数点以下の場合は，小数点以下表示とする。
＊2：絶対値が 1000 以上のときは，べき数表示とする。
＊3：設計・建設規格 付録材料図表に記載された温度の中間における引張強さ及び降伏点は比例法により補間した値の小数点以下第 1 位を切り捨て，整数位までの値とする。

7

1.3 評価部位
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の耐震評価は，「1.5.1 構造強度評価方法」に示す
条件に基づき，耐震評価上厳しくなる基礎ボルト部について実施する。
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の耐震評価部位については，表 1-1 の概略構造図に

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2示す。

8

1.4 固有周期
1.4.1 固有値解析方法
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の固有値解析方法を「4.2 解析モデル及び諸元」に示す。

1.4.2 解析モデル及び諸元
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の解析モデルを 3 次元はりモデルとして図 1-2に，解析モデルの概要を以下に示す。計器スタンションはコの字に組まれた鋼材で原子炉建屋の壁面に 2 箇所で固定されることから，解析モデルにおいて，①～③の部材で組まれたコの字とみなし，支持点（計器スタンション基礎部）2 点で固定されるものとする。また，解析モデルにおいて，検出器の質量は質点に集中するものとし，質点は検出器の取付位置に設置する。機器の諸元を表 1-3，部材の機器要目を表 1-4 に示す。

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2(1) 図 1-2 中の○内の数字は部材番号（要素番号）を示す。
(2) 図 1-2 中のは検出器質点を示し，ｍａはkg である。

(3) 図 1-2 中のは計器スタンション，

は仮想鋼材，

は支持点（計器スタ

ンション基礎部）を示す。
(4) 拘束条件として，基礎部のＸＹＺ方向及び回転方向を固定する。
(5) 解析コードは，「ＮＳＡＦＥ」を使用し，固有値及び荷重を求める。なお，評価に用いる解析コードの検証及び妥当性確認等の概要については，添付書類「Ⅴ-5-4

計算機プログラム（解析コード）の概要・ＨＩＳＡＰ及びＮＳＡＦＥ」に示す。
(6) 耐震計算に用いる寸法は，公称値を使用する。

①
511

②

ｍａ
1200

③
（単位：mm）

175：支持点（計器スタンション基礎部）：検出器質点

図 1-2 原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)解析モデル9

表1-3 機器諸元
項目

記号

単位

材質

－

－

質量

ｍａ

kg

Τ

℃

縦弾性係数

Ε

MPa

ポアソン比

ν

－

要素数

－

個

節点数

－

個

入力値

温度条件
（雰囲気温度）

表 1-4 部材の機器要目

対象要素

①－③

Ａ（mm2）Ｉｙ（mm4）Ｉｚ（mm4）Ｉｐ（mm4）Ｚｙ（mm3）Ｚｚ（mm3）Ｚｐ（mm3）ｃｚｂ

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

材料

ｙ

断面形状(mm)ｄａ

100×50×5×7.5（ａ×ｂ×ｃ×ｄ）

10ｄ1.4.3 固有値解析結果
固有値解析結果を表 1-5 に示す。
１次モードは水平方向に卓越し，固有周期が 0.05 秒以下であり，剛であることを確認した。また，鉛直方向は２次モード以降で卓越し，固有周期は 0.05 秒以下であり剛であるため，固有周期の算出は省略した。
表1-5 固有値解析結果
モード

固有周期（s）

水平NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

１次

卓越方向

11

1.5 構造強度評価
1.5.1 構造強度評価方法
1.4.2 項(1)～(6)のほか，次の条件で計算する。
(1) 地震力は，原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)に対して，水平方向及び鉛直方向から作用するものとする。

1.5.2 荷重の組合せ及び許容応力
1.5.2.1 荷重の組合せ及び許容応力状態
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の荷重の組合せ及び許容応力状態のうち重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 1-6 に示す。

1.5.2.2 許容応力
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の許容応力は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R3維持の基本方針」に基づき表 1-7 のとおりとする。

1.5.2.3 使用材料の許容応力評価条件
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の使用材料の許容応力評価条件のうち，重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 1-8 に示す。

