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浜岡原子力発電所5号機　駿河湾の地震における地震 ...

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１ 設備健全性評価方法
耐震設計上重要な設備は、基準地震動Ｓ
１
に対して弾性状態の許容値を用いて設計されています。そこで、
まず、地震観測記録が基準地震動Ｓ
１
による応答を下回るかどうかを確認 します（平成２１年８月２１日に評価・報
告済み）。
地震観測記録が基準地震動Ｓ
１
による応答を上 回る（または近接している）場合は、地震観測記録を入力とし
た地震応答解析を行い、地震観測記録のない階や建物・構築物等についても応答を算定し、設備の発生値が
弾性状態を確保するための許容値以 下であることを確認します（今回の評価）。
２ 地震応答解析による設備健全性評価結果
（１） 耐震設計上重要な建物・構築物の評価結果
原子炉建屋、海水熱交換器建屋およびモニタ建屋については、地震観測記録を入力とした地震応答解
析を行い、各階の耐震壁の応答せん断力を算定し、この応答せん断力が設計用地震力を下回るかどうかを
比較しました。
設計用地震力を上回った海水熱交換器建屋とモニタ建 屋については、更に、各階の耐震壁の発生値（応
答せん断ひずみ）を算定し、許容値（設計上の弾性範囲とみなすせん断ひずみ）と比較しました。
原子炉機器冷却水配管ダクトおよび原子炉機器冷却海水ポンプ室については、地震観測記録を入力とし
た地震応答解析を行い、発生値（せん断力等）を算定し、この発生値が許容値（弾性状態とみなすせん断力
等）を下回るかどうかを比較しました。
この結果、原子炉建屋、海水熱交換器建屋、モニタ建屋、原子炉機器冷却水配管ダクトおよび原子炉機
器冷却海水ポンプ室は、地震応答解析で求めた応答せん断力が設計用地震力を下回るか、地震応答解析
で求めた発生値が許容値以下であり 、弾性状態であることを確認しました。主な評価結果を右表に示しま
す。
(２) 耐震設計上重要な機器・配管系の評価結果
耐震設計上重要な機器・配管系（評価部位：約 ９０）については、地震観測記録を入力とした大型機器等
の地震応答解析を行い、機器・配管系の応答を算定し、この応答が設計用の応答を下回るかどうかを比較し
ました。
設計用の応答を上 回った、海水熱交換器建屋に設置された原子炉機器冷却水系配管等については、更
に、地震応答解析で求めた応答と設計用の応答との比（応答比）を求め、この応答比を基準地震動Ｓ
１
による
設計時の発生値※１
に乗じることにより今回の地震によ る発生値を算定し、許容値と比較しました。
この結果、評価した機器・配管系は、地震応答解析で求めた応答が設計用の応答を下回るか、応答比を
用いて求めた発生値が許容値以下で あり、弾性状態であることを確認しました。主な評価結果を右表に示し
ます。
３ まとめ
５号機の耐震設計上 重要な設備について、地震観測記録を入力とした地震応答解析を行い、設備の健全性
評価を行いました。その結果、評価した全ての設備が弾性状態にあったことから、設備の健全性が確保されて
いることを確認しました。
以 上
【耐震設計上重要な建物・構築物の評価結果】
評価対象※２
評価部位
評価内容（単位）
応答せん断力
／発生値
設計用地震力
／許容値
判定
原子炉建屋
耐震壁 各階のせん断力(kN) 142×104
153×104
※３
○
海水熱交換器建屋
耐震壁 各階のせん断ひずみ（－） 0.07×10-3
0.17×10-3 ※４○
モニタ建屋
耐震壁 各階のせん断ひずみ（－） 0.03×10-30.18×10-3 ※４○
原子炉機器冷却水配管ダクト
隔壁
せん断力(kN)
281
716 ※５
○
原子炉機器冷却海水ポンプ室
底版
せん断力(kN)
769
1479 ※５
○
【耐震設計上重要な機器・配管系の評価結果】
評価対象
評価部位
評価内容
（単位）
Ｓ
１
に対する
応答比※６
応答比が１を
上回る場合
判定
発生値
許容値
原子炉圧力容器
胴板
応力（MPa）
１以下
－
－
○
基礎ボルト
応力（MPa）
１以下
－
－
○
炉心支持構造物
シュラウドサポート
応力（MPa）
１以下
－
－
○
炉心支持板
応力（MPa）
１以下
－
－
○
余熱除去ポンプ
原動機取付ボルト
応力（MPa）
１以下
－
－
○
原子炉格納容器
コンクリート部
面外せん断力
（kN/mm）
１以下
－
－
○
ライナ部
圧縮ひずみ（－）
１以下
－
－
○
主蒸気系配管
配管
応力（MPa）
１以下
－
－
○
余熱除去系配管
配管
応力（MPa）
１以下
－
－
○
原子炉機器冷却
水系配管※７
配管
応力（MPa）
1.09
162
233※８ ○
制御棒
挿入性
変位（mm）
１以下
－
－
○
※１ 基準地震動Ｓ
１
による設計時の発生値は、基準地震動Ｓ
１
による発生値と、地震以外の荷重（自重、圧力荷重、機械的荷重）による発生値を合わせた値です。
※２ 排気筒については、地震観測記録が基準地震動Ｓ
１
による応答を下回っていることを、報告書に記載しています。
※３ この値は、工事計画認可時に定めた設計用地震力であり、弾性設計（許容応力度設計）に用いた値です。
※４ この許容値は、設計上の弾性範囲のひずみとみなす値であり、原子力発電所耐震設計技術指針（日本電気協会）に基づいて算定した値です。
※５ この許容値は、弾性状態とみなすせん断力の許容値であり、コンクリート標準示方書（土木学会）に基づいて算定した値です。
※６ 応答比は、地震観測記録を入力とした地震応答解析で求めた応答と設計用の応答の比率です。１以下とは、地震観測記録を入力とした地震応答解析で求
めた応答が設計用の応答以下になることを示します。
※７ ここでは、応答比が１を上回る機器・配管系のうち、応答比が最大となる海水熱交換器建屋に設置された機器・配管系の評価結果を記載しています。基準地
震動Ｓ
１
による設計時の発生値に応答比を乗 じて、今回の地震による発生値を算定しています。
※８ この許容値は、基準地震動Ｓ
１
に対して弾性状態を確保するための 値であり、学協会規格等で定められた値です。
当社は、平成２１年８月１１日の駿河湾の地震について、浜岡原子力
発電所で取得した地震観測記録に
基づく３～５号機の設備健全性評価を 行い、平成２１年８月２１日、その結果を経済産業省原子力安全・保安
院に報告しました。このうち、５号機については、主要な設備は弾性状態にあり、健全性は確保されていることを確認しましたが、一部の観測記録で基準地震動Ｓ
１
による応答加速度を超えたことから、更に評価を進め
ていくこととしました。
このたび、５号機の耐震設計上重要な設備（耐震Ａｓ、Ａクラスの設備であり、新耐震指針ではＳクラス）について、地震応答解析による設備健全性評価を実施し、この結果、評価した全ての設備の健全性が確保さ
れていることを確認しました。結果の概要は以下のとおりです。
浜岡原子力発電所５号機 駿河湾の地震における地震応答解析による設備健全性評価結果の概要
＜別紙＞

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