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東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

工認-337 改 3

提出年月日

平成 30 年 6 月 27 日

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3Ｖ-2-別添 2-6 防護カバーの耐震性についての計算書目次
1.

概要 ............................................................................................................................................... 32.

基本方針........................................................................................................................................ 42.1 位置 ......................................................................................................................................... 42.2 構造概要 .................................................................................................................................. 52.3 評価方針 .................................................................................................................................. 62.4 適用規格 .................................................................................................................................. 73.

応力評価 .................................................................................................................................... 83.1 評価対象部位 ........................................................................................................................... 83.2 荷重の組合せ及び許容応力 ..................................................................................................... 8NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R34.

評価結果 .................................................................................................................................. 11

1.

概要
本資料は，Ⅴ-1-1-8-5「溢水防護施設の詳細設定」に示すとおり，防護カバーが，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水防護対象区画内で発生を想定する配管破断時の漏えい蒸気量を制限する機能の維持及び上位クラス施設である原子炉隔離時冷却系配管に波及的影響を及ぼさないことを確認するために，十分な構造強度を有していることを説明するものである。
防護カバーの耐震クラスは，Ｖ-2-1-4「重要度分類及び重大事故等対処施設の施設区分の基本

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3方針」より，Ｃクラスである。

3

2.

基本方針

2.1 位置防護カバーは，原子炉隔離時冷却系配管を囲うように設置する。防護カバーの設置位置図を第2－1表に示す。
第 2－1 表 防護カバーの設置位置図

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3

設備名称

配置図

防護カバー

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2.2 構造概要
防護カバーは，Ｖ-2-別添 2-1「溢水防護に係る施設の耐震性についての計算書の方針」の「2.1評価対象施設」に示す構造計画を踏まえて，詳細な構造を設定する。
防護カバーの構造計画を第 2－2 表に，防護カバーの外観図を第 2－1 図に示す。
防護カバー本体は，配管のターミナルエンドを覆う構造とし，防護カバー本体とパッドを溶接することで固定する。配管とラグ及び防護カバー本体とシム調整キャップは溶接されており，配管破断時に，ラグとシム調整キャップにより配管の変位を拘束する構造とする。
第 2－2 表 防護カバーの構造計画
設備名称

計画の概要
主体構造

支持構造

説明図

防護カバーは配管のターミナルエンド部を覆う形で設置さ防護カバー，シム調

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3

防護カバー

れており，ラグと配管，シム整キャップ及びラグ調整キャップと防護カバー本で構成する。

体，パッドと防護カバー本体は溶接し固定する。

第2－1図 防護カバーの概観
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第 2-2 図2.3 評価方針
評価は，第2－3表に示すように重量が最も大きく，設置位置も高い原子炉建屋原子炉棟防護カバー2に対して実施する。
防護カバーは機器・配管として評価する。防護カバー及び架構は十分に剛であるため，防護カバーに作用する加速度は，据え付けられる床面における床応答より求める。Ｖ-2-1-7「設計用床応答曲線の作成方針」に基づき算定された床応答加速度から，地震荷重の算定に用いる設計用加速度を抽出し，第 2－4 表に示す。求められた加速度に防護カバー重量を乗じて基準地震動ＳＳによる荷重を求め，この荷重が作用することにより防護カバーとパッドの溶接部に生じる応力を評価する。
防護カバーが基準地震動ＳＳに対し十分な強度を有することを示すために，許容応力状態ⅣＡＳとする。耐震評価フローを第 2－2 図に示す。
第2－3表 防護カバーの設計条件

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3

評価対象設備

重量設置位置(kg)（m）

原子炉建屋原子炉棟

EL.2.50

防護カバー1
原子炉建屋原子炉棟

EL.18.55

防護カバー2

第 2－4 表 地震荷重の算定に用いる設計震度
設計震度

設計用床応答曲線
建屋及び高さ（m）

原子炉建屋原子炉棟
EL.20.30

6水平方向kH

鉛直方向kV

1.34

1.01

評価開始

地震荷重許容限界の設定

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3基準地震動ＳＳ時の評価

評価終了

第 2－2 図 防護カバーの耐震評価フロー
2.4 適用規格（社）日本
・「発電用原子力設備規格 設計・建設規格 ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ１－2005/2007」
機械学会
・「原子力発電所耐震設計技術指針 ＪＥＡＧ４６０１－1987」（社）日本電気協会
・「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」（社）日本電気協会
・「原子力発電所耐震設計技術指針 ＪＥＡＧ４６０１－1991 追補版」
（社）日本電気協会

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3.

