東海第二発電所

工事計画審査資料

営業秘密あるいは防護上の観点

資料番号

補足-340-2 改 16から公開できません。

提出年月日

平成 30 年 9 月 6 日

本資料のうち，枠囲みの内容は，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-340-2【耐震評価対象の網羅性，既工認との手法の相違点の整理について】

平成 30 年 9 月
日本原子力発電株式会社

1

改定履歴

改0

改定日
（提出年月日）2018 年 2 月 26 日

改12018 年 3 月 2 日

改22018 年 3 月 6 日

改02018 年 3 月 22 日

改12018 年 3 月 26 日

改22018 年 4 月 17 日

改32018 年 5 月 11 日

改42018 年 5 月 22 日

改52018 年 7 月 11 日

改62018 年 7 月 13 日

改72018 年 7 月 18 日

改82018 年 7 月 20 日

改92018 年 8 月 1 日

改 102018 年 8 月 3 日

改 112018 年 8 月 10 日

改 122018 年 8 月 16 日

改 132018 年 8 月 17 日

改 142018 年 8 月 24 日

改 152018 年 8 月 31 日

改定

改定内容
資料番号「補足−342」として提出
添付−8（耐震評価における等価繰り返し回数の妥当性確認）の追加
添付７（既工認との手法の相違（機電分））の追加
資料番号を「補足−342」から「補足−340−2」に変更
添付 4-2（建物･構築物，土木構造物及び浸水防護施設の耐震評価フロー並びに評価対象一覧）の追加
添付７（既工認との手法の相違（建物･構築物分））の追加
1 章，2 章のうち建物・構築物及び屋外重要土木構造物に係る箇所の追加
添付-1，添付 4-1，添付 4-2，添付-7（建物･構築物，土木
構造物）の追加
1.1.2(2)の記載見直し，補足 1（弾性設計用地震動Ｓ ｄ の等価繰返し回数の設定について），添付-8（耐震評価における等価繰返し回数の妥当性確認について）の資料見直し添付 8 の記載の適正化
本文の記載の適正化
添付-1,2,3,4-1,7,7-3 の記載の適正化
添付-2-1,2-2,2-6,2-8,7-7 の追加及び添付 2-4,5 の削除
本文の記載の適正化
添付-6 の追加
添付-2-6,2-8,7,7-7 の記載の適正化
Ｓｄの等価繰返し回数を見直したことによる 1.1.2(2)の記載見直し，補足 1（弾性設計用地震動Ｓ ｄ の等価繰返し
回数の設定について）を削除，添付-8（耐震評価における等価繰返し回数の妥当性確認について）の資料見直し
1.1.2(2)の記載見直し
添付-8（耐震評価における等価繰返し回数の妥当性確認について）の資料見直し
添付-8（耐震評価における等価繰返し回数の妥当性確認について）の資料見直し
1.1.2 及び 1.1.3 の記載の修正
添付 2-8 記載の修正及び別紙２の追加
添付 7-8 の追加
添付 2-8 別紙 1,2 及び添付 7-8 の修正
添付 2-8 別紙 2 から添付 10 に変更及び記載の修正
添付 7-8 から添付 11 に変更及び記載の修正
1.1.2(2)の記載見直し
添付 8 の資料見直し
本文 1.の記載見直し
添付 6 の資料の修正
1.1.2(1)b の記載見直し
添付 8 の資料見直し
1.1.2,1.1.3 の記載見直し
その他記載の見直し

2

改定

改定日
（提出年月日）改 162018 年 9 月 6 日

改定内容
1.1.2(1)の記載見直し
補足１，添付 8 の資料見直し

3

目

次

1. 東海第二発電所における耐震評価について

1

1.1 耐震Ｓクラス施設の評価（耐震Sクラス設備への波及的影響評価及び非常用取水設備含む）1.1.1 基準地震動ＳＳによる評価

4
4(1) 別表第二を踏まえた対象設備の網羅性について

4(2) 対象設備の評価部位の網羅性について

4(3) 対象設備の評価項目（応力分類）の網羅性について

10(4) 対象設備の耐震重要度分類の区分（主要設備等）を踏まえた整理について

10(5) 別表第二の対象外である耐震Ｓクラス施設の耐震安全性評価結果

11(6) 地震応答解析が記載されていない設備の扱いについて

11

1.1.2 弾性設計用地震動Ｓｄによる評価

12(1) 機器・配管系

15(2) 建物・構築物

16

1.1.3 静的地震力による評価

18

1.2 耐震Ｂクラス施設の評価

24

1.3 耐震Ｃクラス施設の評価

24

1.4 耐震Ｓクラス設備の間接支持構造物の評価

24

1.5 耐震Ｂクラス設備の間接支持構造物の評価

25

1.6 耐震Ｃクラス設備の間接支持構造物の評価

25

2. 東海第二発電所の既工認との手法の相違点の整理について

24

2.1 既工認との手法の整理一覧

24

2.2 相違点及び適用性の説明

242.2.1 機器・配管系

242.2.1.1 手法の相違点

242.2.1.2 手法の変更項目に対する東海第二発電所への適用性

26

2.2 2 建物・構築物，屋外重要土木構造物

28

2.2.2.1 建物・構築物

28

2.2.2.2 屋外重要土木構造物

30

2.2.2.3 浸水防護施設

30【補足説明資料】
補足 1 弾性設計用地震動Ｓ ｄ の等価繰返し回数の設定について4【添付資料】
添付-1 別表第二を踏まえた対象設備の網羅性
添付-2 対象設備の評価部位の網羅性
添付2-1 中性子計測ハウジング貫通部及び中性子計測ハウジングの評価省略理由
添付2-2 原子炉圧力容器スタビライザディスクスプリングの評価省略理由
添付2-3 炉心支持板スタッドの評価省略理由
添付2-4 （欠番）添付2-5 （欠番）添付2-6 ドライウェルビームシートの評価省略理由
添付2-7

脚材（非常用ガス再循環フィルタトレイン及び非常用ガス処理系フィルタトレイン）の評価省略理由

添付2-8 鉛直方向動的地震力の導入による影響検討について
添付-3 対象設備の評価項目（応力分類）の網羅性
添付4-1 対象設備の耐震重要度分類の区分（主要設備等）を踏まえた整理
添付4-2 建物・構築物及び屋外重要土木構造物の耐震評価フロー並びに評価対象一覧
添付-5 別表第二に記載のない耐震Sクラス施設の耐震安全性評価結果
添付-6 既設設備（機器・配管系）の静的地震力による評価結果
添付-7 既工認との手法の整理一覧
添付7-1-1 原子炉建屋クレーンへの非線形時刻歴応答解析の適用について
添付7-1-2

使用済燃料乾式貯蔵建屋クレーンへの非線形時刻歴応答解析の適用について

添付7-2 ポンプ等の解析モデルの精緻化について
添付7-3 容器等の応力解析へのＦＥＭモデルの適用について
添付7-4 最新知見として得られた減衰定数の採用について
添付7-5 水平方向と鉛直方向の動的地震力の二乗和平方根法による組合せについて
添付7-6 鉛直方向応答解析モデルの追加について
添付7-7

炉心シュラウド等の公式等による評価について

添付-8 耐震評価における等価繰返し回数の妥当性確認について
添付-9 工認耐震計算書に地震応答解析が記載されていない設備の扱いについて
添付-10 再循環系ポンプの軸固着に対する評価について
添付-11 補機類のアンカー定着部の評価について
下線：本日ご提出資料

51.1.2(1)

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価
機器・配管系
機器・配管系の評価対象設備が弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対して概ね弾性状態にあることを確認するために，以下の手順にて評価を実施する。評価手順を図 2 に示す。
また，評価は，基準地震動Ｓｓによる評価の対象設備（波及的影響設備は除く。）の評価部位すべてについて，基準地震動Ｓ ｓ による発生値と評価基準値（許容応力状態Ⅲ Ａ Ｓ）の比較（許容値置き換え）による一次応力評価を基本とする。
原 子 炉 格 納 容 器 の弾 性 設 計 用地震動 Ｓ ｄ 評価にお いては， ＪＥＡＧ4601・補1984 及びＪＥＡＧ4601-1987 では運転状態Ⅳ(L)との組合せ及びＬＯＣＡ後の最大内圧との組合せを実施する必要がある。運転状態Ⅳ(L)の条件(P L ,ML )及びＬＯ
ＣＡ後の最大内圧の条件(P L *,ML)は，基準地震動Ｓ ｓ と組み合わせる運転状態の条件(P,L)より厳しくなることから，許容値置き換え評価ではなく，運転状態Ⅳ(L)又は，ＬＯＣＡ後の最大内圧と弾性設計用地震動Ｓ ｄ を組み合わせた評価を実施する。なお，原子炉格納容器については，運転状態Ⅳ(L)を設計条件としていることから，許容応力状態Ⅰ * Ａ とし，弾性設計用地震動Ｓ ｄ との組合せにおいて許容応
力状態Ⅲ Ａ Ｓを適用する。
また，非常用炉心冷却系ストレーナの弾性設計用地震動Ｓ ｄ 評価においては，「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 年 2 月 27 日付け平成 20・02・12 原院第 5 号）に規定に基づき，許容値置き換え評価ではなく，異物荷重を組み合わせた評価を実施する。
ＥＣＣＳ及びそれに関連する系統（以下「ＥＣＣＳ等」という。）の弾性設計用
地震動Ｓ ｄ 評価においては，ＪＥＡＧ4601・補-1984 及びＪＥＡＧ4601-1987 では，運転状態Ⅳ(L)と組み合わせる必要がある。しかしながら，ＥＣＣＳ等の運転状態
Ⅳ(L)の条件（P L ,M L ）は，基準地震動Ｓ ｓ と組み合わすべき，プラントの運転状態の条件(P,M)（クラス１設備）若しくは，設計上定められた条件(P D ,M D )に包絡されることから，許容値置き換え評価を実施する。なお，ＥＣＣＳ等については，運転状態Ⅳ(L)を設計条件としていることから，許容応力状態Ⅰ * Ａ とし，弾性設計用
地震動Ｓ ｄ との組合せにおいて許容応力状態Ⅲ Ａ Ｓを適用する。
（荷重の組合せの詳細は，補足説明資料「地震時荷重と事故時荷重との組合せについて」参照）6