12

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

表 1-6 荷重の組合せ及び許容応力状態（重大事故等対処設備）
施設区分

計測制御
系統施設

計測装置

機器名称

原子炉圧力（ＳＡ）

設備分類＊1

常設耐震／防止常設／緩和機器等の区分

荷重の組合せ許容応力状態

Ｄ＋ＰＤ＋ＭＤ＋Ｓｓ＊3

Ⅳ ＡＳ
Ⅴ ＡＳ

－＊2
Ｄ＋ＰＳＡＤ＋ＭＳＡＤ＋Ｓｓ(ⅤＡＳとして
ⅣＡＳの許容限界を用いる。)

注記 ＊1：「常設耐震／防止」は常設耐震重要重大事故防止設備，「常設／緩和」は常設重大事故緩和設備を示す。
＊2：その他の支持構造物の荷重の組合せ及び許容応力を適用する。
13＊3：「Ｄ＋ＰＳＡＤ＋ＭＳＡＤ＋Ｓｓ」の評価に包絡されるため，評価結果の記載を省略する。

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

表 1-7 許容応力（重大事故等その他の支持構造物）
許容限界＊1，＊2（ボルト等）
許容応力状態

一次応力
引張り

せん断

Ⅳ ＡＳ
1.5・ｆｓ＊＊

1.5・ｆｔⅤ ＡＳ(ⅤＡＳとしてⅣＡＳの許容限界を用いる。)
14

注記 ＊1：応力の組合せが考えられる場合には，組合せ応力に対しても評価を行う。
＊2：当該の応力が生じない場合，規格基準で省略可能とされている場合及び他の応力で代表可能である場合は評価を省略する。
表 1-8 使用材料の許容応力評価条件（重大事故等対処設備）
評価部材

基礎ボルト

材料

温度条件

Ｓｙ

Ｓｕ

Ｓｙ(ＲＴ)

（℃）

(MPa)

(MPa)

(MPa)

221

373

－

周囲環境温度

1.5.3 設計用地震力「基準地震動Ｓｓ」による地震力は，添付書類「Ⅴ-2-1-7 設計用床応答曲線の作成方針」に基づき設定する。耐震評価に用いる設計用地震力を表 1-9 に示す。

表 1-9 設計用地震力（重大事故等対処設備）
固有周期

弾性設計用地震動Ｓｄ(s)

又は静的震度

据付場所及び
設備分類

床面高さ
(m)

常設耐震／防止
常設／緩和

水平方向

鉛直方向

EL. 20.30

水平方向

鉛直方向

水平方向

鉛直方向

設計震度

設計震度

設計震度

設計震度

－

－

ＣＨ=1.55

ＣＶ=1.17（EL. 29.00＊1）

注記 ＊1：基準床レベルを示す。

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2＊2：固有値解析より 0.05 秒以下であり剛であることを確認した。

15

基準地震動Ｓｓ

1.5.4 計算方法
1.5.4.1 応力の計算方法
1.5.4.1.1 基礎ボルトの計算方法
基礎ボルトの応力は，地震による震度により作用するモーメントによって生じる引張力とせん断力について計算する。

ｈ2

転倒支点

転倒方向
ａ

転倒支点となる
ボルト列

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

引張りを受ける
ボルト列

ｍ・ＣH・ｇｍ・（１＋ＣＶ）
・

図1-3(1) 計算モデル(壁掛形 水平方向転倒の場合)
転倒方向

h２

ａ

引張を受けるボルト列

3ｂｍ・ＣH・ｇｍ・（１＋ＣＶ）
・ｇ
転倒支点となる
ボルト列

転倒支点

図1-3(2) 計算モデル(壁掛形 鉛直方向転倒の場合)
16

(1) 引張応力
基礎ボルトに対する引張力は，最も厳しい条件として，図1-3で最外列の基礎ボルトを支点とする転倒を考え，これを片側の最外列の基礎ボルトで受けるものとして計算する。

引張力（Ｆｂ）
計算モデル図1-3 (1)の場合の引張力
Ｆｂ1＝ｍ・g・ＣＨ・ｈ2 (１＋ＣＶ)・ｈ2＋
ｎf H・ aｎf V・ b(1.5.4.1.1.1)

計算モデル図1-3 (2)の場合の引張力
Ｆｂ2＝ｍ・g・ＣＨ・ 3＋(１＋ＣＶ)・ｈ2
ｎf V・ bＦｂ ＝Max（Ｆｂ1，Ｆｂ2）(1.5.4.1.1.2)(1.5.4.1.1.3)

