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東海第二発電所 工事計画審査資料

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提出年月日

平成 30 年 9 月 4 日

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0

Ⅴ-2-5-6-1-4 ストレーナ部ティーの耐震計算書（原子炉隔離時冷却系）

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0

目次
1.

概要

12.

一般事項

12.1 構造計画

12.2 評価方針

32.3 適用基準

42.4 記号の説明

52.5 計算精度と数値の丸め方

63.

評価部位

74.

地震応答解析及び構造強度評価

884.2 荷重の組合せ及び許容応力84.3 解析モデル及び諸元

114.4 固有周期

124.5 設計用地震力134.6 計算方法

134.7 計算条件

154.8 応力の評価

155.

4.1 地震応答解析及び構造強度評価方法

評価結果
5.1 重大事故等対処設備としての評価結果

1515

1.

概要
本計算書は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の検討方針」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，原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーが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。その耐震評価は原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの応力評価により行う。
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーは，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を示す。

2.

一般事項

2.1 構造計画

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0

原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの構造計画を表 2−1 に示す。

1

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0

表 2−1 構造計画
計画の概要
基礎・支持構造ストレーナ部ティーは，サプレ ティーッション・プール内に水没された状態で設置されており，原子炉格納容器貫通部に取り付けられている。

概略構造図

主体構造ストレーナ
原子炉格納容器

ティー

2(単位：mm)

2.2 評価方針
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの応力評価は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基
本方針

3.1

き，「2.1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構造計画」にて示す原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの評価部位を踏まえ「3. 評価部位」にて設定する箇所において，「4.3 解析モデル及び諸元」及び「4.4 固有周期」で算出した固有周期に基づく設計用地震力による応力等が許容限界内に収まることを，「4. 地震応答解析及び構造強度評価」にて示す方法にて確認することで実施する。確認結果
を「5. 評価結果」に示す。
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの耐震評価フローを図 2−1 に示す。

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解析モデル設定

解析モデルの作成

固有値解析

設計用地震力地震応答解析

地震時における応力

ストレーナ部ティーの構造強度評価

図 2−1 原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの耐震評価フロー3

2.3 適用基準
適用基準を以下に示す。
(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。）) ＪＳ

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ＭＥ Ｓ ＮＣ 1−2005/2007（日本機械学会）（以下「設計・建設規格」という。）

4

2.4 記号の説明
記号

Ｓｐｒｍ

記 号 の 説 明
発生応力

MPa

Ｐ

最高使用圧力（設計圧力）

MPa

Ｄｏ

管の外径mm

ｔ

管の厚さmm

Ｂ１

設計・建設規格 表 PPB-3812.1-1 で規定する応力係数−Ｂ２ｂ

設計・建設規格 式 PPB-4.29 により計算した分岐管の応力係数−＝0.4・

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単 位

ＲｍＴｒ

23Ｒｍ

主管の平均半径mmＴｒ

主管の厚さmm

Ｂ２ｒ

設計・建設規格 式 PPB-4.30 により計算した主管の応力係数−2

Ｒ 3＝0.5・ ｍＴｒＭｂ

表 4−8 に示す分岐管に作用するモーメント

N・mmＭｒ

表 4−8 に示す主管に作用するモーメント

N・mm

Ｚｂ

分岐管の断面係数mm3Ｚｒ

主管の断面係数mm35

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 2−2 に示すとおりとする。

表 2−2 表示する数値の丸め方

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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＊1

圧力kPa――

整数位

長さmm

小数点以下第 2 位四捨五入

小数点以下第 1 位

モーメントN･mm

有効数字 4 桁目

四捨五入

有効数字 3 桁＊2力N

有効数字 4 桁目

切上げ

有効数字 3 桁

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。

6

3.

評価部位
原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの形状を図 3−1 に示す。

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評価対象部位図 3−1 原子炉隔離時冷却系ストレーナ部ティーの形状

ティーの主要寸法を表 3−1 に示す。

表 3−1 ティーの主要寸法
貫通部番号

部位

外径(mm)

主管216.3

分岐管216.37

板厚(mm)

フランジ間距離(mm)4.