【評価手順の説明】①

基準地震動Ｓ ｓ による発生値と評価基準値（Ⅲ Ａ Ｓ）の比較
評 価 対 象 設 備 の 基 準 地 震動 Ｓｓ によ る発 生値 が弾 性設 計 用 の評 価 基 準 値（許容応力状態Ⅲ Ａ Ｓ）以下であることを確認する。
弾性 設計 用 地震 動Ｓ ｄ は基 準地震動Ｓ ｓ の係 数倍にて定義し ていることか
ら，設備の基準地震動Ｓ ｓ による発生値が，評価基準値（許容応力状態Ⅲ Ａ Ｓ）
以下であれば，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による発生値についても，評価基準値（許容応力状態Ⅲ Ａ Ｓ）以下となる。

②

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による発生値と評価基準値（Ⅲ Ａ Ｓ）の比較①項にて，評価対象設備の基準地震動Ｓ ｓ による発生値が，評価基準値（許容応力状態Ⅲ Ａ Ｓ）を上回った部位については，弾性設計用地震動Ｓ ｄ を用いて応力分類を全て評価し，算定した発生値が評価基準値（許容応力状態Ⅲ ＡＳ）以下であることを確認する。

7

基準地震動Ｓ Ｓ による一次応力評価結果と弾性設計用地震動Ｓ ｄ の許容限界との比較 （ 注 ）①発生値が許容限界（Ⅲ A S）以下か（注）弾性設計用地震動Ｓ ｄ 評価において，基準地震動Ｓ ｓ 評価では考慮していない事故時荷重（ＬＯＣＡ時荷重等）を考慮する必要がある評価ケースは， 評価を行い，発生値に考慮している。

NO

YES

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による発生値の算定②発生値が許容限界（Ⅲ A S）以下か

NO

※検討の内
容に応じて
必要なプロ
セスへ戻る。

YES

評価終了

詳細検討・対策※

基準地震動Ｓ ｓ による評価結果に対する許容値置き換え評価結果又は弾性設計用
地震動Ｓ ｄ を用いた評価結果を工認添付書類へ記載
また評価に際してフローの順に関わらずに，②による評価を実施する場合もある。
図２

機器・配管系の弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対する評価手順8

a.

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価のうち，一次＋二次応力評価の省略について
弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価において，一次＋二次応力評価が省略可能である理由について以下に示す。
一次＋二次応力評価については，JEAG4601 に規定されている許容応力状態
Ⅳ Ａ ＳとⅢ Ａ Ｓの許容値は同一となる。許容値が同じであれば，弾性設計用地
震動Ｓ ｄ より大きな地震動である基準地震動Ｓ ｓ で評価した結果の方が厳しい
ことは明らかであることから，基準地震動Ｓ ｓ の評価を実施することで，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価は省略可能である。
ただし，支持構造物（ボルト以外）のうち，「支圧」に対しては，許容応力状態Ⅳ Ａ ＳとⅢ Ａ Ｓで許容値が異なるケース ＊ が存在する。
一次＋二次応力評価のうち，「支圧」の評価が必要な設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器支持構造物があるため，「支圧」評価を実施している評価部位について整理したものを表１に示す。表１に示すとおり，許容応力状態Ⅳ Ａ ＳとⅢ
Ａ

Ｓで許容値が異なるが，基準地震動Ｓｓの発生値はⅢ Ａ Ｓの許容値を満足している。
＊ 許容応力状態Ⅲ Ａ ＳとⅣ Ａ Ｓではそれぞれの許容値算出において用いるパラメータである F 値の設定に差がある。材料次第ではあるが，Ⅲ Ａ Ｓにおいて F 値
は min(Sy,0.7Su)だが，Ⅳ Ａ Ｓでは Sy を２割増しした値を用いる規定となっているため，Sy と Su の関係により，最大２割の差が生じることとなる。
表１
評価対象設備

支持構造物（ボルト以外）の一次＋二次の支圧応力
評価部位

発生値
（ＭＰａ）

使用済燃料乾
式貯蔵容器

支持台座

36

支持台座

41

支持構造物

許容値Ⅳ Ａ Ｓ（許容値Ⅲ Ａ Ｓ）
（ＭＰａ）

耐震裕度
（Ⅲ Ａ Ｓ裕度）

361

10.0

(301)

(8.3)

362

8.8

(302)

(7.3)

使用済燃料乾式貯蔵容器
支持構造物（タイプⅡ）

9b.

弾性設計用地震動Ｓｄによる評価のうち，一次＋二次＋ピーク応力評価（疲労評価）の省略について（a）基準地震動Ｓｓと弾性設計用地震動Ｓｄの一律に設定する等価繰返し回数と許容繰返
し回数の関係について
一次＋二次＋ピーク応力評価については，地震動により算定した評価用等価繰り返し
回数を用いた疲労評価を行っている。評価用等価繰り返し回数は，ＪＥＡＧ4601-1987の記載に示すピーク応力法により一律に設定する保守的な値（Ｓｓ：160回，Ｓｄ：320回），
若しくは設備毎に個別に設定する値を用いている。
以下に基準地震動Ｓｓと弾性設計用地震動Ｓｄによる許容繰返し回数及び等価繰返し
回数の関係を示す。
【許容繰返し回数（許容限界）】
弾性設計用地震動Ｓｄの地震加速度は基準地震動Ｓｓの地震加速度に対して1／2程度であることから，一次＋二次＋ピーク応力（以下「ピーク応力」という。）が1／2程度になると考えれば，設計疲労線図から求める弾性設計用地震動Ｓｄの許容繰
返し回数としては，基準地震動Ｓｓの許容繰返し回数の5〜10倍程度（図3）となる。
【等価繰返し回数（発生値）】
東海第二発電所の弾性設計用地震動Ｓｄは，基準地震動Ｓｓより地震の発生頻度が多いことを踏まえ2回分を考慮しており，弾性設計用地震動Ｓｄの一律に設定する
等価繰返し回数について算定した結果を保守的に丸めて，320回とする（補足１参照）。これは，基準地震動Ｓｓの一律に設定する等価繰返し回数の2倍の回数となるが，上記の基準地震動Ｓｓと弾性設計用地震動Ｓｄの許容繰返し回数の増分（5〜10倍程度）より等価繰返し回数の増分（2倍）の方が小さい。
疲労評価では，疲れ累積係数が1.0以下である事を確認する必要がある。
疲れ累積係数等価繰返し回数許容繰返し回数

1.0

前述のとおり，一般的には，基準地震動Ｓｓと弾性設計用地震動Ｓｄの許容繰返し回
数の増分（5〜10倍程度）より等価繰返し回数の増分（2倍）の方が小さくなり，基準地
震動Ｓｓを用いた評価の方が疲れ累積係数が大きくなるため，基準地震動Ｓｓの評価で代表できる。
（b）今回工認における弾性設計用地震動Ｓｄによる，一次＋二次＋ピーク応力評価（疲労評価）の対応方針について
前項(a)に示したとおり，弾性設計用地震動Ｓｄの一律に設定する等価繰返し回数を320回と設定したが，今回工認においては，弾性設計用地震動Ｓｄの個別に設定する等
価繰返し回数が，基準地震動Ｓｓの一律に設定する等価繰返し回数160回を下回ること

10

が確認できれば，弾性設計用地震動Ｓｄのピーク応力が基準地震動Ｓｓのピーク応力の1/2程度であることから，弾性設計用地震動Ｓｄによる疲労評価は，基準地震動Ｓｓによる疲労評価で代表できるものと判断する。
確認の結果，弾性設計用地震動Ｓｄの個別に設定する等価繰返し回数が，基準地震動
Ｓｓの一律に設定する等価繰返し回数160回を上回る設備がある場合には，弾性設計用
地震動Ｓｄの個別に設定する等価繰返し回数又は一律に設定する等価繰返し回数320回
での評価を行う。

図3

設計疲労線図（炭素鋼，低合金鋼及び高張力鋼）におけるピーク応力と許容繰返し
回数との関係11

補足 1
弾性設計用地震動Ｓ ｄ の等価繰返し回数の設定について
１．はじめに本資料は，弾性設計用地震動Ｓ ｄ の一律に設定する等価繰返し回数の算定について纏めたものである。
２．算定条件
弾性設計用地震動Ｓ ｄ の一律に設定する等価繰返し回数は，下記条件にて求める。
２．１

地震波

弾性設計用地震動Ｓ ｄ は基準地震動Ｓ ｓ に 1/2 以上の係数を乗じて設定しており，周波数特性，継続時間等同じ特性を持つ。そのため，基準地震動Ｓ Ｓ において，Ｓ ｓ −Ｄ１の等価
繰返し回数が最大となったため，Ｓ ｄ −Ｄ１に対する等価繰返し回数を算定する。
２．２

ピーク応力

弾性設計用 地震動 Ｓ ｄ のピーク応 力は基準地 震動Ｓ ｓ の応答加速度と弾性設計用地震動
Ｓ ｄ の応答加速度との応答比で発生すると仮定し，基準地震動Ｓ ｓ での一律に設定する等価繰返し回数の算定に適用するピーク応力（150kg/mm2（1471MPa））に，各方向の応答比を乗じることにより求める（添付８ 補足３ ３．３項参照）。
２．３

考慮する弾性設計用地震動Ｓ ｄ の回数

弾性設計用 地震動 Ｓ ｄ については 基準地震動 Ｓ ｓ より地 震の発生頻度が多いことを踏まえ，2 回分を考慮する。なお，等価繰返し回数の算定は，弾性設計用地震動Ｓ ｄ 1 回分を算定し，その値を 2 倍した値とする。
２．４

その他

上記以外の条件については，基準地震動Ｓ ｓ の一律に設定する等価繰返し回数の算定と同じ条件とする（添付８本文 表１参照）。
３．

算定結果

弾性設計用地震動Ｓ ｄ 1 回分の等価繰返し回数を算定し，その値を 2 倍した値を表１に示す。表１より，弾性設計用地震動Ｓ ｄ 1 回分の等価繰返し回数の最大値は 133 回であるため，保守的に丸めた回数は 160 回とし，２回分を考慮した値 320 回を弾性設計用地震動Ｓｄの一律に設定する等価繰返し回数とする。

12

＜参考＞東海第二発電所における弾性設計用地震動Ｓ ｄ の一律に設定する等価繰返し回数
検討の経緯
弾性設計用地震動Ｓ ｄ の一律に設定する等価繰返し回数については，当初検討においては弾性設計用地震動Ｓ ｄ の回数を１回とし，基準地震動Ｓ ｓ の一律に設定する等価繰返し回数と同じ 160 回としていたが，弾性設計用地震動Ｓ ｄ の発生頻度は基準地震動Ｓ ｓ よりも高いため 2 回を考慮することとした。また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ の一律に設定する等価繰
返し回数の算出に当たっては，基準地震動Ｓ ｓ と弾性設計用地震動Ｓ ｄ の時刻歴応答波形を繋げて算出する方法から，弾性設計用地震動Ｓ ｄ のみの時刻歴加速度波形を用いて弾性設
計用地震動Ｓ ｄ の最大ピーク応力に対する等価繰返し回数を算出する方法に変更した。

