健全委第44-1号 - 原子力規制委員会

健全委第44-1号
耐震設計審査指針の改訂に伴う
東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所１号機
耐震安全性に係る評価について（案）（概要）
平成２２年４月６日
原子力安全・保安院
原子力発電安全審査課
原子力安全・保安部会耐震・構造設計小委員会の合同 WG 及び構造 WG の検
討結果を踏まえ、耐震設計審査指針の改訂に伴う柏崎刈羽原子力発電所１号
機の耐震安全性についての保安院の評価結果は以下のとおりである。
１．基準地震動 Ss に対する 1 号機の耐震安全上重要な建物・構築物、機器・
配管系の耐震安全性
１）建物・構築物
① 耐震安全上重要な建物・構築物として、原子炉建屋、タービン建
屋の機能維持部位、海水機器建屋の機能維持部位、非常用ガス処理
系用排気筒及び屋外重要土木構造物が選定され、基準地震動 Ss に
対する耐震安全性の評価が行われており、妥当なものと判断した。
② 各建屋及び構築物は、建屋や構築物の構造及び地盤状況等を適切
に反映した地震応答解析モデルを用いて基準地震動 Ss による地震
応答解析を実施し耐震安全性の評価が行われており、妥当なものと
判断した。
③ 原子炉建屋、タービン建屋の機能維持部位及び海水機器建屋の機
能維持部位については、基準地震動 Ss による耐震壁のせん断ひず
みが、耐震壁の機能が保持される限界的なせん断ひずみに余裕をみ
て設定されたせん断ひずみの評価基準値内であることなどから、基
準地震動 Ss に対して耐震安全性が確保されるものと判断した。
④ 非常用ガス処理系用排気筒については、これを支持する換気空調
系用排気筒、鉄塔部及び杭基礎を含め、基準地震動 Ss により各部の
部材に発生する応力が、関係規準に基づく部材の許容値に基づき設
定された評価基準値内であることから、基準地震動 Ss に対して耐
震安全性が確保されるものと判断した。
⑤ 屋外重要土木構造物については、基準地震動 Ss による地震応答解
析の結果、構造物の層間変形角または各部材断面の曲率及び構造物
1
の側壁等に生じるせん断力の照査値が、限界層間変形角または限界
曲率及びせん断耐力の評価基準値を下回ることから、耐震安全性が
確保されるものと判断した。
⑥ 新潟県中越沖地震による原子炉建屋の応答解析結果と観測記録の
差異を考慮するため、解析による応答加速度が観測記録と同等にな
る補正比率を求めた。この補正比率を基準地震動 Ss に基づく入力地
震動に乗じて地震応答解析が行われ、せん断ひずみは評価基準値以
内であることから耐震安全性評価に影響を与えないことを確認した。
２）機器・配管系
① 耐震安全上重要な機器・配管系として、S クラス設備及び B、C ク
ラス設備のうち S クラス設備に波及的影響を生じさせるおそれのあ
る設備が選定され、基準地震動 Ss による地震力に対して構造強度
を有することが求められる機器・配管系と制御棒の挿入性や動的機
能が要求される機器系について耐震安全性の評価が行われており、
妥当なものと判断した。
② 原子炉圧力容器、原子炉格納容器及び炉内構造物等については、
これら大型機器の構造を反映してモデル化し原子炉建屋と連成した
地震応答解析の結果に基づき各評価部位の構造強度の評価が行われ
ており、妥当なものと判断した。その他の設備の機器及び配管系に
ついては、原子炉建屋等の地震応答解析、原子炉建屋と連成した大
型機器の地震応答解析の結果得られた床応答スペクトル等に基づき
構造強度の評価が行われており、妥当なものと判断した。
③ 制御棒挿入性については、燃料集合体をモデル化し原子炉容器及
び原子炉建屋と連成させた地震応答解析結果に基づき評価が行われ
ており、妥当なものと判断した。動的機能が要求される機器につい
ては、原子炉建屋等の地震応答解析結果または対象機器の地震応答
解析結果に基づき動的機能の評価が行われており、妥当なものと判
断した。
④ 原子炉容器、原子炉格納容器、炉内構造物及びその他の設備の機
器・配管系については、その評価部位において、地震力及び地震力
と組み合わせる運転状態に応じた荷重により発生する応力が、関連
規準に基づき設定された許容応力等の評価基準値内であることから、
十分な構造強度を有し耐震安全性が確保されるものと判断した。
⑤ 制御棒挿入性については、基準地震動 Ss による地震応答解析から
得られた燃料集合体の中央部の相対変位が、制御棒の挿入性に係る
2
振動試験結果により規定時間内に制御棒が挿入されることが確認さ
れている燃料集合体の中央部の相対変位内であることから、制御棒
の挿入性が確保されるものと判断した。
⑥ 動的機器については、基準地震動 Ss による地震応答解析の結果、
一部の機器を除き、当該機器に作用する加速度が評価基準値より小
さいこと、当該機器に作用する加速度が評価基準値を上回った一部
の機器については詳細評価を行い機能維持することを確認したこと
から、動的機能が維持されるものと判断した。
⑦ 新潟県中越沖地震による原子炉建屋の応答解析結果と観測記録と
の差異を考慮するため、観測記録と解析結果の床応答スペクトルか
ら固有周期ごとに補正比率を求めた。基準地震動 Ss による評価結果
にこの補正比率を乗じて発生応力を求め、評価基準値以内であるこ
とから耐震安全性評価に影響を与えないことを確認した。
２．地震随伴事象に対する１号機の安全性
①
地震随伴事象に対する安全性の評価として、敷地には安全上重要
な施設の近傍において地震時に想定しうる崩壊等により施設の安全
機能に重大な影響を及ぼすような斜面はないと考えられることから、
地震随伴事象として津波及び敷地周辺の活断層の活動に伴う敷地の
地盤変動に対する安全性の評価が行われており、妥当なものと判断
した。
② 津波に対する安全性について、日本海東縁部の新潟∼山形沖を波
源とする津波、敷地周辺の活断層による津波を考慮して敷地の津波
の評価を行った結果、津波による最高水位については、１号機の取
水口前面において東京湾平均海面（以下「T.M.S.L.」という。）＋
3.3m 程度となることに対して原子炉建屋等の安全上重要な施設の設
置レベルは T.M.S.L.+5.0m であること、津波による最低水位につい
ては、取水設備の原子炉補機冷却海水ポンプ室において
T.M.S.L.-3.8m 程度となることに対して原子炉補機冷却海水ポンプ
が海水を支障なく吸い込むことができる最低水位は T.M.S.L.-4.22m
であることなどから、想定される津波に対して施設の安全機能が重
大な影響を受けるおそれがないものと判断した。
③ 敷地周辺の活断層の活動に伴う地盤変動として F-B 断層及び長岡