地震応答解析及び構造強度評価

4.1 地震応答解析及び構造強度評価方法(1)

ストレーナ部ティーは，ストレーナ部を含む一体モデルでの地震応答解析から得られたモーメントとストレーナから作用する荷重を用いて構造強度評価を行う。

(2)

ストレーナ部ティーと格納容器は溶接構造で取付けられており，地震応答解析に用いるモデルでは，取付け部をばね拘束とする。

(3) 耐震計算に用いる寸法は，公称値を使用する。
(4) 概略構造図を表 2−1 に示す。

4.2 荷重の組合せ及び許容応力
4.2.1 荷重の組合せ及び許容応力状態
基準地震動の策定に伴う地震荷重との組合せの評価として，荷重の組合せ及び許容応力

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状態を表 4−1 に示す。

4.2.2 許容応力
ストレーナ部ティーの許容応力を表 4−2 に示す。

4.2.3 使用材料の許容応力評価条件及び許容応力
ストレーナ部ティーの許容応力評価条件を表 4−3 に示す。また，使用材料の許容応力を表 4−4 に示す。

8

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0

表 4−1 荷重の組合せ及び許容応力状態（重大事故等対処設備）
機器名称

設備分類＊

機器等の区分

荷重の組合せ

許容応力状態

原子炉隔離時冷却系
ストレーナ部ティー

常設耐震／防止

重大事故等
クラス２

Ｄ＋ＰＳＡ＋ＭＳＡ＋Ｓｓ

ⅤＡＳ（ⅤＡＳとしてⅣＡＳの許容限界を用いる）

施設区分

原子炉冷却系統施設

非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備

注記 ＊：「常設耐震／防止」は常設耐震重要重大事故防止設備を示す。

表 4−2 許容応力（重大事故等クラス２管（クラス２，３管））
9

許容応力

一次一般

一次応力

一次＋二次

一次＋二次

状態

膜応力

（曲げ応力を含む）

応力＋ピーク応力Ｓ ｄ又はＳ ｓ地震動のみによる疲労解析を行
ⅣA Ｓ

0.6 Ｓ u0.9 Ｓ uい疲労累積係数が 1.0 以下であること。ただし，地震動のみによる一次＋二次応力の変動
値が 2 Ｓ y 以下であれば，疲労解析は不要でⅤA Ｓ

0.6 Ｓ u0.9 Ｓ uある。

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表 4−3 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

材料

温度条件

ＳＳｙ

Ｓｕ

Ｓｙ(ＲＴ)

（℃）

(MPa)

(MPa)

(MPa)

(MPa)

―219

377―

ティー

表 4−4 許容応力（重大事故等対処設備）

10

材料

許容応力状態
Ｐｍ＊2

GSTPL 相当

ⅤＡＳ

226

許容応力強さ
一次応力
ＰＬ＋Ｐｂ339(単位：MPa)
一次＋二次応力＊1
ＰＬ＋Ｐｂ＋Ｑ438

注記 ＊1：二次応力が発生する場合のみ考慮する。（今回の計算においては，二次応力（通常運転時温度による応力含む。）は発生しない。）＊2：基本板厚計算書で膜応力を考慮した最小板厚の評価を実施していることから，評価結果の記載については省略する。

4.3 解析モデル及び諸元
ストレーナ部ティーの解析モデルを図 4−1 に，解析モデルの概要を以下に示す。また，機器の諸元を表 4−5 に示す。
ストレーナ部ティーの解析は，ストレーナ部及び貫通部スリーブを含む，はり要素を用いた有限要素モデルとする。ストレーナ部ティーと格納容器は溶接構造で取付けられており，取付け部はばね拘束とする。なお，本設備はサプレッション・プールに水没している機器であるため，内包水及び排除水の影響を加味し，ストレーナ質量に含んでいる。
解析コードは，「ＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮ」を使用し，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-5-1 計算機プログラム（解析コード）の概要 ＭＳＣ ＮＡ