13

表１（１）弾性設計用地震動Ｓ ｄ における原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の等価繰返し
回数算定結果評価点

減衰Ｓ ｄ ピーク応力 *1
(MPa)
NS

EW

UD

１質点
系の固
有周期

等価繰返し回数 *2
Ｓ ｄ −Ｄ１

設計用疲
労線図

NS

EW

UD

*1：基準地震動Ｓ ｓ での一律に設定する等価繰返し回数の算定に適用するピーク応力（150kg/mm 2 （1471MPa））に，各方向の基準地震動Ｓ ｓ の応答加速度と弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答加速度との応答比を乗じることにより求めた値。
*2：算定した弾性設計用地震動Ｓ ｄ 1 回分の値を 2 倍した値。( )内は算定した弾性設計用
地震動Ｓ ｄ 1 回分の値。

14

表１（２）弾性設計用地震動Ｓ ｄ における原子炉建屋の等価繰返し回数算定結果
評価点

減衰Ｓ ｄ ピーク応力 *1
(MPa)
NS

EW

UD

１質点
系の固
有周期

等価繰返し回数 *2

設計用疲
労線図

Ｓ ｄ −Ｄ１
NS

EW

UD

原子炉建屋
EL 46.500ｍ
質点 No. 3
原子炉建屋
EL 38.800ｍ
質点 No. 4
原子炉建屋
EL 34.700ｍ
質点 No. 5
原子炉建屋
EL 29.000ｍ
質点 No. 6
原子炉建屋
EL 20.300ｍ
質点 No. 7
原子炉建屋
EL 14.000ｍ
質点 No. 8
原子炉建屋EL
8.200ｍ
質点 No. 9
原子炉建屋
EL
2.000ｍ
質点 No. 10
原子炉建屋
EL -4.000ｍ
質点 No. 11*1：基準地震動Ｓ ｓ での一律に設定する等価繰返し回数の算定に適用するピーク応力（150kg/mm 2 （1471MPa））に，各方向の基準地震動Ｓ ｓ の応答加速度と弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答加速度との応答比を乗じることにより求めた値。
*2：算定した弾性設計用地震動Ｓ ｄ 1 回分の値を 2 倍した値。( )内は算定した弾性設計用
地震動Ｓ ｄ 1 回分の値。

15

添付８
耐震評価における等価繰返し回数の妥当性確認について

（目次）

1.

はじめに

2.

JEAG4601 における記載内容

3.

東海第二発電所の等価繰返し回数の設定

4.

一律に設定する等価繰返し回数の設定

5.

一律に設定する等価繰返し回数設定における保守性

6.

一律に設定する等価繰返し回数設定における保守性を踏まえた追加検討

7.

まとめ

補足 1

ピーク応力法における各ピークのサイクル数の求め方

補足 2

一律に設定する等価繰返し回数の妥当性について

補足 3

個別に設定する等価繰返し回数について

参考 1

疲労評価の対象設備

参考 2

各設備の部位毎のピーク応力

参考 3

ピーク応力の算定方法について

参考 4

時刻歴応答波形から直接等価繰返し回数を算定した場合との比較検討

参考 5

地震時等価繰返し回数算定エビデンス

参考 6

等価繰返し回数の算定における材料物性のばらつき等の影響検討

参考 7

多方向入力を対象とした等価繰返し回数算定方法について

16

1.

はじめに
東海第二発電所の今回工認における耐震評価の疲労評価は，ＪＥＡＧ4601−1987（以下「ＪＥＡＧ4601」という。）の記載手順に従い，等価繰返し回数を用いた評価を行っている。疲労評価は，応力振幅と繰返し回数の情報が必要となるため，本来は設備の応力時刻歴が必要となるが，最大応力値のみを用いて保守側に疲労累積係数を評価できるよう設定
した等価繰返し数を設定することで，評価の簡便化を図っている。東海第二発電所の疲労評価に用いる等価繰返し回数は，設備ごとに個別に設定した値又は一律に設定した値を用いている。
なお，既工認の等価繰返し回数は，ＯＢＥ地震 1 回当たりの繰返し回数を 10 回として，
プラントライフ中 5 回発生すると仮定し，余裕をみて 6 回起きた場合の 60 回という米国プラント設計の考え方を踏襲し設定している。

2.

ＪＥＡＧ4601 における記載内容
ＪＥＡＧ4601 の疲労評価の手順に関する記載は，以下のとおりである。（ＪＥＡＧ4601−1987

p574 より）・ 疲れ解析は，１次＋２次＋ピーク圧力より疲れ累積係数を求めて評価するがこの手法には，地震動の等価繰返し回数を用いる方法あるいは機器の時刻歴応答から応力振幅の大きさの頻度分布を直接求める方法がある。
・ 地震動の等価繰返し回数を求める場合にはピーク応力法あるいはエネルギ換算法が用いられている・ ここで「疲れ累積係数」とは，各応力サイクルにおける実際の繰返し回数と繰返しピーク応力に対応する許容繰返し回数との比をすべての応力サイクルについて加えたものをいう。
3．

東海第二発電所の等価繰返し回数の設定
東海第二発電所の耐震評価における疲労評価は，ＪＥＡＧ4601 記載の手順のうち，等
価繰返し回数を用いた評価を採用している。等価繰返し回数はピーク応力法により，東海
第二発電所で一律に設定した値を用いている。この値はピーク応力法により算定した等価
繰返し回数を安全側に丸めることによる保守性を有した値としている。なお，一律に設定した等価繰返し回数を用いるのは原子炉建屋内の設備とする。原子炉建屋以外に設置される疲労評価が必要な設備は，設備毎に個別に算出した等価繰返し回数を用いる。
一律に設定した値と，設備毎に個別に算出された値の使い分けフローを図 1 に示す。ここで，フロー中の疲労評価対象設備は，工認計算書対象とする設備・部位のうち，疲労評価を実施するものとしている。
工認計算書で対象とする設備・部位は，東海第二発電所の既工認や大間 1 号機の建設工認を踏まえ，選定しているものであり，耐震設計として評価すべき設備・部位を網羅して設定している（詳細は添付-3 参照）。
また，疲労評価を実施するものとしては，ＪＥＡＧ4601・補 1984 に基づき疲労評価が17

必要となる設備・部位であり，具体的には以下が対象となる。
○ 設計基準対象設備
・クラス 1 容器，管，ポンプ（ＪＥＡＧ4601 補 1984 における疲労評価不要の条
件（クラス 1 容器については，第 1 種容器の許容応力表の注 5）に従うものを除く。）
・クラス MC 容器（ＪＥＡＧ4601 補 1984 における疲労評価不要の条件（第 2 種容器の許容応力表の注 4）に従うものを除く。）
・クラス 2，3 容器，クラス 2，3 管，クラス 2，その他ポンプ（1 次＋2 次応力評
価が許容値を満足するものを除く。）○ 重大事故等対処施設
・重大事故等クラス 2 容器，管，ポンプ（設計基準対象設備のクラスに準ずる。）
東海第二発電所の等価繰返し回数の設定が保守的な設定であることを確認する際は，等価繰返し回数設定のパラメータ（ピーク応力，固有周期，対象床面，地震波，減衰定数，設計疲労線図）に加え，ばらつきによる影響（水平 2 方向，時刻歴解析による評価
設備，材料物性の影響）に対しても検討する。

18

工認申請対象設備

今回の申請において
基準地震動Ｓｓでの疲労評価を実施する必要
があるか

No

Yes
疲労評価対象設備※１

原子炉建屋内設備か

疲労評価対象外

No：①※２

一律に設定する等価繰返し

Yes

回数の設定
Ｓｓ：１６０回

対象設備のピーク応力がNo：②※２150kg/mm2（1471MPa）以下か

Yes

一律に設定する等価繰返し回数を用いた疲労評価の実施

疲労評価を満足するか

No：③※２

Yes※１

一律に設定する等価繰返し
回数を適用

個別に設定する等価基準地震動Ｓｓにおける一律に設定する

対象設備ごと等価繰返し回数を設定

等価繰返し回数として，１６０回を適用

個別に設定する等価繰返し回数を適用（4.項で説明）する設備について補足３に示す。

繰返し回数の適用

疲労評価対象設備については，添付８ 参考１参照。このフローによらず個別に設定する

等価繰返し回数を適用する場合がある。
※２

該当する設備は補足３参照。

図 1（１）

基準地震動Ｓｓにおける等価繰返し回数設定フロー19

工認申請対象設備

今回の申請において
弾性設計地震動Ｓｄでの疲労評価を実施する必要
があるか

No

Yes：④※１
Ｓｄに対する疲労評価が必要な設備※２

疲労評価対象外基準地震動Ｓｓにおける一律に設定する等価繰返し
回数の設定：160 回

詳細は補足３ 図１参照

Ｓｄにおける個別に設定する等価繰返し回数の算定

弾性設計地震動Ｓｄにおける一律に設定する等価繰返
し回数の設定：320 回

Ｓｓにおける一律に設定する

Yes

等価繰返し回数を下回るかNo個別に設定する等価繰返し回数又は一律に設定す

基準地震動ＳＳによる疲労評価で代表る等価繰返し回数を適用
Ｓｄにおける個別に設定する等価繰返し回数が，Ｓｓにおける一律に設定する等価繰返し回数を下回っていれば，許容繰返し回数は
ＳｓよりＳｄの方が大きくなることを考慮す
ると，Ｓｄの疲労評価はＳＳの疲労評価で代
表できる。
※１