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

引張応力（σｂ）
Ｆｂ
σｂ＝Ａｂ(1.5.4.1.1.4)

ここで，基礎ボルトの軸断面積Ａｂは次式により求める。
π
Ａｂ＝ ・ｄ２
4(1.5.4.1.1.5)(2) せん断応力
基礎ボルトに対するせん断力は，基礎ボルト全本数で受けるものとして計算する。

せん断力（Ｑｂ）
Ｑｂ1＝ ｍ・g・ＣＨ(1.5.4.1.1.6)

Ｑｂ2＝ ｍ・g・（1＋ＣＶ）(1.5.4.1.1.7)(Ｑｂ1)2 ＋(Ｑｂ2)2(1.5.4.1.1.8)

Ｑｂ ＝

せん断応力（τｂ）
Ｑｂ
τｂ＝
ｎ・Ａｂ

(1.5.4.1.1.9)

17

1.5.5 計算条件
1.5.5.1 基礎ボルトの応力計算条件
応力計算に用いる計算条件は，原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071A，C）の【原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の耐震性についての計算結果】の設計条件および機器

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R1

要目に示す。

18

1.5.6 応力の評価
1.5.6.1 ボルトの応力評価
1.5.4.1 項で求めた基礎ボルトの引張応力σｂは次式より求めた許容引張応力ｔｓ以下であること。ただし， ｔｏは下表による。

ｔｓ＝Min[1.4・ ｔｏ－1.6・τｂ， ｔｏ](1.5.6.1.1)

せん断応力τｂはせん断力のみを受ける基礎ボルトの許容せん断応力

ｓｂ

以下であ

ること。ただし， ｓｂは下表による。
弾性設計用地震動Ｓｄ
又は静的震度による荷重との組合せの場合

許容せん断応力
ｓb

Ｆ
・1.5
2

Ｆ
2

Ｆ

Ｆ

・1.5

＊

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2ｔｏ

荷重との組合せの場合＊

許容引張応力基準地震動Ｓｓによる

1.5・ 3・1.5

19

1.5・ 3・1.5

1.6 機能維持評価
1.6.1 電気的機能維持評価方法
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の電気的機能維持評価について以下に示す。
なお，評価用加速度は添付書類「Ⅴ-2-1-7 設計用床応答曲線の作成方針」に基づき設定する。
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の機能確認済加速度は，添付書類「Ⅴ-2-1-9
機能維持の基本方針」に基づき，同形式の検出器単体の正弦波加振試験において電気的機能の健全性を確認した評価部位の加速度を適用する。
機能確認済加速度を表 1-10 に示す。

表 1-10 機能確認済加速度
評価部位

方向
水平

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071A,C）

鉛直

20（×9.8 m/s2）
機能確認済加速度1.7 評価結果
1.7.1 重大事故等対処設備としての評価結果
原子炉圧力（ＳＡ）(PT-B22-N071A，C)の重大事故等時の状態を考慮した場合の耐震評
価結果を以下に示す。発生値は許容限界を満足しており，設計用地震力に対して十分な構造強度及び電気的機能を有していることを確認した。

(1) 構造強度評価結果
構造強度評価の結果を次頁以降の表に示す。

(2) 機能維持評価結果

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R1

電気的機能維持評価の結果を次頁以降の表に示す。

21

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2【 原 子 炉 圧 力 （ Ｓ Ａ ） (PT-B22-N071A， C)の 耐 震 性 に つ い て の 評 価 結 果 】
1. 重 大 事 故 等 対 処 設 備
1.1 設 計 条 件
固有周期(s)機 器 名 称据付場所及び床面高さ
（m）

設備分類

常設耐震／防止

原子炉圧力（ＳＡ）

水平方向

弾性設計用地震動Ｓｄ又は静的震度
水平方向

鉛直方向

水平方向

鉛直方向

設計震度

設計震度

設計震度

設計震度

－

－

ＣＨ＝1.55

ＣＶ＝1.17鉛直方向

EL. 20.30（EL. 29.00＊1）

常設／緩和

ｍ
(kg)

