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PowerPoint プレゼンテーション

資料No. ２
柏崎刈羽原子力発電所７号機
地震応答解析における配管系解析の
修正について
平成２０年4月２４日
東京電力株式会社


1
JNES地震応答解析結果との差異について
Ñ 第７回SWGにおいてJNESの解析「柏崎刈羽原子力発電所7号機
新潟県中越沖地
震に対する機器の地震応 答解析状況について」と本評価の解析結果に差異を確認
主蒸気隔離弁
原子炉格納容器
貫通部
原子炉圧力
容器
主蒸気逃がし
安全弁
最大応力発生点
原子炉格納容器
貫通部
原子炉圧
力容器
最大応力
発生点（Ａ）
原子炉圧
力容器
z 残留熱除去系配管
z 主蒸気系配管
最大応力
発生点（Ｂ）
算出値
(MPa
許容応力
Ⅲ
A
S(MPa
最大応力
発生点
WG報告値
134
JNES
159
281
同じ
A
274
199
WG報告値
最大応力
発生点
許容応力
Ⅲ
A
S(MPa
算出値
(MPa
B
255
JN ES


2
配管系解析手法の一部不備について
Ñ 本評価の解析手法のチェック
⇒配管分岐部に対する自重モーメント算出過程の数値処理に不備を確認
汎用解析コード（ＳＡＰ）による配
管のスペクトルモーダル解析
ＳＡＰ解析結果
（各評価点におけるモーメント）
分岐部における自重モーメント
の符号変更処理
今回の不備に
関わる部分
配管応力評価プログラム
計算結果（応力値）


ＪＳＭＥ設計建設規格による分岐部応力の計算方法
3
Ñ 分岐管一次応力＝内圧による応力＋分岐管側の応力＋主管側の応力
Zr
M
B
Z
M
B
t
PD
B
S
ar
r
b
ab
b
prm
2
2
0
1
2
+
+
=
地震やその他機械的荷重による応力も
第2項，3 項と同様に計算（ここでは省略）
分岐管の自重
による応力
主管の自重
による応力
内圧によ
る応力
9 モーメントには自重，地震慣性力，その他機械的荷重によるものがあり，自重のみ符号をもつ
9 主管側の応 力は，分岐部に隣接する主管側の各モーメントの符号により以下のように扱う
①主管側の 2つのモーメントが同符号の場合　⇒M
ar
=0
②主管側の 2つのモーメントが異符号の場合　⇒M
ar
=絶対値の小さい方
主管
分岐管
+100
+200
－300
主管のモーメントが異符号の場合：M
ar
=100
主管
分岐管
－100
+300
－200
主管のモーメントが同符号の場合：M
ar
=0
合計 300の大き
さのモーメントで
つりあっており，
全てのモーメント
が分岐管に作用
し，主管には 0と
して評価
合計 300の大き
さのモーメントで
つりあっており，
枝管に 200のモー
メントが作用して
いるため主管に
は100 として評価


配管系解析の流れと今回の分岐部に係る不備の説明
4
Ñ 分岐部まわりの主管に発生するモーメントの符合の扱い
（分岐管は右曲がり，
主管は下に凸状態）
解析モード（ＳＡ
解析モード（ＳＡ
Ｐ）による符号
Ｐ）による符号
の扱い
ＪＳＭＥ設計建
ＪＳＭＥ設計建
設規格による
設規格による
符号の扱い
の扱い
符号の扱い
主管の 2つのモーメントは異符号
⇒M
ar
=絶対値の小さい方
右モーメントの符号を反転
事象は同じ
モーメントの
符号の考え
方が違うだけ
（ＳＡＰによる解析後に必要な処置）
主管
分岐管
+100
+200
-300
主管
分岐管
+100
+200
+300
主管
分岐管
100
200
300
下に凸な場合は＋
（材料力学での曲げモー
メント図と同じ考え)
（例）
主管の 2つのモーメントは同符号
⇒M
ar
=0
主管モーメント
：Ｍ
ar
=100
分岐管モーメント：M
ab
=200
（誤）
今回の
計算
主管モーメント
：Ｍ
ar
=0
分岐管モーメント：M
ab
=200
（正）


5
主蒸気隔離弁
原子炉格納容器
貫通部
原子炉圧力
容器
主蒸気逃がし
安全弁
最大応力発生点
原子炉格納容器
貫通部
原子炉圧
力容器
最大応力
発生点（Ａ）
原子炉圧
力容器
z 残留熱除去系配管
z 主蒸気系配管
最大応力
発生点（Ｂ）
分岐管詳細
配管系算出値の修正について（１
/4）
算出値
(MPa
許容応力
Ⅲ
A
S(MPa
最大応力
発生点
WG報告値
134
JNES
159
修正値
136
281
同じ
A
274
199
WG報告値
B
239
修正値
B
255
JNES
最大応力
発生点
許容応力
Ⅲ
A
S(MPa
算出値
(MPa


6
配管系算出値の修正について（2/4）
分岐部ﾓｰ
ﾒﾝﾄ修正
修正前算
出値(MPa
修正後算
出値(MPa
評価基準
値(MPa
備考
136
92
－
－
－
73
199
205
評価点Ａ
239
－
－
－
－
－
－
主蒸気系
要
134
281
評価点の変更無し
給水系
要
92
274
評価点の変更無し
原子炉冷却材浄化系
－
89
274
放射性ドレン移送系
ー
68
188
制御棒駆動系
ー
153
283
ほう酸水注入系
要
73
132
残留熱除去系
要
177
274
評価点Ｂ
原子炉隔離時冷却系
ー
94
182
高圧炉心注水系
ー
96
220
燃料プール冷却浄化系
ー
50
188
非常用ガス処理系
ー
32
214
可燃性ガス濃度制御系
ー
51
211
不活性ガス系
ー
81
201
z 分岐部の自重モーメント修正が必要な配管系４ライ ンについて修正（青字⇒赤字に修正）
9 残留熱除去系配管以外は大きな変更無し
評価点：評価基準値に対して算出値が大きくなる箇所


7
配管系算出値の修正について（３/4）
最大応力
発生点（Ａ）
最大応力
発生点（Ｂ）
主管
主管（鉛直管）の仕様
主管（鉛直管）の仕様
9 約8mの鉛直配管
9 重量を支持するサポートは分岐部にあるの
みで鉛直部にない
9 当該配管には鉛入り保温が付属
9 分岐部における自重による影響が大きく，
主管に発生するモーメントM
ar
も大きくなる
　（主管のモーメントも考慮するところを，主管
による 2つのモーメントが同符号として扱わ
れM
ar
=0 となっていた）
自重を支持
するサポート
自重は支持
せず
z 残留熱除去系配管にて大きく値が変わる理由
分岐管


8
配管系算出値の修正について（４/4）
z 残留熱除去系配管の疲労評価への影響
9 疲労評価点のレデューサは分岐部でないため
値は変わらない
9 他の分岐部で修正が生じても本評価点が疲労
評価で厳しいことに変わりはない
US(地震荷重による疲れ累
積係数）
評価点
Ｕ (運転状態Ⅰ
およびⅡにおけ
る疲れ累積係数）
中越沖地震によ
る繰返し回数
US
21回
U+US
0.1061
0.0153
レデューサ
0.1214
疲労評価点
主管
分岐管
当該箇所は分岐部
でないため変更なし
地震荷重のみによる
評価であるため変更
無し

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