該当する設備は補足３参照。

※２

疲労評価対象設備については，添付８ 参考１参照。このフローによらず個別に設定する

等価繰返し回数を適用する場合がある。

図 1（２）

弾性設計用地震動Ｓｄにおける等価繰返し回数設定フロー20

4．一律に設定する価繰返し回数の設定について（1）算定方法
東海第二発電所のピーク応力法による等価繰返し回数算定方法の手順を，ＪＥＡＧ
4601 に記載されたピーク応力法による算定フロー（図 2，以下「フロー」という）との対比で説明する。
このフローには分岐があり，建屋時刻歴応答を直接機器の評価に用いる場合と，建屋
応答を床応答曲線として用いる場合が示されている。
左側のフローは，時刻歴応答を用いて設備の応答を求めている場合のフローであり，
この場合，等価繰返し回数算出に必要となる設備の荷重時刻歴が算出されることになることから，この時刻歴波形を用いて直接等価繰返し回数を算定するものである。
一方，右側のフローは，床応答曲線を用いて機器の応力を算定している場合のフローであり，改めて機器の固有周期に応じた応答時刻歴を求めているものであり，設備の時
刻歴応答解析を改めて行わず，一質点系モデルにより，応答時刻歴を算定するものである。
東海第二発電所の今回工認においては，個別機器ごとの等価繰返し回数の設定を合理化するため，主要施設が設置される原子炉建屋及び，原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の大型機器に対して，図 2 に示す右側のフローにより，対象設備一律に適用可能な等価繰返し回数を設定する ＊１ 。基準地震動Ｓ ｓ における等価繰返し回数算定のフローを図３に示す。
等価繰返し回数の検討は，「昭和 55 年度

耐震設計の標準化に関する調査報告書」に記載されており，当該報告書における算定方法と，今回の算定方法の比較を表 1 に示す。
なお，設備の繰返し回数を個別に算定する場合においては，個別のピーク応力，固有周期，減衰定数，設置される床面における等価繰返し回数を算定することになり，算定される等価繰返し回数としては，一律に設定した等価繰返し回数の方がより保守的な算定となる。
（各パラメータに対する検討は 5．項参照。）
以下に具体的な手順を示す。①〜④の手順はフロー中の番号に対応している。
＊１

ただし，一律に設定した等価繰返し回数で許容値を超える（疲労累積係数が 1 を超える）場合及び原子炉建屋以外に設置される設備において，疲労評価が必要になった場合は，個別に等価繰返し回数の設定を行う。

21

①

②

③

④

図 2 ピーク応力法による算定フロー（ＪＥＡＧ4601−1987 に追記）

22

表１

昭和 55 年度 耐震設計の標準化に関する調査報告書における算定条件と東海第二における一律に設定する等価繰返し回数算定条件との比較
昭和 55 年度 耐震設計の標準化に関する調査報告書（標準化報告書）【手法 1】

【手法２】

対象設備

原子炉圧力容器スカート

第一種配管

算出方法
（ＪＥＡＧのフローの左右どちらか）

時刻歴解析より算定される時刻歴モーメントを用いた算出方法（JEAG における左側のフロー）

回数算出に用いる応
答時刻歴波

波形

時刻歴モーメント波形

建屋床応答を入力とした 1 質点系モデルによる応答時刻歴を用いた算出方法（JEAG における右側のフロー）
変位応答時刻歴波

時刻歴最大値（設備の最大ピーク応力）

5 種類のピーク応力（最大 300kg/mm２）

代表設備の最大ピーク
応力を安全側に設定した 300kg/mm２

対象建屋・床代表設備の設置床面

同左

固有周期

時刻歴解析結果より直接算定
報告書に言及なし
代表設備材料の線図を使用
Vs＝500,1000.1500m/s

設備の固有周期でなく，全固有周期
同左
同左

減衰定数
設計用疲労線図
地盤条件

Vs=1500m/s

東海第二発電所
一律に設定する等価繰返し回数の設定
原子炉格納容器，原子炉
圧力容器等大型機器

原子炉建屋に設置された機器・配管系標準化報告書【手法 2】と同じ（JEAG における右側のフロー）

同左

標準化報告書【手法 2】と同じ150kg/mm２（1471MPa）「昭和 55 年度 耐震設計の標準化に関する調査報告書」の検討にて十分とされている値＊
標準化報告書【手法 1】
及び【手法 2】と同じ
標準化報告書【手法 2】と同じ
1.0％，0.5％
標準化報告書【手法 1】
及び【手法 2】と同じ
東海第二の地盤条件
Vs=約 700m/s

同左
同左

全ての床面
同左
同左
同左
同左

＊：設備のピーク応力が 150 ㎏／mm２（1471MPa）を超える場合は個別に評価を行う。

23

①

全設備の固有周期に対する応答加速度時刻歴波形の算定
ピーク応力法による等価繰返し回数を求めるためには，設備の応力時刻歴波が必要となる。図 2 のフローでは地震荷重を時刻歴より求める場合（左側のフロー）は時刻歴モーメント応答波形又は時刻歴せん断力波形を用いること，及び，応答スペクトルより求める場合（右側のフロー）は時刻歴変位応答波形を用いることとなっているが，今回工認の算定では，右側のフローとして時刻歴変位応答波の波形を用いることとしている。
建屋地震応答解析又は建屋−機器連成解析（フローでは「時刻歴地震応答解析」と記載）の結果から算出される変位加速度応答波を用いて，振動数 f の 1 質点系に入力した場合の時刻歴変位応答波形を求める。この時刻歴波形は，固有振動数全てに対して算出する。

②

時刻歴ピーク応力値の設定
設備に発生するピーク応力の最大値を①で求めた時刻歴波形の最大値とすることで，応力の時刻歴波を作成する。なお，フローの「時刻歴応答波形の最大値に対応するピー
ク応力を仮定」とは，この設備に発生するピーク応力の最大値を①で求めた時刻歴波形の最大値とすることに対応している。なおピーク応力は，当該床面・固有周期に対応する設備のピーク応力ではなく，対象設備全てのピーク応力最大値を，時刻歴波の最大値と仮定しており，また，多質点系モデルの場合，ピーク応力は各モードの重ね合わせの結果として算定されるものであり，必ずしも波形の最大値がピーク応力の最大値になるとは限らないが，多質点系モデルの場合においても，最大値がピーク応力であると仮定していることを指している。
ここで，東海第二発電所における地震時等価繰返し回数の設定に用いるピーク応力は，150 ㎏／mm２（1471MPa）を用いている。設備のピーク応力が 150 ㎏／mm２（1471MPa）を超える場合は個別に評価を行う。

③

各ピーク点の応力に対する許容繰返し回数（Ni）を設計疲労線図より求め，疲れ累積
係数 UF（Usage

Factor）を求める。

図４に示す設計疲労線図を用い，応力時刻歴波に対して各時刻歴振幅に対する許容繰
返し回数を算定する。
各応力時刻歴波の振幅σi に対する許容繰返し回数 Ni と，ピークのサイクル数 ni から，
UF を算定する。

UF＝

n
N

n
N

n
N

24

④

UF と，最大ピーク応力に対する許容繰返し回数 N0 の積をとることにより最大ピーク応力に対する等価繰返し回数 Ne を求める。
③で算定した UF と，②より求められる最大ピーク応力に対する許容繰返し回数 N0から，下式により，等価繰返し回数 Ne を求める。
Ne ＝ UF × N025

時刻歴加速度応答波形
1.00E+03
Ss-D1̲(UD)8.00E+02
6.00E+02

加速度（Gal）

4.00E+02
2.00E+02
0.00E+00-2.00E+02-4.00E+02-6.00E+02-8.00E+02-1.00E+03
0

20

40

60
時刻(s)

例：原子炉建屋

80

100

120

140

EL46.50m①振動数 f の 1 質点系に入力した場合の時刻歴変位応答波形を求める。
（全ての固有振動数に対して求める。）②時刻歴変位応答波形のピークの最大値を最大ピーク応力 150kg/mm2(1471MPa)とする。

③疲れ累積係数を求める。
各ピーク応力σi に対する許容繰返し回数 Ni，サイクル数 ni を求める。
疲れ累積係数（UF）を求める。

n
UF＝
N

n
N
n
N

n
N

（l：ピーク数）σ0
応力 σ1(MPa) σ2

N0

N１

N２

許容繰返し回数④等価繰返し回数（Ne）を求める。

N

N

UF
n
N

N

図３

基準地震動Ｓｓにおける等価繰返し回数算定フロー

26

図４

炭素鋼，低合金鋼及び高張力鋼の設計疲労線図（ＪＳＭＥ設計・建設規格より抜粋）（2）算定結果（1）に基づき一律に設定する等価繰返し回数を算定した結果を示す。
ａ．原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の大型機器
原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の大型機器の各質点の水平（ＮＳ,ＥＷ）及び鉛直（ＵＤ）方向の加速度時刻歴より求めた 1 質点系の変位応答に対する等価繰返し回数を表２に示す。一律に設定する等価繰返し回数については，表２の数値を保守的に丸めた 160 回を設定する。
ｂ．原子炉建屋に設置された機器・配管系
原子炉建屋の各質点の水平（ＮＳ,ＥＷ）及び鉛直（ＵＤ）方向の加速度時刻歴より求めた 1 質点系の変位応答に対する等価繰返し回数を表３に示す。一律に設定する等価繰返し回数については，表３の数値を保守的に丸めた 160 回を設定する。
ここで，多方向入力の等価繰返し回数の算定方法として，各方向の最大値，ＳＲＳＳ，
代数和等の等価繰返し回数を組み合わせる方法が考えられる。これらの中でＳＲＳＳや代数和は過度に保守的な評価となるため（添付８ 参考７参照），各方向の最大値を保守的に丸めた回数を等価繰返し回数とした。

27

表２(1)

原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の等価繰返し回数の算定結果
減衰定数

Ｓｓ−Ｄ１
NS

EW

UD

Ｓｓ−１１
NS

EW

UD

Ｓｓ−１２
NS

EW

UD

Ｓｓ−１３
NS

EW

UD

注）質点Ｎｏ．は水平方向のモデル（図５参照）の番号を示す。

28

表２(2)

