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浜岡原子力発電所　地震観測記録による設備健全性評価について

浜岡原子力発電所 地震観測記録による設備健全性評価について
１ 評価対象
耐震設計上重要な設備 耐震Ａｓ、Ａクラスの設備（※１）
２ 評価方法
地震観測記録と基準地震動Ｓ
１
による応答の比較により、地震時に設備が弾性状態にあったことを確
認し、設備の健全性を評価します。
３ 具体的な方法
地震観測記録を用いた設備健全性の 評価フローに従い、耐震設計上重要な建物・構築物および機
器・配管系について評価します。
（１）耐震設計上重要な建物・構築物
地震観測記録における最大加速度と基準地震動Ｓ
１
による最大応答加速度との比較を行います。
地震観測記録における最大加速度が基準地震動Ｓ
１
による最大応答加速度を上回る場合は、地震
観測記録をもとに建物・構築物の発生値を算定し、弾性状態にあることを確認します。
発生値が弾性状態の許容値を超える 場合は、詳細な断面評価を行い弾性状態にあることを確認し
ます。
詳細な断面評価を行った結果が弾性状態の許容値を 超える場合は、追加点検を実施することによ
り健全性を確認します。
（２）耐震設計上重要な機器・配管系
原子炉建屋の地震観測記録による床 応答スペクトル（以下「観測記録のスペクトル」）と、基準地震
動Ｓ
１
による床応答スペクトル（以下「Ｓ
１
床応答スペクトル」）との比較を行い、観測記録のスペクトルが
Ｓ
１
床応答スペクトル以下であることを確認します。
一部の周期帯において観測記録のスペクトルがＳ
１
床応答スペクトルを上回る場合は、まず、当該の
周期帯に固有 周期を持つ機器・配管系の有無を確認します。次に、当該の周期帯に固有周期を持つ
機器・配管系が有る場合は、応答比（当該の固有周期における観測記録のスペクトルとＳ
１
床応答スペ
クトルとの加速度比）を設計時の発生値に乗じることにより観測した地震にかかわる発生値を算出し、こ
の発生値が弾性状態の許容値（※２）以下であることを確認します。
発生値が許容値を上 回る場合は、設計時の評価方法等（※３）を参考に詳細評価を行い、弾性状態の
許容値以下であることを確認します。
許容値を超える場合は、追加点検を実施することにより健全性を確認します。
【地震観測記録を用いた設備健全性の評価フロー】
※１：耐震クラスがＡｓ、Ａの設備は、新しい「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（新耐震指針）ではＳクラスで
す。
※２：弾性状態の許容値とは、「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－補・１９８４、ＪＥＡＧ４６０１－１９８７、ＪＥＡＧ ４６
０１－１９９１ 追補版」に規定される許容応力状態ⅢＡｓにおける許容応力です。
※３：設計時の評価方法等とは、スペクトルモーダル解析法、時刻歴応答解析法、定式化された評価式を用いた解析法（床
置き機器等）などのことです。
地震観測記録
耐震評価・確認終了
Ｙｅｓ
点検
Ｎｏ
耐震設計上重要な建物・構築物
建物・構築物の発生値の算定
詳細評価
弾性状態か
弾性状態か
点検
耐震設計上重要な機器・配管系
詳細評価
弾性状態か
弾性状態か
基準地震動Ｓ
１
による
最大応答加速度よりも小さいか
基準地震動Ｓ
１
による
床応答スペクトルよりも小さいか
または機器・配管系の
固有周期から外れているか
Ｙｅｓ
Ｎｏ
機器・配管系の発生値の算定
Ｙｅｓ
Ｙｅｓ
Ｎｏ
Ｎｏ
Ｙｅｓ
Ｙｅｓ
Ｎｏ
Ｎｏ
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