平野西縁断層帯による地盤変動を想定した結果、1 号機の原子炉建
3
屋及びタービン建屋の最大の傾斜は、それぞれ 1/2500 及び 1/2100
程度であるが、念のために動的解析による相対変位から求まる建屋
傾斜を重ね合わせるとそれぞれの最大傾斜は 1/1400 及び 1/1700 程
度となる。ただし、傾斜を 1/1000 とした場合においても、建屋や機
器・配管に作用する荷重の増加及びその影響は極めて小さく、また、
傾斜による燃料集合体の変形量は加振試験により制御棒が規定時間
内に挿入されることが確認されている燃料集合体の変形量に比べ僅
かであることなどから、耐震安全上重要な建物や機器・配管の機能
が重大な影響を受けるおそれがないものと判断した。
３．基準地震動 Ss に対する 1 号機の耐震安全上重要な建物・構築物の基礎地
盤の支持性能
①
原子炉建屋及びタービン建屋のそれぞれの基礎地盤には建屋から
の荷重や地震動が作用するが、地震応答解析の結果、基礎地盤には
建屋を支持するうえで支障となる連続した要素の破壊は認められな
いこと、建屋底面沿いのすべり及び断層沿いのすべりに対するすべ
り安全率は評価基準値である 1.5 以上の安全率を有していることな
どから、原子炉建屋及びタービン建屋の基礎地盤の支持性能は確保
されるものと判断した。
② 非常用取水路の基礎地盤の地震応答解析の結果、基礎地盤には構
造物からの荷重や地震動等が作用するが、基礎地盤には非常用取水
路を支持するうえで支障となる連続した要素の破壊は認められない
ことなどから、非常用取水路の基礎地盤の支持性能は、確保される
ものと判断した。
以上のことから、１号機の耐震安全上重要な建物・構築物、機器・配管系
の耐震安全性は、基準地震動 Ss に対しても確保されるものと判断した。さら
に、津波等の地震随伴事象に対して施設の安全機能が重大な影響を受けるお
それがなく、また、建物・構築物の基礎地盤の支持性能は確保されるものと
判断した。
4
表-1
耐震安全性の評価対象設備
評価対象設備
種別
建物・
（耐震強化工事概要）
設備名称
クラス
Ｓ
備考
屋根トラスのうち、サブトラ
原子炉建屋
ス斜材、下面水平ブレース材
構築物
の取換、補剛材の追加
Ｓ
排気筒のうち非常用ガス処理系用排気
オイルダンパー（制震装置）
筒
Ｂ
の設置、柱材の追加
タービン建屋（残留熱除去冷却中間ルー
−
プ系等の支持機能）
Ｃ
海水機器建屋（残留熱除去海水系・冷却
中間ループ系等の支持機能）
Ｃ
取水路（非常用取水路の通水機能）
−
Ｃ
配管ダクト（原子炉補機冷却系及び非常
周辺の埋戻土層について、セ
用ガス処理系の配管支持機能）
メント系固化材による地盤改
良
機器
Ｓ
原子炉圧力容器
−
Ｓ
原子炉圧力容器支持構造物
−
Ｓ
原子炉圧力容器付属構造物
溶接部の補強，ボルトの取替
（原子炉格納容器スタビライ
ザ）
Ｓ
炉内構造物
−
Ｓ
炉心支持構造物
−
Ｓ
原子炉本体の基礎
−
Ｓ
制御棒駆動系
−
Ｓ
ほう酸水注入系
−
Ｓ
核計測装置
−
Ｓ
制御盤等
−
Ｓ
主蒸気系
−
Ｓ
残留熱除去系
−
Ｓ
残留熱除去冷却中間ループ系
−
Ｓ
原子炉隔離時冷却系
−
Ｓ
高圧炉心スプレイ系
−
5
Ｓ
低圧炉心スプレイ系
−
Ｓ
残留熱除去海水系
−
Ｓ
原子炉格納容器
Ｓ
可燃性ガス濃度制御系
−
B
原子炉遮へい壁
−
Ｓ
非常用ガス処理系
−
Ｓ
放射線管理用計測装置
−
Ｓ
換気設備（中央制御室）
−
Ｂ
燃料交換機
補強板取付（上部シヤラグ）
ガイドプレートの設置、トロ
リ脱線防止金具の追加設置等
Ｂ
原子炉建屋クレーン※1
脱線防止ラグの形状変更
トロリストッパの設置
Ｓ
使用済燃料貯蔵設備
−
Ｓ
非常用ディーゼル発電設備
−
Ｓ
非常用補機冷却中間ループ系
−
Ｓ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電設
−
備
Ｓ
高圧炉心スプレイディーゼル冷却中間
−
ループ系
配管
Ｓ
高圧炉心スプレイディーゼル海水系
−
Ｓ
蓄電池及び充電器
−
Ｓ
バイタル交流電源設備
−
Ｓ
主蒸気系
サポート追設、強化
Ｓ
原子炉冷却材再循環系
サポート追設、強化
Ｓ
給水系
Ｓ
原子炉冷却材浄化系
サポート追設、強化
Ｓ
放射性ドレン移送系
サポート追設、強化
Ｓ
制御棒駆動系
Ｓ
ほう酸水注入系
Ｓ
残留熱除去系
−
Ｓ
原子炉隔離時冷却系
−
Ｓ
高圧炉心スプレイ系
−
Ｓ
低圧炉心スプレイ系
−
Ｓ
燃料プール冷却浄化系
−
Ｓ
非常用ガス処理系
−
−
サポート追設、強化
サポート追設、強化
6
Ｓ
可燃性ガス濃度制御系
サポート追設、強化
Ｓ
不活性ガス系
サポート追設、強化
Ｓ
非常用補機冷却中間ループ系
サポート追設、強化
Ｓ
残留熱除去冷却中間ループ系
−
Ｓ
高圧炉心スプレイディーゼル海水系
−
高圧炉心スプレイディーゼル冷却中間
−
Ｓ
ループ系
Ｓ
原子炉補機冷却中間ループ系
Ｓ
残留熱除去海水系
−
Ｓ
主蒸気隔離弁漏えい抑制系
−
Ｓ
補給水系
−
＊１：基準地震動 Ss による原子炉建屋クレーンの落下に対する評価
7
T.M.S.L. 36.0m
T.M.S.L. 24.5m
T.M.S.L. 18.0m
（ RF）
（ C RF ）
（ 3 F）
T.M.S.L. 12.8m
（ 2 F）
T.M.S.L. 5.3m
（ 1 F）
T.M.S.L. -2.7m
（ B1 F ）
T.M.S.L. -9.7m
（ B2 F ）
T.M.S.L. -16.1m
（ B3 F ）
T.M.S.L. -25.1m
（ B4 F ）
T.M.S.L. -32.5m
（ B5 F ）
T.M.S.L. -40.0m
NS 方向断面
（単位:m）
T.M.S.L. 36.0m
（ RF）
T.M.S.L. 24.5m
（ C RF ）
T.M.S.L. 18.0m
（ 3 F）
T.M.S.L. 12.8m
（ 2 F）
T.M.S.L. 5.3m
（ 1 F）
T.M.S.L. -2.7m
（ B1 F ）
T.M.S.L. -9.7m
（ B2 F ）
T.M.S.L. -16.1m
（ B3 F ）
T.M.S.L. -25.1m
（ B4 F ）
T.M.S.L. -32.5m
（ B5 F ）
T.M.S.L. -40.0m
EW 方向断面
図-1.1
（単位:m）
原子炉建屋の模式図
8
1
T.M.S.L. 36.0m
2
T.M.S.L. 24.5m
3
T.M.S.L. 18.0m
4
T.M.S.L. 12.8m
5
T.M.S.L. 5.3m
6
T.M.S.L. -2.7m
7
T.M.S.L. -9.7m
8
T.M.S.L. -16.1m
K2
9
T.M.S.L. -25.1m
K1
K4
10