原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の等価繰返し回数の算定結果
減衰定数

Ｓｓ−１４
NS

EW

Ｓｓ−２１
UD

NS

EW

UD

Ｓｓ−２２
NS

EW

UD

Ｓｓ−３１
NS

EW

UD

注）質点Ｎｏ．は水平方向のモデル（図５参照）の番号を示す。

29

表３(1)
減衰定数
原子炉建屋
EL. 46.500 m

h=0.5%

質点 No. 3

h=1.0%

原子炉建屋
EL. 38.800 m

h=0.5%

質点 No.4

h=1.0%

原子炉建屋
EL. 34.700 m

h=0.5%

質点 No.5h=1.0%

原子炉建屋
EL. 29.000 m

h=0.5%

質点 No.6h=1.0%

原子炉建屋
EL. 20.300 m

h=0.5%

質点 No.7h=1.0%

原子炉建屋
EL. 14.000 m

h=0.5%

質点 No.8h=1.0%

原子炉建屋
EL.
8.200 mh=0.5%

質点 No.9h=1.0%

原子炉建屋
EL.
2.000 mh=0.5%

質点 No.10h=1.0%

原子炉建屋
EL. -4.000 m

h=0.5%

質点 No.11

h=1.0%

原子炉建屋の等価繰返し回数の算定結果
Ｓｓ−Ｄ１

Ｓｓ−１１

Ｓｓ−１２

Ｓｓ−１３

NS

NS

NS

NS

EW

UD

EW

UD

EW

UD

EW

UD

注）質点Ｎｏ．は図７及び図８の番号を示す。

30

表３(2)
減衰定数
原子炉建屋
EL. 46.500 m

h=0.5%

質点 No.3

h=1.0%

原子炉建屋
EL. 38.800 m

h=0.5%

質点 No.4

h=1.0%

原子炉建屋
EL. 34.700 m

h=0.5%

質点 No.5h=1.0%

原子炉建屋
EL. 29.000 m

h=0.5%

質点 No.6h=1.0%

原子炉建屋
EL. 20.300 m

h=0.5%

質点 No.7h=1.0%

原子炉建屋
EL. 14.000 m

h=0.5%

質点 No.8h=1.0%

原子炉建屋
EL.
8.200 mh=0.5%

質点 No.9h=1.0%

原子炉建屋
EL.
2.000 mh=0.5%

質点 No.10h=1.0%

原子炉建屋
EL. -4.000 m

h=0.5%

質点 No.11

h=1.0%

原子炉建屋の等価繰返し回数の算定結果
Ｓｓ−１４

Ｓｓ−２１

Ｓｓ−２２

Ｓｓ−３１

NS

NS

NS

NS

EW

UD

EW

UD

EW

UD

EW

UD

注）質点Ｎｏ．は図７及び図８の番号を示す。

31

図５

原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の等価繰返し回数の算定位置（水平方向）

32

図６

原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の等価繰返し回数の算定位置（鉛直方向）

33

EL.
(m)
1
63.65
57.00
46.50
38.80
34.70
29.00
20.30
14.00
8.20
2.00
-4.00
-9.00

図７

2
3
4
5
6
7
8
9

(1)
(2)
(3)
(4)
(5)
(6)
(7)
地盤ばね
(8)

Ｋ1

(9)
10

Ｋ2

(10)
11

Ｋ3

基礎スラブ(11)
12
Ｋ5
Ｋ6

Ｋ4

：算定レベル

原子炉建屋の等価繰返し回数の算定位置（水平方向）

34

0.00m

EL.
(m)
63.65
57.00
46.50
38.80
34.70
29.00
20.30
14.00
8.20
2.00
-4.00
-9.00

5.13m

外壁・
屋根トラス部
シェル壁部
(21)
(22)
(23)
(24)
1
22
23
24
25
Ｋθ
(1)
2
3
4
5
6
7
8
9

(2)
(3)

C.L.
対称条件による
回転拘束

(4)
(5)
(6)
(7)
(8)

(9)
10
(10)
11
基礎スラブ(11)
12
地盤ばね

図８

10.27m 15.41m 20.55m：算定レベル
Ｋ1

原子炉建屋の等価繰返し回数の算定位置（鉛直方向）

35

5.

一律に設定する等価繰返し回数設定における保守性
等価繰返し回数の設定におけるパラメータとしては，以下の 6 種類がある。ここでは，それぞれのパラメータに対する包絡性を検討し，一律に設定する等価繰返し回数が保守的な回数であることを確認する。
①ピーク応力
②固有周期
③対象床面
④地震波
⑤減衰定数
⑥設計疲労線図①

ピーク応力
同じ波形で応力値の大きな波と小さな波があった場合，ピーク応力法で等価繰返し回数を算出すると，応力値の大きな波の方が回数を大きく算出することになる。
東海第二発電所における一律に設定する等価繰返し回数の設定に用いるピーク応力は，150 ㎏／mm２（1471MPa）を用いる。当設定は，「昭和 55 年度耐震設計の標準化に関する調査報告書」での検討にて，当値まで考慮すれば十分とされた値＊１である。なお，設備のピーク応力が 150 ㎏／mm２（1471MPa）を超える場合は個別に評価を行う。
＊１「昭和 55 年度耐震設計の標準化に関する調査報告書」での整理。
現在用いられている材料において RPV 本体材料であるＳＱＶ２Ａ及びＳＦＶＶ
３の一次＋二次応力に対する許容値が最も高く，その値は 3Sm ＝ 56.4kg／mm２となる。
応力係数の極大値 5 とすれば，ピーク応力の値としては片振幅に対して，56.4
×5÷2＝141 kg／mm２となることから，最大ピーク応力としては，150 kg／mm２まで考慮すれば十分としている。

②

固有周期

今回工認の基準地震動Ｓｓの一律に設定する等価繰返し回数の設定においては，設備の固有周期の有無に係わらず全周期帯での最大の等価繰返し回数としている。実際の設備としては，特定の固有周期を有していることから，当該建屋（又は質点）の等価繰返し回数は，確実にそれ以下の回数となり，保守側の算出となっている。

36

最大値を等価繰返し回数とする
等価繰 返 し回数

設備の固有周期における回数

固有周期（ｓ）③

代表床面（質点）における等価繰返し回数の設定
原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の大型機器については，「昭和 55 年度耐震設計の標準化に関する調査報告書」と同様に代表質点にて等価繰返し回数を設定しており，代
表質点は，クラス１の機器・配管系の設置位置を選定している。また，（2）項の表 5 で示した等価繰返し回数は，原子炉建屋に設置された機器・配管系は全ての床面の回数を算定した上で，最大の回数を記載しており，設備の等価繰返し回数は，確実にそれ以下の回数となり保守側の算出となっている。

④

地震波
東海第二発電所における地震波としては，Ｓｓ−Ｄ，１１，１２，１３，１４，２１，
２２，３１がある。今回の等価繰返し回数の設定においては，全てのＳｓを用いており，設備の等価繰返し回数は，確実にそれ以下の回数となり保守側の算出となっている。
また，Ｓｄ における一律に設定する等価繰返し回数は，Ｓｓの２倍の回数を用いている。Ｓｄの等価繰返し回数をＳｓの等価繰返し回数の２倍の回数とすることが保守的な設定であることは，1.1.2(2)にて示している。

⑤

減衰定数一律に設定する等価繰返し回数の算定においては，減衰定数は 0.5％及び 1.0％を用いている。表 4 及び表 5 に示すとおり減衰定数が小さいほど，等価繰返し回数が多く算定される傾向にあり，機器・配管系に適用される最小の減衰定数は，0.5％であることから，設備の等価繰返し回数は，確実にそれ以下の回数となり保守側の算出となっている。

⑥

設計疲労線図
疲労評価に用いている設計用疲労線図としては，JSME に記載されている「オーステナ
イト系ステンレス鋼及び高ニッケル合金」と「炭素鋼，低合金鋼及び高張力鋼」の 2 種類が該当する。

37

一律に設定する等価繰返し回数の算定は，設計疲労線図は代表設備の設計疲労線図（炭素鋼，低合金鋼及び高張力鋼）を用いる。「炭素鋼，低合金鋼及び高張力鋼」の設計用疲労線図を用いるほうが，同じピーク応力とした場合に「オーステナイト系ステン
レス鋼及び高ニッケル合金」よりも許容繰返し回数が小さくなり，地震繰返し回数が多く算定されるため，設備の等価繰返し回数は，確実にそれ以下の回数となり保守側の算出となっている。
6.

一律に設定する等価繰返し回数設定における保守性を踏まえた追加検討
a. 6 つのパラメータによる等価繰返し回数への影響
5．項では，6 つのパラメータに対して検討を行った。その結果，一律に設定する等価繰返し回数は最も厳しい条件を仮定した回数，また「昭和 55 年度耐震設計の標準化に関する調査報告書」で検討された手法を用いており，等価繰返し回数の設定としては保守性を有している。
b．6 つのパラメータ以外による等価繰返し回数への影響
a．項では，6 つのパラメータに対する検討を行ったが，6 つのパラメータ以外に等価繰
返し回数に影響する要因としては，以下の項目が挙げられる。一律に設定した等価繰返し
回数は，保守性は有しており，その設定に問題はないと考えるが，以下の要因に対しても，問題がないことを確認する。
（a）時刻歴解析を用いている設備（ＪＥＡＧ4601−1987（P．576）の左側のフロー）についても，1 質点系の応答波形を用いて回数を設定（ＪＥＡＧ4601−1987（ P．
576）の右側のフロー）している（b）水平 2 方向による影響（c）材料物性の影響（a）時刻歴解析を用いている設備への影響
時刻歴解析を行う設備は，ＪＥＡＧ4601 の左側のフローを用いることとされているが，今回の等価繰返し回数の算定においてはＪＥＡＧ4601 の右側のフローを用いている。時刻歴解析を用いている設備に対して，その時刻歴応答荷重（ＪＥＡＧの左側のフロー）を用いて等価繰返し回数を算定した結果と，1 質点系の応答波形（ＪＥＡＧの右側のフロー）を用いて算出した結果の比較を添付８ 参考４に示す。
設備の時刻歴応答荷重より直接算定した回数は，160 回より十分小さく，一律に設定する等価繰返し回数の設定に問題ないことを確認した。
（b）水平 2 方向による影響
疲労評価対象設備における水平 1 方向及び鉛直方向の地震動に対するピーク応力と，
水平 2 方向及び鉛直方向の地震動に対するピーク応力を添付８ 参考２に纏めた。なお，
水平 2 方向の考慮は「補足-340-7【水平 2 方向及び鉛直方向の適切な組合せに関する38

検討について】」における検討結果を踏まえ纏めた。
上部シアラグと格納容器との接合部は水平 1 方向を考慮した場合と，水平 2 方向を考慮した場合が共に 150 ㎏／mm２（1471MPa）を上回っていることから，個別に等価繰
返し回数を設定する（補足３参照）。
その他の設備については，
水平 2 方向による影響を考慮しても，150 ㎏／mm２（1471MPa）を下回っていることから，一律に設定する等価繰返し回数の設定に影響ないことを確認した。
（c）材料物性の影響
原子炉建屋における建屋剛性及び地盤物性のばらつき等を考慮した場合の等価繰返
し回数を算定した結果を添付８ 参考６に示す。材料物性のばらつき等を考慮した場合
でも，等価繰返し回数の算定結果への影響は軽微であり，一律に設定する繰返し回数の 160 回以下であることを確認した。
7．まとめ
東海第二発電所における等価繰返し回数は一律に設定した値と個別に設定した値を用いている。本資料において一律に設定した等価繰返し回数が，ＪＥＡＧ4601 に基づき妥
当な設定であり，保守的な設定となっていることを確認した。
なお，一律に設定する等価繰返し回数については，等価繰返し回数算定に影響する 6 つのパラメータ（ピーク応力，固有周期，対象床面，地震波，減衰定数，設計疲労線図）を踏まえても，パラメータ全体として保守的であること，また，それ以外の要因（時刻歴波形を用いた場合の影響，水平 2 方向の影響及び材料物性の影響）に対しても検討を行い，保守的な設定となっていることを確認した。
以上より，今回の東海第二発電所における一律に設定した保守的な値はＪＥＡＧ4601に基づき妥当な設定となっている。