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0ＳＴＲＡＮ」に示す。

図 4−1 ストレーナ部ティーの解析モデル

11表 4−5 機器諸元
項目単位

入力値

-材質
温度℃

106

圧力kPa493

縦弾性係数

MPa

ストレーナ質量kg/個

ポアソン比

−要素数個

節点数個

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4.4 固有周期
固有値解析の結果を表 4−6 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ことを確認した。
表 4−6 固有値解析結果
モード

固有周期(s)

1次

卓越方向
水平12

4.5 設計用地震力評価に用いる設計用地震力を表 4−7 に示す。
「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」に基づく。また，減衰定数は添付書類「Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針」に記載の減衰定数を用いる。

表 4−7 設計用地震力（重大事故等対処設備）
据付場所
及び設置高さ(m)
格納容器内
EL.-2.50

固有周期(ｓ)
水平鉛直方向方向0.05以下＊

弾性設計用地震動Ｓｄ
又は静的震度
水平方向
鉛直方向
設計震度
設計震度−−

基準地震動Ｓｓ
水平方向
設計震度

鉛直方向
設計震度

ＣＨ＝1.01

ＣＶ＝0.93

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0

注記 ＊：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。

4.6 計算方法
ティーに発生する応力は，設計・建設規格 PPC-3520 に従い算出する。なお，ティーの溶接継手は管の板厚の強度と同等以上となるように設計しているため，ここでは管について評価を行う。
応力算出は以下の式に従う。
Ｂ・Ｐ・Ｄｏ Ｂ２ｂ・Ｍｂ Ｂ２ｒ
・Ｍｒ
Ｓｐｒｍ＝ １２・ｔＺｂＺｒ

4.6.1 設計荷重
ストレーナに作用する荷重（死荷重，水力学的動荷重，地震荷重等）はフランジを介してティーに伝達され，最終的に貫通部に伝達される。このため，ティーの設計荷重としては，ティー自身に作用する荷重に加え，先の伝達荷重を考慮する。

4.6.2 死荷重
ティーの死荷重を表 4−8 に示す。

表 4−8 死荷重部位

原子炉隔離時冷却系

ティー13

4.6.3 応力解析に用いるモーメント
応力解析に用いるモーメントは，図 4−2 に示す主管と分岐管に作用するモーメントを用いる。主管のモーメントは 4.6.1 項に示したようにストレーナからの伝達荷重を考慮し，分岐管のモーメントは先の伝達荷重に加え，ティー自身に作用する荷重から算出したモーメントを考慮する。
算出したモーメントを表 4−9 に示す。ここでのモーメントとは，設計・建設規格 解説
PPC-3520 の考え方に基づいて設定した 3 方向のモーメントを二乗和平方根で合成したものである。

NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0

主管

モーメント算出点

分岐管

図 4−2 ティーのモーメント算出点

表 4−9 ティーの設計荷重
モーメント荷重1死荷重

2異物荷重

3差圧（ＳＡ）

4Ｓｓ地震荷重

5異物Ｓｓ地震荷重(単位：N・mm)

主管

14分岐管

4.7 計算条件
応力解析に用いる自重及び荷重は，本計算書の 4.2 項 荷重の組合せ及び許容応力及び 4.5項設計用地震力に示す。

4.8 応力の評価
4.8.1 ストレーナ部ティー応力評価
4.6 項 計算方法で求めた応力は表 4−4 に記載される値以下であること。
5.

評価結果

5.1 重大事故等対処設備としての評価結果
ティーの重大事故等対処設備としての耐震評価結果を以下に示す。発生応力は許容応力を満足しており，耐震性を有することを確認した。
(1) 許容応力状態ⅤＡＳに対する評価
NT2 補③ Ⅴ-2-5-6-1-4 R0E

許容応力状態ⅤＡＳに対する応力評価結果を表 5−1 に示す。
表 4−1 に示す荷重の組合せのうち，Ｄ＋ＰＳＡ＋ＭＳＡ＋Ｓｓの評価について評価を記載している。

表 5−1 許容応力状態ⅤＡＳに対する評価結果（Ｄ＋ＰＳＡ＋ＭＳＡ＋Ｓｓ）
ⅤＡＳ
発生応力

許容応力

MPa

MPa

9339

15判定

備考○−