K3
K6
11
外壁
T.M.S.L. -32.5m
T.M.S.L. -40.0m
K5
K8
K7
地盤ばね
図−1.2
地震応答解析モデル(ＮＳ方向及びＥＷ方向)
9
トラス端部の回転拘束ばね
6.95m
Kθ
6.9m
6.9m
T.M.S.L. 36.0m
1
12
2
外壁
13
14
屋根トラス
T.M.S.L. 24.5m
3
T.M.S.L. 18.0m
4
T.M.S.L. 12.8m
5
T.M.S.L. 5.3m
6
T.M.S.L. -2.7m
7
T.M.S.L. -9.7m
8
T.M.S.L. -16.1m
9
T.M.S.L. -25.1m
10
T.M.S.L. -32.5m
11
地盤ばね
T.M.S.L. -40.0m
K1
図−1.3
地震応答解析モデル(鉛直方向)
10
（単位：ｍ）
NS 方向断面図
（単位：ｍ）
EW 方向断面図
図−2.1
タービン建屋の概略断面図
11
図−2.2
地震応答解析モデルの概念図（NS 方向）
12
図−2.3
地震応答解析モデルの概念図（EW 方向）
13
［屋根トラス部］
1
1
1
10
1
11
2
12
3
13
T.M.S.L. 27.8m
4
101
T.M.S.L. 18.3m
2 ［建屋部］
102
T.M.S.L. 11.7m
3
103
［TGペデスタル］
T.M.S.L. 5.3m
6
4
106
104
T.M.S.L. −4.5m
7
5
107
105
T.M.S.L. −16.7m
8
108
T.M.S.L. −20.2m
9
図−2.4
地震応答解析モデル（鉛直方向）
14
HX1
HX8
HXA
PN
HXE
HXI
T.M.S.L.
GL
1.2
5.3
1.2
T.M.S.L. -3.8
2.0
2.0
T.M.S.L.-12.2
T.M.S.L.-14.7
7.0
7.0
7.0
8.0
7.0
7.0
7.0
50.0
HX1
HX2
HX3
HX4
HX5
HX6
HX7
HX8
（単位：ｍ）
NS 方向断面図
HX1
HX4
HX8
HXA
PN
T.M.S.L. 14.0
HXI
T.M.S.L.
5.3
GL
T.M.S.L. 6.8
T.M.S.L. 2.4
1.2
1.2
1.2 1.2
T.M.S.L. -3.8
2.0
1.2
1.2 1.8
T.M.S.L.-12.2
T.M.S.L.-14.7
6.0
6.0
6.0
6.0
6.0
6.0
7.0
7.0
50.0
HXI
HXH
HXG
HXF
HXE
HXD
EW 方向断面図
図−3.1
HXC
HXB
（単位：ｍ）
海水機器建屋の概略断面図
15
HXA
1
2
3
4
5
モデル図（NS 方向）
図−3.2
地震応答解析
1
2
3
4
5
モデル図（EW 方向）
図−3.3
地震応答解析
16
2.075m 2.0m
T.M.S.L
1
14.0m
(トラス芯 14.0m)
2
5.3m
-3.8m
-12.2m
-14.7m
6
7
3.0m
8
3
4
5
K1
モデル図（鉛直方向）
図−3.4
地震応答解析
17
表-2.1
基準地震動 Ss による原子炉建屋のせん断ひずみ
（耐震壁）
NS 方向
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
CRF
0.14
0.06
0.06
0.04
0.05
3F
0.14
0.07
0.07
0.04
0.05
2F
0.09
0.05
0.05
0.03
0.03
1F
0.16
0.10
0.09
0.05
0.06
B1F
0.35
0.14
0.13
0.06
0.08
B2F
0.32
0.13
0.13
0.06
0.08
B3F
0.32
0.13
0.13
0.06
0.08
B4F
0.33
0.13
0.13
0.06
0.09
B5F
0.50
0.14
0.13
0.07
0.11
（×10-3）
評価
基準値
2.0以下
EW方向
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
CRF
0.10
0.11
0.05
0.04
0.04
3F
0.14
0.16
0.07
0.05
0.06
2F
0.10
0.11
0.06
0.04
0.05
1F
0.17
0.25
0.10
0.08
0.08
B1F
0.30
0.46
0.13
0.10
0.10
B2F
0.31
0.43
0.13
0.10
0.10
B3F
0.35
0.45
0.13
0.11
0.10
B4F
0.38
0.42
0.13
0.11
0.10
B5F
0.51
0.27
0.13
0.13
0.11
18
（×10-3）
評価
基準値
2.0以下
表-2.2
基準地震動Ssによる原子炉建屋のせん断応力
（耐震壁）
NS方向
（N/mm2）
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
CRF
1.66
0.74
0.67
0.43
0.56
3F
1.67
0.86
0.81
0.48
0.60
2F
1.04
0.59
0.57
0.31
0.37
1F
1.88
1.14
1.12
0.58
0.68
B1F
2.56
1.64
1.61
0.75
0.94
B2F
2.51
1.57
1.55
0.69
0.96
B3F
2.50
1.56
1.53
0.67
0.99
B4F
2.53
1.59
1.53
0.67
1.05
B5F
2.98
1.67
1.57
0.82
1.28
EW方向
（N/mm2）
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
CRF
1.24
1.38
0.54
0.45
0.51
3F
1.68
1.94
0.83
0.62
0.73
2F
1.23
1.33
0.67
0.50
0.56
1F
2.06
2.31
1.22
0.91
0.99
B1F
2.45
2.81
1.55
1.18
1.21
B2F
2.48
2.77
1.53
1.21
1.19
B3F
2.58
2.82
1.56
1.27
1.21
B4F
2.67
2.76
1.62
1.37
1.26
B5F
2.99
2.40
1.58
1.56
1.32
19
表-3.1
基準地震動Ssによるタービン建屋のせん断ひずみ
(機能維持部位の耐震壁)
NS方向
（×10-3）
a軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
評価基準値
B2F
0.21
0.11
0.10
0.06
0.07
2.0以下
EW方向
（×10-3）
a軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
評価基準値
B2F
0.19
0.23
0.10
0.07
0.08
2.0以下
（×10-3）
b軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
評価基準値
B2F
0.22
0.34
0.13
0.10
0.11
2.0以下
（×10-3）
f軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
評価基準値
B2F
0.18
0.21
0.10
0.07
0.08
2.0以下
20
表-3.2
基準地震動Ssによるタービン建屋のせん断応力
（機能維持部位の耐震壁）
NS方向
（N/mm2）
a軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B2F
2.51
1.32
1.24
0.69
0.80
EW方向
（N/mm2）
a軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B2F
2.34
2.64
1.26
0.88
0.99
（N/mm2）
b軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B2F
2.68
2.94
1.59
1.16
1.39
（N/mm2）
f軸
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B2F
2.13
2.57
1.16
0.86
0.95
21
表-4.1
基準地震動Ssによる海水機器建屋のせん断ひずみ
(機能維持部位の耐震壁)
NS方向
（×10-3）
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B1F
0.04
0.03
0.02
0.02
0.02
B2F
0.08
0.05
0.04
0.03
0.03
評価基準値
2.0以下
EW方向
（×10-3）
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B1F
0.09
0.12
0.05
0.04
0.04
B2F
0.12
0.17
0.07
0.06
0.06
22
評価基準値
2.0以下
表-4.2
基準地震動Ssによる海水機器建屋のせん断応力
（機能維持部位の耐震壁）
（NS方向）
（N/mm2）
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B1F
0.51
0.31
0.27
0.22
0.19
B2F
0.95
0.59
0.51
0.38
0.35
（EW方向）
（N/mm2）
階
Ss-1
Ss-2
Ss-3
Ss-4
Ss-5
B1F
1.04
1.49
0.55
0.51
0.46
B2F
1.48
2.08
0.80
0.73
0.69
23
ベント
頂部スプレイノズル
予備ノズル
圧力容器上蓋
スタッド
ナット
案内棒ブラケット
蒸気乾燥器
フランジ
漏れ検出用タップ
燃料交換ベロー
蒸気出口ノズル
計測用ノズル
気水分離器
スタビライザブラケット
給水入口ノズル
炉心スプレイノズル
炉心スプレイノズル
シュラウドヘッド
低圧注水ノズル
上部炉心支持格子板
炉心シュラウド
原子炉圧力容器
下部炉心支持板
ジェットポンプ
再循環水入口ノズル
燃料集合体
炉内核計装案内管
ジェットポンプ計測
用ノズル
再循環水出口ノズル
制御棒案内管
バッフルプレート
シュラウド支持脚
差圧検出及び
ほう酸水注入ノズル
制御棒駆動機構ハウ
ジング
圧力容器支持スカート
炉内核計装ハウジング
図−4
原子炉圧力容器の模式図
24
原子炉建屋
原子炉格納容器
原子炉圧力容器
原子炉遮
へい壁
炉内構造物
原子炉本体基礎
※原子炉建屋，地盤ばねを除き，NS 方向及び EW 方向共通
図−5.1 炉内構造物水平方向解析モデル
原子炉建屋
屋根トラス
原子炉格納容器
原子炉圧力容器
原子炉遮
へい壁
炉内構造物
鉛直方向
原子炉本体基礎
図-5.2 原子炉建屋と大型機器を連成させた地震応答解析モデル
25
表-5
評価対象設備
構造強度評価結果（1/11）
評価
部位
ＲＰＶ円筒胴
胴板
制御棒貫通孔
下鏡
リガメント
下部鏡板
下部
鏡板
原子炉圧力容器
原子炉本体
再循環水出口ノズル
（N1）
セーフ
エンド
主蒸気ノズル（N3）
セーフ
エンド
給水ノズル（N4）
セーフ
エンド
低圧注水ノズル（N6）
セーフ
エンド
ブラケット類
原子炉圧力容器
支持構造物
支持スカート
ﾄﾞﾗｲﾔ支持
ﾌﾞﾗｹｯﾄ
応力
分類
一次
一般膜
応力
一次
一般膜
応力
一次
一般膜
応力
一次
一般膜
応力
一次
一般膜
応力
一次膜＋
一次曲げ
応力
一次
一般膜
応力
一次膜＋
一次曲げ
応力
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
184
326
B2
146
320
B2
142
320
B2
88
280
B1
111
292
B1
197
391
B1
102
292
B1
263
420
B2
発生値
原子炉圧力容器
付属構造物
スカート
座屈
0.21
1
B2
原子炉圧力容器
基礎ボルト
基礎
ボルト
引張
応力
63
499
B2
原子炉圧力容器
スタビライザ
ガセット
曲げ
応力
216
274
B2
原子炉格納容器
スタビライザ
ﾄﾗｽﾋﾞｰﾑ
ﾎﾞﾙﾄ
引張
応力
654
773
B2
制御棒駆動機構
ハウジング支持金具
ﾚｽﾄﾚｲﾝﾄ
ﾋﾞｰﾑ
せん断
応力
77
139
B2
差圧検出・ほう酸水
注入配管
下部
外管
一次
一般膜
応力
43
228
B2
26
備考
座屈に対する評価
式による。発生値
は評価基準値に対
する比率で示す。
※3
表-5
評価対象設備
蒸気乾燥器
構造強度評価結果（2/11）
評価
部位
応力
分類
ｱｰｽｸｪｰｸ
ﾌﾞﾛｯｸ
せん断
応力
シュラウドヘッド
シュラウド
ヘッド
気水分離器
気水分離器
下端
炉内構造物
給水スパージャ
ティー
低圧及び高圧炉心
スプレイスパージャ
ヘッダ
分岐管
低圧及び高圧炉心
スプレイ系配管
(原子炉圧力容器内部)
パイプ
原子炉本体
残留熱除去系配管
（原子炉圧力容器内部）
スリーブ
ジェットポンプ
ライザー
中央部
中性子束モニタ案内管
溶接部
炉心シュラウド
下部胴
シュラウドサポート
レグ
炉心支持構造物
上部格子板
ビーム
炉心支持板
支持板
制御棒案内管
中央部
燃料支持金具
中央燃料
支持金具
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次