39

添付８ 補足２
一律に設定する等価繰返し回数の妥当性について
１．一律に設定する等価繰返し回数の既工認の設定方法からの変更について
今回の東海第二発電所の等価繰返し回数の設定については，ＪＥＡＧ4601 に記載されているエネルギー換算法，ピーク応力法の 2 つの手法のうちピーク応力法を用いて等価
繰返し回数を算定し，算定した等価繰返し回数を保守的に丸めた値を一律に設定する等
価繰返し回数（原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の大型機器及び原子炉建屋に設置された機器・配管系：基準地震動Ｓｓ 160 回，弾性設計用地震動Ｓｄ 320 回）としている
ため，妥当な設定と言える。以下では既工認の設定方法からの変更について説明する。

（１）既工認における等価繰返し回数の設定方針
ＢＷＲプラントにおける等価繰返し回数は，ＯＢＥ地震 1 回当たりの繰返し回数を10 回として，プラントライフ中 5 回発生すると仮定し，余裕をみて 6 回起きた場合の60 回という米国プラント設計の考え方を踏襲し設定している。そのため，東海第二発電所の既工認において，一律に設定する等価繰返し回数は 60 回と設定していた。

（２）今回工認における等価繰返し回数の算定方針
等価繰返し回数を算定する手法としては，ＪＥＡＧ4601 に基づくこととする。ＪＥ
ＡＧ4601 ではエネルギー換算法及びピーク応力法による繰返し回数の説明があるが，エネルギー換算法は，機器系の固有振動に対する応力の全体応力に対する寄与が小さくな
る剛な領域では，過大に安全側の評価となっているため＊，ピーク応力法を用いる。
東海第二発電所の今回工認における基本方針としては，ＪＥＡＧ4601 には特に要求が無いが，基準地震動Ｓｓより弾性設計用地震動Ｓｄの方が発生頻度が多いことを踏まえ，設計上の配慮として，基準地震動Ｓｓについては 1 回分，また，弾性設計用地震動
Ｓｄについては 2 回分を考慮する。
なお，上記の算定方法は，新規制基準対応工認における先行プラント（大飯 3・4 号機等）と同じ方法である。
＊：昭和５５年度 耐震設計の標準化に関する調査報告書

40

２．米国における等価繰返し回数設定の考え方との相違について（１）米国における等価繰返し回数の考え方
米国における等価繰返し回数設定に係る基準要求を別紙１に示す。
別紙１に示すとおり，NUREG-0800 に定められた SRP3.7.3 Rev.4 では，プラントライフ
中に，ＳＳＥ地震 1 回＋ＯＢＥ地震 5 回を想定した疲労評価を行うよう要求がある。その際の等価繰返し回数としては各々の地震イベントで最低 10 回を考慮するよう要求がある（ＯＢＥ地震がＳＳＥ地震の 1/3 以下に設定される場合は，ＯＢＥ地震による設計評価は不要となるが，ＯＢＥ地震による疲労評価は実施する必要がある。その場合，プラント供用期間中に想定される地震としてＳＳＥ地震 2 回を考慮する。これはＳＳＥ地震 1 回＋Ｏ
ＢＥ地震 5 回と等価である。ＳＳＥ地震 1 回で最大振幅が 10 回繰り返すものとする）。
（２）ＯＢＥ地震と弾性設計用地震動Ｓｄの関係性
ＯＢＥ地震は，プラント運転継続に必要な機能が維持できる地震として設定されるものであり，米国ではＯＢＥ地震レベル以下の地震が発生しても，原子炉を停止する必要がな
い。
一方で，弾性設計用地震動Ｓｄは，基準地震動Ｓｓに対する施設の安全機能の保持をより高い精度で確認するために設定された地震動である。東海第二発電所における原子炉スク
ラムの地震レベルと比較すると，東海第二発電所では加速度検出器設置位置において地震
加速度大（水平方向 300gal（EL. 14.0m），水平方向 250gal（EL. -4.0m），水平方向
120gal（EL. -4.0m））でスクラムするよう設定しており，弾性設計用地震動Ｓｄ地震が発生した場合には必ずプラント自動停止となる。
従って，運転継続を前提としたＯＢＥ地震と，プラント自動停止レベルを上回る弾性設
計用地震動Ｓｄはその位置付けが異なるものであることから，等価繰返し回数算定の際に想定する事象の回数の設定においてＯＢＥ地震と弾性設計用地震動Ｓｄが対応するものではないと考えている。
上記を踏まえ，ＯＢＥ地震の回数とは独立して弾性設計用地震動Ｓｄの回数を設定することとした。
（３）米国の考え方を準用した東海第二発電所の等価繰返し回数の検証
ＯＢＥ地震はプラント運転継続に必要な機能が維持できる地震とされており，これに相当する地震としては，ＪＥＡＧ4601・補-1984 にある地震動Ｓ０（地震動が発生した後の運転継続の観点から決められた地震動）が相当すると考えられる（参考１参照）。ＪＥＡＧ
4601 においては，この地震動Ｓ０は 1/3 Ｓ１程度の大きさとされている。米国の考え方（ＳＳＥ地震:1 回分＋ＯＢＥ地震：5 回分を考慮して疲労評価）に対応させるものとして，仮に基準地震動Ｓｓを 1 回分＋1/3 弾性設計用地震動Ｓｄを 5 回分考慮した場合の疲労41

評価に基づく等価繰返し回数を算定した。算定した等価繰返し回数は，表１のとおりとな
り，今回用いている等価繰返し回数 160 回よりも小さいことを確認した。
以上の検討は，基準地震動Ｓｓによる等価繰返し回数が大きく算定されているＳｓ−Ｄ
１に対して，原子炉建屋 EL.46.50m（減衰 0.5%）の等価繰返し回数を代表して算定した。
ここで，スクラム設定値を下回る小さな地震が発生したとしても，その影響は今回検討した 1/3 Ｓｄ以下の影響であり，スクラム設定値を下回る小さな地震が疲労評価に与える影響は有意ではない。
表１ ＳＳを 1 回分＋1/3Ｓｄを 5 回分考慮した際の等価繰返し回数
標高

減衰

（EL.）
46.50m

等価繰返し回数
Ｓｓ：1 回分

1/3 Ｓｄ：5 回分

合計

0.5%

＊:プラントライフ中に基準地震動Ｓｓ1 回分と 1/3 弾性設計用地震動Ｓｄ5 回分が発生した場合の検討を行うため，Ｓｓと 1/3 Ｓｄを繋げた地震動を用いて等価繰返し回数の算定を行う。Ｓｓと 1/3 Ｓｄを繋げた地震動を用いることで，
Ｓｓ及び 1/3Ｓｄを通じて発生する最大ピーク応力（1471MPa と仮定）に対する等価繰返し回数を算定する。
1/3Ｓｄ 5 回分の等価繰返し回数は以下に示す手順で算定した。
（1） Ｓｓ 1 回分の等価繰返し回数を算定（2） Ｓｓ 1 回分と 1/3 Ｓｄ 1 回分を繋げた地震動の等価繰返し回数を算定（3） （2）-（1）より 1/3 Ｓｄ 1 回分の等価繰返し回数を算定（4） （3）×5 で 1/3 Ｓｄ 5 回分の繰り返し回数を算定

42添付８ 補足２ 別紙１等価繰返し回数に係る米国基準の整理

地震発生回数及び応力振幅回数に関する考え方
米国基準
10CFR50 Appendix S
米国連邦法であり，行政法の一つ。
10CFR は，エネルギ
ー行政に係る事項を定めている。

要求解釈①ＳＳＥ地震（safe shutdown earthquake）
は，その事象の発生時ならび発生後において，原子力プラントが安全停止状態を達成
し，維持することが可能とする地震レベ
ル。安全停止に係るＳＳＣ（建屋，システ
ム，機器）はＳＳＥにより機能喪失が生じないよう設計すること。

・ＳＳＥ地震，ＯＢＥ地震が定義されているが，その発生回数の規定はない。
・ＯＢＥ地震では，プラン
トは運転継続する。
（②）②ＯＢＥ地震（operating basis
earthquake）は，プラント運転中に起こりうる地震レベル。ＯＢＥ地震を超過する地
震事象の発生時には，プラント停止要求がある。
①プラント供用期間中，少なくとも SSE 地震 ・地震事象としてＳＳＥ地
SRP3.7.3
1 イベント+ＯＢＥ地震 5 イベント の発生
震 1 イベントと，ＯＢＥ
NUREG-0800 によってを想定する規定がある。地震1
イベント当り地震 5 イベントを考慮し定められる，NRC 許
最低10回の応力振幅を考慮する。
た疲労評価の実施要求が認可活動における審ある。
（①）
査方針を示したもの。
当該章は，機器設計について定める章。
ASME①ASME は Design Specification で与えられた ・OBE 地震は Service Level
設計条件に従い，設計・評価を行う手法を定B に 区 分 さ れ る （ SRP
めた民間規定であることから，地震回数，地3.9.3）ことから，他の過震強度に対する要求は無い。
渡事象と同列に並べて，疲労評価を実施する。
②一方，Service Level A, B の過渡事象に対する，疲労評価を実施し，Uf が 1 以下となることを求めている。

43

添付８ 補足２ 参考１

44

45

46

47

48

49

50

51

52

添付８ 参考１
疲労評価の対象設備
一次＋二次＋ピーク応力評価（疲労評価）について工認計算書で対象とする設備・部位は，
東海第二発電所の既工認や大間 1 号機の建設工認を踏まえ，選定しているものであり，耐震設計として評価すべき設備・部位を網羅して設定している（詳細は添付-3 参照）。
また，疲労評価を実施するものとしては，ＪＥＡＧ4601・補 1984 に基づき疲労評価が必要となる設備・部位であり，具体的には以下が対象となる。
○ 設計基準対象設備
・クラス 1 容器，管，ポンプ（ＪＥＡＧ4601 補 1984 における疲労評価不要の条件（クラス 1 容器については，第 1 種容器の許容応力表の注 5）に従うものを除く。）
・クラス MC 容器（ＪＥＡＧ4601 補 1984 における疲労評価不要の条件（第 2 種容器の許容応力表の注 4）に従うものを除く。
）
・クラス 2，3 容器，クラス 2，3 管，クラス 2，その他ポンプ（1 次＋2 次応力評価が許容値を満足するものを除く。
）○ 重大事故等対処施設
・重大事故等クラス 2 容器，管，ポンプ（設計基準対象設備のクラスに準ずる。
）
東海第二発電所における疲労評価対象設備について，表１に示す。