材

周囲環境温度（℃）

注記 ＊1：基準床レベルを示す。
＊2：固有値解析より 0.05 秒以下であり剛であることを確認した。

1.2 機 器 要 目
1.2.1 原 子 炉 圧 力 （ Ｓ Ａ ）部

基準地震動Ｓｓ

h2
(mm)

3

a

b

(mm)

(mm)

(mm)

Ａb
(mm2)

ｎ

ｎfＨ

4

4

22

ｎfＶ

基礎ボルト

転倒方向

＊

材

Ｓｙ
(MPa)

Ｓｕ
(MPa)

Ｆ
(MPa)

Ｆ
(MPa)

基礎ボルト

221

373

－

261

部

弾性設計用地震動Ｓｄ
又は静的震度

基準地震動
Ｓｓ

－

水平方向

1.3 計 算 数 値
1.3.1 ボ ル ト に作用する力(単位：N)
Ｆb1

Ｆb
部

材

基礎ボルト

弾性設計用地震動
Ｓｄ又は静的震度

基準地震動Ｓｓ

弾性設計用地震動
Ｓｄ又は静的震度

Ｆb2
基準地震動Ｓｓ

弾性設計用地震動
Ｓｄ又は静的震度

Ｑb
基準地震動Ｓｓ

弾性設計用地震動
Ｓｄ又は静的震度

基準地震動ＳｓNT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R1

1.4 結 論1.4.1 ボ ル ト の応力(単位：MPa)
弾性設計用地震動Ｓｄ又は静的震度

部

材

材 料

基礎ボルト

基準地震動Ｓｓ

応 力
算出応力

許容応力

算出応力

許容応力

引張り

－

－

σb＝8

fｔs＝156＊

せん断

－

－

τb＝2

fｓb＝120

注記 ＊： ｔｓ＝Min[1.4・ ｔｏ－1.6・τb，すべて許容応力以下である。

ｔｏ]より算出(×9.8 m/s2)

1.4.2 電気的機能維持の評価結果
評価用加速度
水平方向

1.29

鉛直方向

0.98

機能確認済加速度

原子炉圧力（ＳＡ）

評価用加速度（1.0ZPA）はすべて機能確認済加速度以下である。

23
転倒方向

ｈ2

基礎ボルト
（ケミカルアンカ）

h２

3

ｂ

3

ｂ

転倒方向

基礎ボルト
（ケミカルアンカ）

正面（水平方向）

側面（鉛直方向）2.

原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）

2.1 概要本計算書は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針」にて設定している構造強度及び機能維持の設計方針に基づき，原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）が設計用地震力に対して十分な構造強度及び電気的機能を有していることを説明するものである。
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）は，重大事故等対処設備においては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に分類される。以下，重大事故等対処設備としての構造強度評価及び電気的機能維持評価を示す。

2.2 一般事項
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）は，添付書類「Ⅴ-2-1-13-9 計器スタンションの耐震性についての計算書作成の基本方針」に基づき評価を行う。

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

2.2.1 構造計画
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の構造計画を表 2-1 に示す。

24

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2

表 2-1 構造計画
計画の概要
基礎・支持構造
検出器は，計器取付

概略構造図

主体構造
弾性圧力検出器【PT-B22-071B,D】

ボルトにより計器スタ
ンションに取り付けられた計器取付板に固定上面される。
計器スタンション

220

は，基礎に基礎ボルト

400
検出器
計器取付ボルト計器
スタンション
1400

25で設置する。

基礎ボルト

計器取付板

（ケミカルアンカ）

基礎
（床面）
正面

側面

（単位：mm）

2.3 固有周期
2.3.1 固有周期の算出方法
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の固有周期の計算方法を以下に示す。
(1) 原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）は，図 2-1 に示す床固定の１質点系振動モ
デルとして考える。
(2) 計器スタンションは鋼材で原子炉建屋床面に固定されているため，計算モデルでは，計器スタンションを直線とみなし，支持点（計器スタンション基礎部）1 点で固定されるものとする。
(3) 検出器及び計器スタンションの質量は，質点に集中するものとし，質点は検出器の位置に設定する。
(4) 図 2-1 中の持点，は検出器及び計器スタンションの質点， は計器スタンションの支は計器スタンションを示す。