一般膜
応力
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次
一般膜
応力
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次膜＋
一次曲げ
応力
一次
一般膜
応力
軸圧縮
応力
原子炉本体の
基礎
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次
一般膜
応力
一次
一般膜
応力
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
49
91
B2
286
343
B2
102
137
B2
11
148
B1
70
223
B1
29
223
B2
14
343
B1
154
277
B1
131
139
B2
106
148
B2
170
229
B2
99
343
B2
80
256
B2
32
148
B2
26
248
B2
発生値
円筒部
円筒部
組合せ
応力
189
325
B2
アンカボルト
アンカ
ボルト
引抜力
3936
6035
B2
27
備考
単位：kN/6.7°
表-5
構造強度評価結果（3/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
曲げ
応力
96
250
A2
基礎
ボルト
せん断
応力
29
159
A2
ほう酸水注入系
貯蔵タンク
基礎
ボルト
引張
応力
62
207
B2
起動領域モニタ
ドライチューブ
ドライ
チューブ
211
427
B2
局部出力領域モニタ
検出器集合体
カバー
チューブ
185
254
B2
評価
部位
応力
分類
フレーム
ほう酸水注入系
ポンプ
評価対象設備
制御棒
駆動系
水圧制御ユニット
ほう酸水
注入系
核計測装置
計測制御系統設備
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
発生値
締付
ボルト
引張
応力
16
207
A2
直立型制御盤
締付
ボルト
引張
応力
36
207
A2
原子炉系 A 計装ラック
締付
ボルト
引張
応力
13
207
A2
盤
ベンチ形制御盤
28
備考
表-5
構造強度評価結果（4/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
せん断
応力
68
117
A2
基礎
ボルト
引張
応力
151
202
B2
残留熱除去系
ポンプ
ﾓｰﾀﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ
取付ﾎﾞﾙﾄ
引張
応力
38
444
B2
残留熱除去系
ストレーナ
アウター
ジャケット
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
26
365
B2
残留熱除去冷却
中間ループポンプ
基礎
ボルト
せん断
応力
14
159
A2
残留熱除去冷却
中間ループ系熱交換器
基礎
ボルト
引張
応力
108
156
B2
原子炉隔離時冷却系
ポンプ
基礎
ボルト
せん断
応力
63
155
A2
原子炉隔離時冷却系
ポンプ駆動用蒸気
タービン
タービン
取付ボルト
引張
応力
146
444
A2
高圧炉心スプレイ系
ポンプ
モータ取付
ボルト
引張
応力
64
455
B2
高圧炉心スプレイ系
ストレーナ
アウター
ジャケット
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
20
365
B2
低圧炉心スプレイ系
ポンプ
ﾓｰﾀﾍﾟﾃﾞｽﾀﾙ
取付ﾎﾞﾙﾄ
引張
応力
44
444
B2
低圧炉心スプレイ系
ストレーナ
アウター
ジャケット
一次一般
膜＋一次
曲げ応力
20
365
B2
残留熱除去海水
ポンプ
電動機取付
ボルト
引張
応力
21
475
B2
残留熱除去海水系
ストレーナ
基礎ボルト
せん断
応力
129
366
A2
評価
部位
応力
分類
主蒸気逃がし安全弁用
アキュムレータ
ボルト
残留熱除去系
熱交換器
評価対象設備
主蒸気系
残留熱除去系
残留熱除去冷却
中間ループ系
原子炉隔離時
冷却系
原子炉冷却系統設備
高圧炉心
スプレイ系
低圧炉心
スプレイ系
残留熱除去
海水系
29
発生値
備考
表-5
構造強度評価結果（5/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
207
253
A1
事故時荷重との
組合せ※2
1
B2
座屈に対する評価
式による。発生値
は評価基準値に対
する比率で示す。
246
306
B2
※3
組合せ
応力
161
306
B2
X-5
一次一般
膜応力
33
221
B2
X-105A
一次一般
膜応力
34
221
B2
ダイヤフラムフロア
鉄筋ｺﾝｸﾘｰﾄ
ｽﾗﾌﾞ
必要
鉄筋量
2735
4280
B2
サプレッションチェンバ
スプレイ管
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ
ﾁｪﾝﾊﾞ
ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ
一次応力
138
288
B2
ベント管
ベント管
一次応力
31
360
B2
可燃性ガス濃度制御系
再結合装置
基礎
ボルト
せん断
応力
109
155
A2
可燃性ガス濃度制御系
再結合装置ﾌﾞﾛﾜ
ブレース
圧縮
応力
36
187
A2
発生値
評価
部位
応力
分類
格納容器胴
下部円すい
胴部
一次
一般膜
応力
サプレッションチェンバ
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ
ﾁｪﾝﾊﾞ基部
座屈
0.47
上部シヤラグ
内側ﾌｨﾒｲﾙ
ｼﾔﾗｸﾞ
組合せ
応力
下部シヤラグ
ﾀﾞｲﾔﾌﾗﾑﾌﾛｱ
ﾋﾞｰﾑｼｰﾄ
取付部
原子炉格納容器
配管貫通部
原子炉格納容器
電気配線貫通部
評価対象設備
原子炉格納容器
原子炉格納施設
可燃性ガス濃度
制御系
30
備考
単位：mm2/m
表-5
構造強度評価結果（6/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
組合せ
応力
137
235
B2
基礎
ボルト
せん断
応力
131
156
A2
非常用ガス処理系
冷却送風機
基礎
ボルト
せん断
応力
44
156
A2
非常用ガス処理系
前置ガス処理装置
スライド
ボルト
せん断
応力
318
342
B2
非常用ガス処理系
後置ガス処理装置
スライド