53

表１ 疲労評価の対象設備
設備名称

原子炉圧力容器（ノズル含む）（クラス１容器）原子炉圧力容器スカート（クラス１容器）

疲労評価の
実施の有無
○：有
×：無
○

○

原子炉圧力容器スタビライザブ
ラケット

省略理由

既工認実績から地震荷重による一次＋二次応力の×

裕度は一次応力よりも高い裕度を有するため，一（クラス１容器）

次応力にて代表する。

スチームドライヤサポートブラ

既工認実績から地震荷重による一次＋二次応力のケット

×（クラス１容器）
給水スパージャブラケット（クラス１容器）

炉心スプレイブラケット（クラス１容器）

裕度は一次応力よりも高い裕度を有するため，一次応力にて代表する。
既工認実績から地震荷重による一次＋二次応力の×

裕度は一次応力よりも高い裕度を有するため，一次応力にて代表する。
既工認実績から地震荷重による一次＋二次応力の×

裕度は一次応力よりも高い裕度を有するため，一次応力にて代表する。
設計・建設規格 PVB-3140(6)を適用し，荷重変動

差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）

回数を許容繰返し回数とした場合に，設計疲労線
×（クラス１配管）図における許容繰返し回数に対応する繰返しピー
ク応力強さの値が，機械的荷重により生じる応力の全振幅以上の値であることを確認しているため，評価を省略する。
設計・建設規格 PVB-3140(6)を適用し，荷重変動回数を許容繰返し回数とした場合に，設計疲労線

使用済燃料乾式貯蔵容器（キャスク容器）（クラス１容器相当）

×図における許容繰返し回数に対応する繰返しピー
ク応力強さの値が，機械的荷重により生じる応力の全振幅以上の値であることを確認しているため，評価を省略する。

54

設備名称

疲労評価の
実施の有無
○：有
×：無

省略理由
設計・建設規格 PVB-3140(6)を適用し，荷重変動回数を許容繰返し回数とした場合に，設計疲労線

使用済燃料乾式貯蔵容器（タイプⅡ）（キャスク容器）

×（クラス１容器相当）

図における許容繰返し回数に対応する繰返しピー
ク応力強さの値が，機械的荷重により生じる応力の全振幅以上の値であることを確認しているため，評価を省略する。

使用済燃料乾式貯蔵容器（一次蓋締付けボルト）○（クラス１容器相当）
使用済燃料乾式貯蔵容器（タイプⅡ）（一次蓋締付けボルト）○（クラス１容器相当）
使用済燃料乾式貯蔵容器（二次蓋）（クラス３容器）

規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×

確認しているため疲労評価は不要。

使用済燃料乾式貯蔵容器（タイプⅡ）（二次蓋）次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを（クラス３容器相当）

確認しているため疲労評価は不要。

主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機

規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二能用アキュムレータ×

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを（クラス３容器）

確認しているため疲労評価は不要。

主蒸気逃がし安全弁自動減圧機

規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二能用アキュムレータ×（クラス３容器）
低圧マニホールド（クラス２，３容器）

確認しているため疲労評価は不要。
規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×て置円筒形容器）

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

残留熱除去系熱交換器（クラス２，３容器ラグ支持た

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

55

設備名称

残留熱除去系ストレーナ（クラス２配管）
高圧炉心スプレイ系ストレーナ（クラス２配管準用）
低圧炉心スプレイ系ストレーナ（クラス２配管準用）
制御棒駆動機構（クラス１配管）

疲労評価の
実施の有無
○：有
×：無
×

二次応力が発生しないため。

×

二次応力が発生しないため。

×

二次応力が発生しないため。

○

ほう酸水貯蔵タンク（クラス２，３容器 平底たて置

規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×

円筒形容器）
原子炉格納容器本体（クラスＭＣ容器）

省略理由

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

○

原子炉格納容器
機器搬入用ハッチ
所員用エアロック
サプレッションチェンバ・アク

○

セスハッチ
電気配線貫通部（クラスＭＣ容器）
原子炉格納容器本体
上部シアラグと格納容器胴との接合部○（クラスＭＣ容器）
設計・建設規格 PVB-3140(6)を適用し，荷重変動

原子炉格納容器

回数を許容繰返し回数とした場合に，設計疲労線

配管貫通部
下部シアラグと格納容器胴との接合部（クラスＭＣ容器）×図における許容繰返し回数に対応する繰返しピー
ク応力強さの値が，機械的荷重により生じる応力の全振幅以上の値であることを確認しているため，評価を省略する。

56

疲労評価の
実施の有無
○：有
×：無

設備名称

省略理由

原子炉格納容器規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）（サプレッ×

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

ション・チェンバ側）（クラス２配管）
原子炉格納容器規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二

ベント管

×

（クラス２配管）確認しているため疲労評価は不要。

非常用ディーゼル発電機
空気だめ（クラス２，３容器

横置容規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×

非常用ディーゼル発電機
空気だめ（クラス２，３支持構造物（ク

規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×

軽油貯蔵タンク

筒容器）

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

ラス２，３容器））

横置き円

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

器）（クラス２，３容器

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

（クラス３容器）
非常用ディーゼル発電機
燃料油デイタンク（クラス２，３容器

横置容

○

器）
非常用ディーゼル発電機
燃料油デイタンク（クラス２，３支持構造物（ク○ラス２，３容器））57

疲労評価の
実施の有無
○：有
×：無

設備名称

省略理由

高圧炉心スプレイ系ディーゼル規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二

発電機
×

空気だめ
（クラス２，３容器

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

横置容器）
高圧炉心スプレイ系ディーゼル規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二

発電機
×

空気だめ

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

（クラス２，３支持構造物（クラス２，３容器））
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機

規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二燃料油デイタンク（クラス２，３容器×横置容次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

器）
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機
燃料油デイタンク規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二×（クラス２，３支持構造物（ク

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認しているため疲労評価は不要。

ラス２，３容器））
クラス１配管○規格基準（JEAG4601・補 1984）に従い，一次＋二クラス２，３配管○

次応力で求めた応力範囲が 2Sy 以下であることを確認している場合は疲労評価は不要。

58

添付８ 参考２
各設備の部品毎のピーク応力

①ピーク応
力
(MPa)

②ピーク応
力(MPa)（水平 2 方
向考慮）＊

ピーク応力
(MPa)
（①と②の
最大値）

胴板

2

2

2

水平 2 方向の地震力の影響
は軽微

下部鏡板

48

48

48

水平 2 方向の地震力の影響は軽微

制御棒駆動機構ハウジング
貫通部

295

295

295

水平 2 方向の地震力の影響
は軽微

ノズル

936

936

936

設計用地震力として√2 倍
以上を考慮

設備名称

原子炉圧力容器（クラス１容器）

評価部位

備考

原子炉圧力容
器スカート

193

193

193

水平 2 方向の地震力の影響は軽微

一次蓋締付け
ボルト

6

6

6

水平 2 方向の地震力の影響は軽微

一次蓋締付け
ボルト

3

3

3

水平 2 方向の地震力の影響は軽微

制御棒駆動機構（クラス１配管）

管

8

8

8

原子炉格納容器本体（クラスＭＣ容器）

下段Ｂビームシートとの接
合部

1079

1079

1079

機器搬入用ハッチ本体と補強板との結合
部

788

788

788

ドライウェル
円錐胴と補強板との接合部

925

925

925

原子炉圧力容器スカート（クラス１容器）
使用済燃料乾式貯蔵容器（一次蓋締付けボルト）（クラス１容器相当）
使用済燃料乾式貯蔵容器（タイプⅡ）（一次蓋締付けボルト）（クラス１容器相当）

機器搬入用ハッチ（クラスＭＣ容器）

水平 2 方向の地震力の影響は軽微
水平 2 方向の地震力の影響は軽微
設計用地震力として設計用
床応答曲線の√2 倍以上を考慮
設計用地震力として設計用
床応答曲線の√2 倍以上を考慮

59

①ピーク応
力
(MPa)

②ピーク応
力(MPa)（水平 2 方
向考慮）＊

ピーク応力
(MPa)
（①と②の
最大値）

設備名称

評価部位

所員用エアロック（クラスＭＣ容器）

ドライウェル
円錐胴と補強板との接合部

393

393

393

設計用地震力として設計用
床応答曲線の√2 倍以上を考慮

サプレッショ
ンチェンバ・
アクセスハッ
チ本体と補強板との結合部

773

1094

1094

②は①を√2倍して算出

サプレッショ
ンチェンバ円筒胴と補強板
との結合部

694

982

982

②は①を√2
倍して算出

原子炉格納容器胴とスリー
ブとの取付部
（胴側）

776

776

776

水平 2 方向の地震力の影響は軽微

補強板取付部
（胴側）

421

421

421

水平 2 方向の地震力の影響は軽微

上部シアラグと格納容器胴
との接合部

1918

1918

1918

水平 2 方向の地震力の影響
は軽微

胴

958

958

958

水平 2 方向の地震力の影響
は軽微

脚

639

639

639

水平 2 方向の地震力の影響は軽微

578

設計用地震力として設計用
床応答曲線の√2 倍以上を考慮

サプレッションチェン
バ・アクセスハッチ（クラスＭＣ容器）

電気配線貫通部（クラスＭＣ容器）

上部シアラグと格納容器胴との接合部（クラスＭＣ容器）
非常用ディーゼル発電機
燃料油デイタンク（クラス２，３容器 横置容器）
非常用ディーゼル発電機
燃料油デイタンク（クラス２，３支持構造物（クラス２，３容器））
クラス１，２，３配管（最大ピーク応力発生個所：原子炉冷却材浄化系（CU-PD-9））