2.3.1.1 水平方向（Ｘ方向，Ｚ方向）

Ｔ＝ 2・π・

ｈ１３

ｍ
・

1000

3・Ｅ・Ｉ

ｈ１
＋

・・・
（2.3.1.1.1）

Ａｓ・Ｇ

2.3.1.2 鉛直方向（Ｙ方向）
Ｙ方向は十分な剛性を有していることから，固有周期の計算を省略する。

ｍ
Ｙ
質点
支持点

ｈ１

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2(1) Ｘ方向及びＺ方向に対する固有周期を次式で求める。

ＺＸ

図 2-1 固有周期の計算モデル

26

2.3.2 固有周期の計算条件
固有周期の計算に用いる数値を表 2-2 に示す。
表 2-2 固有周期の計算条件
項目

記号

単位

検出器及び計器スタンションの質量ｍkg

取付面から重心までの距離ｈ１

mm

計器スタンションの材質

－

－

縦弾性係数

Ｅ

MPa

断面二次モーメント

Ｉmm4

最小有効せん断断面積

Ａｓ

mm2

せん断弾性係数

Ｇ

MPa

数値等

ａ

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R0c

計器スタンションの断面形状（mm）
ｂ

100×100×4.5（ａ×ｂ×ｃ）

2.3.3 固有周期の計算結果
固有周期の計算の結果から，水平方向の固有周期は 0.05 秒以下であり，剛であることを確認した。また，鉛直方向は十分な剛性を有していることから，固有周期の計算を省略した。
固有周期の計算結果を表 2-3 示す。
表 2-3 固有周期（s）
水平方向

27

鉛直方向

2.4 構造強度評価
2.4.1 構造強度評価方法
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の構造は直立形計器スタンションであるため，
構造強度評価は，添付書類「Ｖ-2-1-13-9 計器スタンションの耐震性についての計算書
作成の基本方針」に記載の耐震計算方法に基づき評価する。

2.4.2 荷重の組合せ及び許容応力
2.4.2.1 荷重の組合せ及び許容応力状態
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の荷重の組合せ及び許容応力状態のうち重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 2-4 に示す。

2.4.2.2 許容応力
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の許容応力は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R3維持の基本方針」に基づき表 2-5 のとおりとする。

2.4.2.3 使用材料の許容応力評価条件
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の使用材料の許容応力評価条件のうち重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 2-6 に示す。

28

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

表 2-4 荷重の組合せ及び許容応力状態（重大事故等対処設備）
施設区分

計測制御
系統施設

機器名称

計測装置

原子炉圧力（ＳＡ）

設備分類＊1

機器等の区分

荷重の組合せ許容応力状態

Ｄ＋ＰＤ＋ＭＤ＋Ｓｓ＊3

Ⅳ ＡＳ
ⅤＡＳ

常設耐震／防止

－＊2

常設／緩和

Ｄ＋ＰＳＡＤ＋ＭＳＡＤ＋Ｓｓ(ⅤＡＳとして
ⅣＡＳの許容限界を用いる。)

注記 ＊1：「常設耐震／防止」は常設耐震重要重大事故防止設備，「常設／緩和」は常設重大事故緩和設備を示す。
＊2：その他の支持構造物の荷重の組合せ及び許容応力を適用する。
＊3：「Ｄ＋ＰＳＡＤ＋ＭＳＡＤ＋Ｓｓ」の評価に包絡されるため，評価結果の記載を省略する。
29
表 2-5 許容応力（その他の支持構造物及び重大事故等その他の支持構造物）
許容限界＊1，＊2（ボルト等）
許容応力状態

一次応力
引張り

せん断

1.5・ｆｔ1.5・ｆｓⅣ ＡＳ
Ⅴ ＡＳ(ⅤＡＳとしてⅣＡＳの許容限界を用いる。)

注記 ＊1：応力の組合せが考えられる場合には，組合せ応力に対しても評価を行う。
＊2：当該の応力が生じない場合，規格基準で省略可能とされている場合及び他の応力で代表可能である場合は評価を省略する。

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

表 2-6 使用材料の許容応力評価条件（重大事故等対処設備）
評価部材

基礎ボルト

材料

温度条件

Ｓｙ

Ｓｕ

Ｓｙ(ＲＴ)

（℃）

(MPa)

(MPa)

(MPa)