ボルト
せん断
応力
234
342
B2
燃料取替エリア
排気放射線モニタ
検出器
取付
ボルト
引張
応力
11
207
A2
C/A 送風機
基礎ボルト
引張
応力
186
207
A2
C/A 排風機
基礎ボルト
引張
応力
17
207
A2
C/A 再循環送風機
基礎ボルト
引張
応力
155
200
A2
C/A 再循環
空気浄化装置
基礎ボルト
せん断
応力
122
159
A2
構造物
フレーム
組合せ
応力
276
(275.6)
276
(276.2)
B2
※3
弾性設計用地震動
Sd による浮き上が
り量評価
単位：mm
※3
評価
部位
応力
分類
開口集中部
非常用ガス処理系
排風機
評価対象設備
遮へ
い装
原子炉遮へい壁
非常用ガス処理系
放射線管理用
計測装置
放射線管理設備
換気設備
燃料設備
燃料取扱装置
燃料交換機
発生値
使用済燃料
貯蔵設備
原子炉複合建屋
原子炉棟クレーン
トロリ浮き
上がり量
−
176
460
B2
使用済燃料貯蔵ラック
ラック本体
組合せ
応力
125
205
B2
制御棒・破損燃料
貯蔵ラック
ラック本体
組合せ
応力
106
108
B2
31
備考
表-5
構造強度評価結果（7/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
引張
応力
148
289
A2
胴板
一次
一般膜
応力
91
332
B2
基礎
ボルト
引張
応力
40
190
B2
軸受台取付
ボルト
引張
応力
42
205
A2
非常用補機冷却
中間ループ系熱交換器
基礎
ボルト
引張
応力
110
195
B2
非常用補機冷却
中間ループポンプ
基礎
ボルト
引張
応力
17
207
A2
ディーゼル機関
基礎
ボルト
引張
応力
139
289
A2
胴板
一次
一般膜
応力
91
332
B2
燃料ディタンク
基礎
ボルト
引張
応力
24
190
B2
ディーゼル発電機
基礎
ボルト
せん断
応力
46
225
A2
評価対象設備
非常用ディーゼル発電設備
ディーゼル機関
空気だめ
燃料ディタンク
ディーゼル発電機
非常用補機冷却
中間ループ系
附帯設備
高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電設備
空気だめ
評価
部位
応力
分類
基礎
ボルト
32
発生値
備考
表-5
構造強度評価結果（8/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
引張
応力
116
207
B2
電動機
取付
ボルト
引張
応力
17
207
A2
高圧炉心スプレイ
ディーゼル海水
ポンプ
基礎
ボルト
引張
応力
19
153
B2
高圧炉心スプレイ
ディーゼル海水系
ストレーナ
基礎
ボルト
せん断
応力
50
366
A2
蓄電池
締付
ボルト
せん断
応力
39
159
A2
充電器
締付
ボルト
引張
応力
61
207
A2
バイタル交流
電源設備
締付
ボルト
せん断
応力
15
159
A2
評価
部位
応力
分類
高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
冷却中間ﾙｰﾌﾟ系熱交換
器
基礎
ボルト
高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
冷却中間ﾙｰﾌﾟ系ポンプ
評価対象設備
高圧炉心スプレイディーゼ
ル冷却中間ループ系
高圧炉心スプレイ
ディーゼル海水系
附帯設備
蓄電池および
充電器
バイタル交流
電源設備
33
発生値
備考
表-5
構造強度評価結果（9/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
一次
応力
277
375
B2
※3
サポート
スナッバ
反力
134
224
B2
単位：kN
※3
原子炉冷却材再循環系
配管本体
配管本体
一次
応力
231
375
B2
※3
原子炉冷却材再循環系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
414
490
B2
単位：kN
※3
給水系
配管本体
配管本体
一次
応力
193
375
B2
給水系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
199
224
B2
単位：kN
原子炉冷却材浄化系
配管本体
配管本体
一次
応力
245
366
B2
※3
原子炉冷却材浄化系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
7
15
B2
単位：kN
※3
放射性ドレン移送系
配管本体
配管本体
一次
応力
97
371
B2
※3
放射性ドレン移送系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
7
21
B2
単位：kN
※3
制御棒駆動系
配管本体
配管本体
一次
応力
121
413
B2
制御棒駆動系
配管サポート
サポート
一次
応力
150
234
B2
ほう酸水注入系
配管本体
配管本体
一次
応力
187
282
B2
※3
ほう酸水注入系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
3
18
B2
単位：kN
※3
残留熱除去系
配管本体
配管本体
一次
応力
128
366
B2
残留熱除去系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
44
67
B2
評価
部位
応力
分類
主蒸気系
配管本体
配管本体
主蒸気系
配管サポート
評価対象設備
主蒸気系
原子炉冷却材
再循環系
給水系
原子炉冷却材
浄化系
配管
放射性ドレン
移送系
制御棒駆動
系
ほう酸水注
入系
残留熱除去系
34
発生値
備考
表-5
構造強度評価結果（10/11）
MPa
評価
基準値
MPa
評価
方法
※1
一次
応力
245
366
B2
サポート
スナッバ
反力
54
67
B2
高圧炉心スプレイ系
配管本体
配管本体
一次
応力
121
411
B2
高圧炉心スプレイ系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
87
129
B2
低圧炉心スプレイ系
配管本体
配管本体
一次
応力
137
366
B2
低圧炉心スプレイ系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
74
129
B2
燃料プール冷却浄化系
配管本体
配管本体
一次
応力