応力評価

3.1 評価対象部位
原子炉隔離時冷却系配管に対しての波及的影響を確認するために，基準地震動ＳＳによる荷重の伝達経路となる防護カバー本体とパッドの溶接部について評価する。尚，パッドから防護カバーの地震荷重が伝達する配管支持構造物であるラグについては，Ｖ-2-5-6-1「原子炉隔離時冷却系の耐震性についての計算書」において，配管系から生じる地震荷重に適切に組み合わせることにより健全性の確認を行う。
3.2 荷重の組合せ及び許容応力
基準地震動ＳＳによる荷重及び防護カバーの自重を考慮する。
なお，基準地震動ＳＳによる荷重は，床応答曲線から求めた水平方向及び鉛直方向の加速度による荷重，並びに防護カバーの自重による組み合わせを考慮する。
3.2.1 許容応力
NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3

防護カバー本体とパッドの溶接部の許容応力については，支持構造物の許容応力状態ⅣＡＳの許容応力を適用する。第 3－1 表に許容応力を，第 3－2 表に使用材料の許容応力評価条件を示す。
第 3－1 表 許容応力（その他の支持構造物(設計基準対象施設)）
許容限界（ボルト等以外）
許容応力状態

Ⅳ ＡＳ

一次応力
引張せん断組合せ

1.5・ｆｔ＊1.5・ｆｓ＊

1.5・ｆｓ＊

第 3－2 表 使用材料の許容応力評価条件
計算対象部位材料

温度条件

Ｓｙ(MPa)(℃)

防護カバー本体

302

パッド

302

8Ｓｕ(MPa)Ｆ(MPa)

3.3 応力評価方法
3.3.1 強度計算に使用する記号の説明
防護カバーの強度計算に用いる記号を第 3-2 表に示す。
第 3-3 表 防護カバーの強度計算に用いる記号記号単位

FH

防護カバーに作用する水平方向荷重

N

FV

防護カバーに作用する鉛直方向荷重

N

Aｐ

防護カバーとパッドの溶接部断面積mm2b

防護カバーのパッド接触端部間の直線距離mm

許容応力状態ⅣAS での許容せん断応力

MPa

許容応力状態ⅣAS での許容引張応力

MPag

重力加速度(=9.80665)

m/s2h

防護カバー切欠部長さMmm

防護カバー重量Kg

twp

防護カバーとパッド溶接部脚長

Mm

kH

水平方向設計震度(=1.34)-kV

鉛直方向設計震度(=1.01)

-σp

引張応力

MPa

τp

せん断応力

MPa

f s*
ft

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3

説明*

3.3.2 地震力の荷重算出式
基準地震動 Ss による荷重は防護カバー重心位置に作用するものとし，床応答曲線から求めた水平方向及び鉛直方向の加速度による荷重，並びに防護カバーの自重による組み合わせを考慮する。

水平方向荷重： ＦH＝m k Hg

鉛直方向荷重： ＦV＝m (1 kV ) g

93.3.3 耐震評価の計算式
防護カバー本体とパッドの溶接部における引張応力，せん断応力及び組合せ応力を算出し，許容せん断応力以下であることを確認する。
発生応力は次の計算式により求める。なお，円周部の長さについては，安全側に防護カバーのパッド接触端部間の直線距離とする。

F＝ VAp1.5ftp2p2pp

FH
Ap

1.5fs

1.5fstAp＝2(b+ h) wp2x
BB

hyyAy

溶接部

twp
2bxb

NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3

A

ｔwp
2A－A 矢視hB－B 矢視注：x－y は水平面を表す

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3.4 応力評価条件
第 3-4 表に防護カバーの強度評価条件を示す。
第 3-4 表 防護カバーとパッド溶接部の強度評価条件
名称FHFV(N)(N)主要寸法bh

twp(mm)

(mm)

(mm)

原子炉建屋原子炉棟
防護カバー24.

評価結果
防護カバーの評価結果を第 4-1 表に示す。発生する応力は，許容応力以下であることを確認した。
NT2 補② Ⅴ-2-別添 2-6 R3

第 4-1 表 基準地震動Ｓｓに対する応力評価結果
評価部位

応力の種類

引張応力
防護カバーとパッドの溶接部

せん断応力

組合せ応力

11算出応力

許容応力

（MPa）

（MPa）