221

373

－

周囲環境温度30

2.5 機能維持評価
2.5.1 電気的機能維持評価方法
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の電気的機能維持評価について，以下に示す。
電気的機能維持評価は，添付書類「Ｖ-2-1-13-9 計器スタンションの耐震性についての計算書作成の基本方針」に記載の評価方法に基づき評価する。
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の機能確認済加速度には，同形式の検出器単体の正弦波加振試験において，電気的機能の健全性を確認した評価部位の加速度を適用する。
機能確認済加速度を表 2-7 に示す。

表 2-7 機能確認済加速度
評価部位

方向
水平

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R2

原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B,D）

鉛直

31（×9.8 m/s2）
機能確認済加速度2.6 評価結果
2.6.1 重大事故等対処設備としての評価結果
原子炉圧力（ＳＡ）（PT-B22-N071B，D）の重大事故等時の状態を考慮した場合の耐震評
価結果を以下に示す。発生値は許容限界を満足しており，設計用地震力に対して十分な構造強度及び電気的機能を有していることを確認した。

(1) 構造強度評価結果
構造強度評価の結果を次頁以降の表に示す。

(2) 機能維持評価結果

NT2 補① Ⅴ-2-6-5-19 R1

電気的機能維持評価の結果を次頁以降の表に示す。

32

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2【 原 子 炉 圧 力 （ Ｓ Ａ ） (PT-B22-N071B， D)の 耐 震 性 に つ い て の 評 価 結 果 】
1. 重 大 事 故 等 対 処 設 備
1.1 設 計 条 件
弾性設計用地震動Ｓｄ又は静的震度

固有周期(s)機 器 名 称

設備分類

原子炉圧力（ＳＡ）

常設耐震／防止据付場所及び床面高さ
（m）

水平方向

鉛直方向

EL. 20.30（EL. 29.00＊1）

常設／緩和

基準地震動Ｓｓ

水平方向
設計震度

鉛直方向
設計震度

水平方向
設計震度

鉛直方向
設計震度

―

―

ＣＨ＝1.55

ＣＶ＝1.17

注記 ＊：基準床レベルを示す。
1.2 機 器 要 目
1.2.1 原 子 炉 圧 力 （ Ｓ Ａ ）
部

材

ｍ
(kg)

＊

h1
(mm)

＊

1

2

(mm)

(mm)

Ａb
(mm2)

ｎ

ｎf＊
2

基礎ボルト

2

33
材

Ｓｙ
(MPa)

Ｓｕ
(MPa)

Ｆ
(MPa)

Ｆ
(MPa)

基礎ボルト

221

373

－

261

部

転倒方向
弾性設計用地震動Ｓｄ
又は静的震度

基準地震動
Ｓｓ

－

前後方向

注記 ＊：各ボルトの機器要目における上段は左右方向転倒対する評価時の要目を示し，下段は前後方法転倒に対する評価時の要目を示す。

周囲環境温度（℃）

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2
1.3 計 算 数 値
1.3.1 ボ ル ト に作用する力(単位：N)
Ｆb

部

材

弾性設計用地震動Ｓｄ
又は静的震度

Ｑb
基準地震動Ｓｓ

弾性設計用地震動Ｓｄ
又は静的震度

基準地震動Ｓｓ

基礎ボルト

1.4 結 論1.4.1 ボ ル ト の応力(単位：MPa)
弾性設計用地震動Ｓｄ又は静的震度

部

材

材 料

基準地震動Ｓｓ

応 力
算出応力

許容応力

算出応力

許容応力

引張り

－

－

σb＝19

fｔs＝156＊

せん断

－

－

τb＝2

fｓb＝120

基礎ボルト
すべて許容応力以下である。

注記＊： ｔｓ＝Min[1.4・ ｔｏ－1.6・τb，

34(×9.8 m/s2)

1.4.2 電気的機能維持の評価結果
評価用加速度
水平方向

1.29

鉛直方向

0.98

原子炉圧力（ＳＡ）
評価用加速度（1.0ZPA）はすべて機能確認済加速度以下である。

機能確認済加速度ｔｏ]より算出

NT2 補② Ⅴ-2-6-5-19 R2E

基礎ボルト（ケミカルアンカ）

ｈ1

ｈ1

転倒方向

1

基礎ボルト
（ケミカルアンカ）

12

2（ 1≦ 2）35

正面（左右方向）（ 1≦ 2）側面（前後方向）