109
413
B2
燃料プール冷却浄化系
配管サポート
サポート
組合せ
応力
65
245
B2
非常用ガス処理系
配管本体
配管本体
一次
応力
92
335
B2
※3
非常用ガス処理系
配管サポート
サポート
組合せ
応力
40
245
B2
※3
可燃性ガス濃度制御系
配管本体
配管本体
一次
応力
34
363
B2
※3
可燃性ガス濃度制御系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
7
16
B2
単位：kN
※3
不活性ガス系
配管本体
配管本体
一次
応力
188
335
B2
※3
不活性ガス系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
110
164
B2
単位：kN
※3
非常用補機冷却
中間ループ系
配管本体
配管本体
一次
応力
124
366
B2
※3
非常用補機冷却
中間ループ系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
111
182
B2
単位：kN
※3
評価
部位
応力
分類
原子炉隔離時冷却系
配管本体
配管本体
原子炉隔離時冷却系
配管サポート
評価対象設備
原子炉隔離時
冷却系
高圧炉心
スプレイ系
低圧炉心
スプレイ系
燃料プール
冷却浄化系
非常用ガス
処理系
配管
可燃性ガス濃度
制御系
不活性ガス
系
非常用補機冷却
中間ループ系
35
発生値
備考
単位：kN
単位：kN
単位：kN
表-5
構造強度評価結果（11/11）
発生値
評価
基準値
MPa
MPa
評価
方法
※1
一次
応力
232
344
B2
サポート
スナッバ
反力
118
224
B2
高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
海水系
配管本体
配管本体
一次
応力
64
368
B2
高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
海水系
配管サポート
サポート
組合せ
応力
24
245
B2
高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
冷却中間ループ系
配管本体
配管本体
一次
応力
102
366
B2
高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾃﾞｨｰｾﾞﾙ
冷却中間ループ系
配管サポート
サポート
組合せ
応力
68
135
B2
原子炉補機冷却
中間ループ系
配管本体
配管本体
一次
応力
102
319
B2
原子炉補機冷却
中間ループ系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
19
53
B2
残留熱除去海水系
配管本体
配管本体
一次
応力
58
354
B2
残留熱除去海水系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
33
169
B2
主蒸気隔離弁
漏えい抑制系
配管本体
配管本体
一次
応力
195
375
B2
主蒸気隔離弁
漏えい抑制系
配管サポート
サポート
スナッバ
反力
2
21
B2
補給水系
配管本体
配管本体
一次
応力
64
321
B2
補給水系
配管サポート
サポート
組合せ
応力
105
245
B2
評価
部位
応力
分類
残留熱除去冷却
中間ループ系
配管本体
配管本体
残留熱除去冷却
中間ループ系
配管サポート
評価対象設備
詳細
評価
残留熱除去冷却
中間ループ系
単位：kN
高圧炉心スプレイ
ディーゼル海水系
高圧炉心スプレイ
ディーゼル冷却
中間ループ系
原子炉補機冷却
中間ループ系
配管
単位：kN
残留熱除
去
海水系
単位：kN
主蒸気隔離弁
漏えい抑制系
単位：kN
補給水系
※1 「評価方法」の欄に記載されている[A1]，[A2]，[B1]，[B2]の凡例は，以下のとおり。
A1：応答倍率法において，基準地震動 Ss による地震力と既往評価の地震力との応答比を用いた評価方
法
A2：応答倍率法において，基準地震動 Ss による床応答スペクトル等と，既往評価で用いた床応答スペ
クトル等から水平加速度と鉛直加速度の比をそれぞれ求め，大きい方の値を用いた評価方法
B1：詳細評価 (既往評価の地震荷重と地震以外の荷重を区別し，地震荷重による応力のみに応答比を
乗じ，地震以外の荷重による応力を組み合わせて，発生値を求める手法)
B2：詳細評価（スペクトルモーダル解析法等による評価）
※2 事故時荷重と組み合わせる地震動である弾性設計用地震動 Sd による評価結果である。
※3 耐震強化工事実施後
36
表-6
制御棒の挿入性の評価
評価対象設備
燃料集合体の地震時
相対変位（mm）
確認済
相対変位（mm）
制御棒
（地震時の挿入性）
29.6
40.0
37
表-7.1
動的機能維持評価結果（1/4）
評価基準値との比較
水平加速度（G※1）
上下加速度（G※1）
応答
加速度
評価
基準値
応答
加速度
評価
基準値
重心位置
0.99
1.6
0.88
1.0
−
残留熱除去系ポンプ
コラム
先端部
0.90
10.0
0.78
1.0
−
残留熱除去冷却
中間ループポンプ
軸位置
1.29
1.4
0.99
1.0
−
原子炉隔離時冷却系ポンプ
軸位置
0.91
1.4
0.79
1.0
−
原子炉隔離時冷却系ポンプ
駆動用蒸気タービン
重心位置
0.91
2.4
0.79
1.0
−
高圧炉心スプレイ系ポンプ
コラム
先端部
0.90
10.0
0.78
1.0
−
低圧炉心スプレイ系ポンプ
コラム
先端部
0.90
10.0
0.78
1.0
−
残留熱除去海水ポンプ
コラム
先端部
2.79
10.0
1.01
1.0
○
可燃性ガス濃度制御系
再結合装置ブロワ
軸受部
1.13
2.6
1.05
1.0
○
非常用ガス処理系
排風機
軸受部
1.22
2.3
1.18
1.0
○
非常用ガス処理系
冷却送風機
軸受部
1.21
2.3
1.17
1.0
○
C/A 送風機
軸受部
1.31
2.6
1.21
1.0
○
C/A 排風機
軸受部
1.31
2.6
1.21
1.0
○
C/A 再循環送風機
軸受部
1.31
2.6
1.21
1.0
○
評価対象設備
ほう酸水注入系ポンプ
加速度
確認部位
詳細
評価※2
※1 G=9.80665（m/s2）
※2 応答加速度が評価基準値を超過したものにつき、対象部位ごとの構造強度
評価または動的機能維持評価を行い発生値が評価基準値以下であることを確認
した。（−：評価不要，○：詳細評価の結果「良」）