配管

578

578

備考

＊：水平 2 方向のピーク応力の考え方は「補足-340-7【水平 2 方向及び鉛直方向の適切な組合せに関する検討について】」参照

60

添付８ 参考４
時刻歴応答波形（荷重）から直接等価繰返し回数を算定した場合との比較検討
１．はじめに
JEAG4601 におけるフローには分岐があり，地震荷重が時刻歴より求める機器系（時刻歴
応答解析から算出される時刻歴応答波形（荷重）を用いる場合）（左側のフロー）と，地震荷重を応答スペクトルより求める機器系（建屋応答に基づく 1 質点系応答解析により算定した時刻歴変位波形を用いる場合）（右側のフロー）が示されている。今回の東海第二発電所
における一律に設定する地震時等価繰返し回数の設定においては，1 質点系応答解析により算定した時刻歴変位波形を用いる場合（右側のフロー）にて検討することとしている。
なお，時刻歴応答解析から算出される時刻歴応答波形（荷重）を用いる場合（左側のフロー）で等価繰返し回数を算定することは可能であるが，これらの荷重は特定の設備のみ使用されるものであることから，今回の等価繰返し回数の設定においては，右側のフローを用いている。
本資料では，JEAG4601 の左側のフローである時刻歴応答解析から算出される時刻歴応答
波形（荷重）を等価繰返し回数の算定に用いる場合においても，今回の等価繰返し回数 160回の設定に問題がないことを確認する。
２．時刻歴応答解析から算出される時刻歴応答波形（荷重）を用いた等価繰返し回数
２．１ 対象設備「昭和 55 年 耐震設計の標準化に関する調査報告書」において原子炉圧力容器スカート（RPV スカート）について左側のフローでの評価を実施している。そのため，代表として
RPV スカートに対して，時刻歴応答波形（荷重）から直接等価繰返し回数を算定する。なおRPV スカートは東海第二発電所では疲労評価を実施している設備である。
検討対象設備として選定した RPV スカートのピーク応力は，表１に示すとおりである。
表１ 検討対象設備の選定結果
検討対象設備原子炉圧力容器
スカート

ピーク応力
(MPa)

171※１

耐震評価のインプットに用いる
解析結果

モーメント
軸力

※１：繰り返し回数の算出の際は 150kg/mm2（1471MPa）を用いる。
以下では，RPV スカートにおいても，今回の等価繰返し回数 160 回の設定に問題がないことを確認する。

61

図１ RPV スカート等価繰返し回数評価点（時刻歴を用いた節点・座標系）

62

２．２ 検討内容
RPV スカートの荷重（モーメント，軸力）の時刻歴波を用いて等価繰返し回数を算定する。
当該部位の評価においては，建屋−大型機器系連成解析により得られた荷重（モーメント，軸力）時刻歴に基づき算出する。図２−１〜図２−３に解析の荷重の時刻歴波としてモーメ
ント・軸力の時刻歴波を示す。
次に，解析にて算出した時刻歴波を用いて RPV スカートの等価繰返し回数を算定する。
RPV スカートは荷重（モーメント，軸力）を用いて評価しているため，それぞれの時刻歴波を用いて等価繰返し回数を算定した。
なお，等価繰返し回数の算出の際は 150kg/mm2（1471MPa）を用いる。※※：各荷重・モーメントの時刻歴波において，波の振幅に関係なく，荷重・モーメントの最大値をピーク応力の最大値である 1471MPa に置き換えることで応力の時刻歴波とし，等価繰返し回数を算定する。

図２−１ 建屋−大型機器系連成解析モデル時刻歴（モーメント）（NS 方向）

63

2000

モーメント（ｋN・m/9.80665）

1500

1000

500

0

-500

-1000

-1500

-2000

-2500
0

20

40

60

80

100

120

140

160

時間[s]
図２−２ 建屋−大型機器系連成解析モデル時刻歴（モーメント）（EW 方向）

図２−３ 建屋−大型機器系連成解析モデル時刻歴（軸力）（UD 方向）64

２．３ 検討結果
RPV スカートにおける等価繰返し回数の算定結果を表２に示す。
Ｓｓ−Ｄ１の時刻歴波について等価繰返し回数を算定した結果，RPV スカートのモーメン
ト時刻歴波（図２−１，２−２参照）において最大等価繰返し回数となった。
以上より，設備の時刻歴応答波形より直接算定した回数は，160 回より十分小さく，一律に設定した等価繰返し回数の設定に問題はないと考えられる。
表２ 荷重時刻歴波形（解析結果）を用いた等価繰返し回数算定結果
評価点

ピーク応力

原子炉圧力容器スカート

1471MPa（150kg/mm2）

位置

UD 方向
EW 方向
NS 方向
モデル
モデル
モデル
（モーメント） （モーメント） （軸力）

65

添付８ 参考６

等価繰返し回数の算定における材料物性のばらつき等の影響検討「昭和 55 年度 耐震設計の標準化に関する調査報告書」の疲労評価用地震等価繰返し回数の検討において，ピーク応力法を用いた等価繰返し回数の評価時の解析条件として，地盤条件を変更した検討をしている。本資料においては，材料物性のばらつき等を考慮した建屋応
答時刻歴波を用いた場合の影響検討を実施した。
１．材料物性のばらつき等を考慮した場合の等価繰返し回数の算定
原子炉建屋における建屋剛性及び地盤物性のばらつきを考慮した場合の等価繰返し回数を算定する。表１に等価繰返し回数の算定条件を示す。
表１ 等価繰返し回数の算定条件
対象建屋

ピーク応力

地震動

固有周期

減衰定数

設計疲労線図検討ケース(ケース 1)
地盤物性＋σ
考慮モデル

原子炉建屋

1471MPa

※

Ｓｓ−Ｄ１

全周期帯

0.5%
1%

炭素鋼， 低合 (ケース 2)
金鋼及び 高張 地盤物性‐σ考慮モデル
力鋼(ケース 3)
建屋剛性
考慮モデル※ピーク応力については，150kg/mm2（1471MPa）を用いる。
表２，３に等価繰返し回数の算定結果を示す。材料物性のばらつき等を考慮した場合でも，等価繰返し回数の算定結果への影響は軽微であり，一律に設定した繰返し回数の 160 回以下であることが確認できる。
２．材料物性のばらつき等を重畳させた場合の影響検討
添付８本文 ６項において，「a.6 つのパラメータによる等価繰返し回数への影響」，「b.6 つのパラメータ以外による等価繰返し回数への影響」の検討を行っている。
「a.6 つのパラメータによる等価繰返し回数への影響」では，等価繰返し回数が大きくなる
よう最も厳しい条件を仮定して一律に設定した等価繰返し回数を設定していることを確認している。
「b.6 つのパラメータ以外による等価繰返し回数への影響」では，時刻歴解析を用いている設備への影響，水平 2 方向による影響，材料物性のばらつき等の影響の評価を行っている。
時刻歴解析を用いている設備への影響については，原子炉圧力容器スカートを代表として検討した結果，Ｓｓ−Ｄ１における時刻歴応答解析から算出される時刻歴応答波形（荷重）で66

等価繰返し回数を算定した結果（ＪＥＡＧ4601 左側フロー），（原子炉圧力容器スカー

トにおける最大値）となり，原子炉圧力容器スカート下端（原子炉本体の基礎）の，Ｓｓ−Ｄ１における建屋応答に基づく 1 質点系応答解析により算定した時刻歴変位波形で等価繰返し回数の算定した結果（ＪＥＡＧ4601 右側フロー）の最小値

を下回っていることを確認している（添付８ 参考４参照）。
水平 2 方向による影響については，一律に設定する等価繰返し回数を用いて疲労評価を行う設備について，水平 2 方向を考慮したピーク応力が，一律に設定する等価繰返し回数算定に用いたピーク応力 150kg/mm2（1471MPa）を下回っているため（添付８ 参考２参照），算定
した等価繰返し回数が変わらないことを確認している。
材料物性のばらつき等の影響については，前項に示すとおり等価繰返し回数の算定結果への影響は軽微であることを確認している。
そのため，「a.6 つのパラメータによる等価繰返し回数への影響」及び材料物性のばらつき
等の影響を含む「b.6 つのパラメータ以外による等価繰返し回数への影響」を重畳させた場
合，材料物性のばらつき等以外の影響については，算定した等価繰返し回数を増加させる要因とはならないため，前項における材料物性のばらつき等の影響による評価結果と同じであり，価繰返し回数の算定結果への影響は軽微であることが確認できる。

67

表２ 材料物性のばらつき等を考慮した原子炉建屋の等価繰返し回数の算定結果
基本ケース
＊

評価点

減衰

Ｓｓ−Ｄ１
NS

原子炉建屋
EL 46.500ｍ
質点 No.3
原子炉建屋
EL 38.800ｍ
質点 No.4
原子炉建屋
EL 34.700ｍ
質点 No.5
原子炉建屋
EL 29.000ｍ
質点 No.6
原子炉建屋
EL 20.300ｍ
質点 No.7
原子炉建屋
EL 14.000ｍ
質点 No.8
原子炉建屋
EL
8.200ｍ
質点 No.9
原子炉建屋
EL
2.000ｍ
質点 No.10
原子炉建屋
EL -4.000ｍ
質点 No.11

ばらつきケース

EW

ケース 1
UD

NS

EW

UD

ケース 2
NS

EW

UD

ケース 3
NS

EW

UD

h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%
h=0.5%
h=1.0%＊：質点 No.は添付８本文 図７参照

68

表３ 材料物性のばらつき等を考慮した原子炉格納容器，原子炉圧力容器等の等価繰返し回数の算定結果
評価点＊

減衰

基本ケース
Ｓｓ−Ｄ１
NS EW
UD

ケース１
NS
EW
UD

ばらつきケース
ケース２
ケース３
NS EW
UD NS EW
UD＊：質点 No.は添付８本文 図５参照

69

添付８ 参考７
多方向入力を対象とした等価繰返し回数算定方法について
１．はじめに本資料は多方向入力を対象とした等価繰返し回数算定方法についてまとめたものである。
本内容は電共研「新規制基準対応を踏まえた機器・配管系評価方法に関する研究」（平成２９年３月）にて検討されており，２項にて電共研における成果を示し，３項にて東海第二発
電所において多方向入力時に各方向の等価繰返し回数の最大値を用いることは妥当である
ことを示すものである。

70

71

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74

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76

77

78

79

80

81

３ 東海第二発電所における多方向入力を対象とした等価繰返し回数算定方法について
２．２．２項において２方向同時入力の結果について纏めているが，下記理由により３方向同時入力に対しても同様に各方向の等価繰返し回数の最大値を用いることは妥当である
ことが言える。

以上のことから，東海第二発電所においても，各方向の等価繰返し回数の最大値を用いることは妥当である。

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83