38
表-7.1
動的機能維持評価結果（2/4）
評価基準値との比較
評価対象設備
加速度
確認部位
機関
重心位置
水平加速度（G※1）
上下加速度（G※1）
応答
加速度
評価
基準値
応答
加速度
評価
基準値
1.13
1.1
0.95
1.0
非常用ディーゼル機関
非常用補機冷却
中間ループポンプ
高圧炉心スプレイ系
ディーゼル機関
詳細
評価※2
○
ガバナ
取付位置
1.13
1.8
0.95
1.0
軸位置
1.29
1.4
0.99
1.0
機関
重心位置
1.13
1.1
0.95
1.0
−
○
ガバナ
取付位置
1.13
1.8
0.95
1.0
高圧炉心スプレイディーゼル
冷却中間ループポンプ
軸受部
1.29
1.4
0.99
1.0
−
高圧炉心スプレイディーゼル
海水ポンプ
コラム
先端部
2.58
10.0
1.01
1.0
○
※1 G=9.80665（m/s2）
※2 応答加速度が評価基準値を超過したものにつき、対象部位ごとの構造強度
評価または動的機能維持評価を行い発生値が評価基準値以下であることを確認
した。（−：評価不要，○：詳細評価の結果「良」）
39
表-7.1
動的機能維持評価結果（3/4）
評価基準値との比較
評価対象設備
加速度
確認部位
水平加速度（G※1）
上下加速度（G※1）
応答
加速度
評価
基準値
応答
加速度
評価
基準値
詳細
評価※2
弁
主蒸気系
（主蒸気外側隔離弁 B）
弁駆動部
6.58
10.0
4.66
6.2
−
主蒸気系
（主蒸気逃がし安全弁 J）
弁駆動部
5.98
9.6
2.57
6.1
−
原子炉冷却材再循環系
（RHR 系停止時冷却原子炉側
弁駆動部
隔離弁 B）
7.10
6.0
8.81
6.0
○
給水系
（給水ライン逆止弁 A）
弁駆動部
2.01
6.0
5.77
6.0
−
原子炉冷却材浄化系
（CUW 系 RPV ドレン弁）
弁駆動部
2.54
6.0
7.67
6.0
○
放射性ドレン移送系
（D/W 高電導度廃液ライン
弁駆動部
第一隔離弁）
3.82
6.0
3.85
6.0
−
制御棒駆動系
（スクラム入口弁）
弁駆動部
1.13
6.0
1.05
6.0
−
ほう酸水注入系
（ほう酸水注入弁 A）
弁駆動部
1.89
6.0
1.31
6.0
−
残留熱除去系
（RHR ポンプ B
弁駆動部
サイクロンセパレータ入口弁）
4.03
6.0
1.11
6.0
−
原子炉隔離時冷却系
（RCIC 系吸込隔離弁）
弁駆動部
5.31
6.0
2.73
6.0
−
高圧炉心スプレイ系
（HPCS ポンプ第 2 ベント弁）
弁駆動部
3.69
6.0
4.01
6.0
−
低圧炉心スプレイ系
（LPCS ポンプベント止め弁）
弁駆動部
5.64
6.0
4.84
6.0
−
燃料プール冷却浄化系
（FPC・RHR 系戻り弁）
弁駆動部
3.07
6.0
1.91
6.0
−
非常用ガス処理系
（非常用ガス処理系入口隔離弁 B）
弁駆動部
1.98
6.0
2.56
6.0
−
※1 G=9.80665（m/s2）
※2 応答加速度が評価基準値を超過したものにつき、対象部位ごとの構造強度
評価または動的機能維持評価を行い発生値が評価基準値以下であることを確認
した。（−：評価不要，○：詳細評価の結果「良」）
40
表-7.1
動的機能維持評価結果（4/4）
評価基準値との比較
評価対象設備
加速度
確認部位
水平加速度（G※1）
上下加速度（G※1）
応答
加速度
評価
基準値
応答
加速度
評価
基準値
詳細
評価※2
弁
可燃性ガス濃度制御系
（FCS B 入口隔離弁）
弁駆動部
0.69
6.0
0.22
6.0
−
不活性ガス系
（ベント用格納容器 SGTS 側
隔離弁）
弁駆動部
5.63
6.0
2.47
6.0
−
非常用補機冷却中間ループ系
（EEIW 熱交換器（A）淡水出口弁）
弁駆動部
2.41
6.0
1.21
6.0
−
残留熱除去冷却中間ループ系
（RHIW ポンプ吐出母管弁 A）
弁駆動部
4.33
6.0
4.76
6.0
−
高圧炉心スプレイディーゼル
海水系
（HPIW 熱交換器海水出口弁）
弁駆動部
1.20
6.0
1.64
6.0
−
高圧炉心スプレイディーゼル
冷却中間ループ系
（HPIW 熱交換器淡水出口弁）
弁駆動部
3.25
6.0
1.21
6.0
−
原子炉補機冷却中間ループ系
（RIW 格納容器外側出口隔離弁）
弁駆動部
5.53
6.0
4.43
6.0
−
残留熱除去海水系
（RHIW 熱交換器（A）海水入口弁）
弁駆動部
1.64
6.0
1.42
6.0
−
主蒸気隔離弁漏えい抑制系
（MSLC ブリードライン放出弁 B）
弁駆動部
3.07
6.0
2.32
6.0
−
補給水系
（常用復水貯蔵槽 CRD 供給弁）
弁駆動部
2.01
6.0
2.73
6.0
−
※1 G=9.80665（m/s2）
※2 応答加速度が評価基準値を超過したものにつき、対象部位ごとの構造強度
評価または動的機能維持評価を行い発生値が評価基準値以下であることを確認
した。（−：評価不要，○：詳細評価の結果「良」）
41
表−7.2
評価対象設備
動的機能維持詳細評価結果
評価部位
評価項目
発生値
評価基準値
判定
揚水管
応力
57MPa
306MPa
○
残留熱除去系海水ポンプ
揚水管
C/A 送風機
電動機取付
ボルト
引張
31MPa
207MPa
○
ディーゼル機関
排気管ベローズ
伸び
5.1mm
9.59mm
○
可燃性ガス濃度制御系
再結合装置ブロア
ブラケット
引張
88MPa
173MPa
取付ボルト
ファン取付
引張
52MPa
180MPa
ボルト
同型式の非常用ガス処理系排風機を代表として評価を実
施し，動的機能が維持されることを確認した。
同型式の C/A 送風機を代表として評価を実施し，動的機
能が維持されることを確認した。
同型式の C/A 送風機を代表として評価を実施し，動的機
能が維持されることを確認した。
非常用ガス処理系排風機
非常用ガス処理系冷却送風機
C/A 排風機
C/A 再循環送風機
高圧炉心スプレイ系
ディーゼル機関
高圧炉心スプレイディーゼル
海水ポンプ
○
○
○
○
○
伸び
5.1mm
9.59mm
○
中間支持台
基礎ボルト
せん断
17MPa
118MPa
○
弁（原子炉冷却材再循環系）
駆動部
加速度
8.81G
10.0G※1
○
弁（原子炉冷却材浄化系）
駆動部
加速度
7.67G
10.0G※1
○
排気管ベローズ
注）各設備における詳細評価対象部位のうち，裕度が小さいものを示す。
※1 電動弁駆動部の製作メーカによる試験にて機能維持することが確認された
加速度。
42

Download Report