1. No category

東京電力株式会社
No.
KK1-耐震 2
分類：共通
質 問
表 1 の考慮した地震と地震動について、耐震Ｓクラスの機器を支持する主要部位（原
子炉建屋基礎版上含む）の基準地震動Ｓｓ（７波）による地震応答の比較（最大応答
加速度、加速度応答スペクトル）を提示すること。
回 答
柏崎刈羽原子力発電所 1 号炉については、今後新規制基準に対応した原子炉設置許可
申請書の変更手続きを行う予定であり、基準地震動Ｓs（７波）は未確定です。
このため、本回答では評価に用いた基準地震動Ｓs（５波（Ss1～5）
）について、地震
応答の比較結果を以下に示します。
なお、1 号炉として原子炉設置変更許可申請を行った際は、影響の有無について確認
を行ってまいります。
（１）最大応答加速度について
今回の柏崎刈羽原子力発電所 1 号炉高経年化技術評価にて用いた基準地震動Ｓs
（５波（Ss1～5）
）の最大応答加速度を以下に示します。
図１
表１
１号炉 原子炉建屋 断面図
１号炉 最大応答加速度比較表基準地震動Ｓs（５波包絡）
水平方向
鉛直方向
内は商業機密に属しますので公開できません。
２－１
東京電力株式会社
No.
回 答
KK1-耐震 2
分類：共通
（２）加速度応答スペクトルについて
①原子炉建屋基礎版上
今回の柏崎刈羽原子力発電所 1 号炉高経年化技術評価にて用いた基準地震動Ｓs
（５波（Ss1～5）
）の加速度応答スペクトルを以下に示します。
図２
１号炉原子炉建屋
屋上の加速度応答スペクトル比較図（減衰率 1％）
図３ １号炉原子炉建屋
地上２階の加速度応答スペクトル比較図（減衰率 1％）
図４
地下２階の加速度応答スペクトル比較図（減衰率 1％）
図５
１号炉原子炉建屋
１号炉原子炉建屋基礎版上の加速度応答スペクトル比較図（減衰率 1％）
以上
内は商業機密に属しますので公開できません。
２－２
東京電力株式会社
No.
KK1-耐震 7
分類：共通
質 問
建設後の耐震補強の実績（実施時期、以下のいずれに該当するかの整理、工事概要（サ
ポートの撤去、移動、追設、容量変更の要点を含む））を提示すること。
イ）耐震バックチェックに関連した耐震補強ケース
ロ）配管の減肉評価結果に基づく耐震補強ケース
ハ）上記イ）
、ロ）以外の耐震補強ケース
回 答
イ）指針改定に対する耐震バックチェック結果に基づく耐震補強ケース
実施時期：平成21年1月～12月（実績）
工事概要
耐震
耐震強化
対象設備
Ｎｏ．
クラス
工事概要＊
屋根トラスのうち、サブトラ
原子炉建屋
Ｓ
ス斜材、下面水平ブレース材
１
の取換、補剛材の追加
オイルダンパー（制震装置）
排気筒のうち非常用ガス処理系用排
Ｓ
２
の設置、柱材の追加
気筒
周辺の埋戻土層について、セ
配管ダクト（原子炉補機冷却系及び
Ｃ
メント系固化材による地盤改
３
非常用ガス処理系の配管支持機能）
良
溶接部の補強，ボルトの取替
原子炉圧力容器付属構造物
Ｓ
（原子炉格納容器スタビライ
４
ザ）
原子炉格納容器
Ｓ
補強板取付（上部シヤラグ）
５
脱線防止ラグの形状変更
原子炉建屋クレーン
Ｂ
６
トロリストッパの設置
原子炉冷却材再循環系配管
Ｓ
サポート追設、強化
７
原子炉冷却材浄化系配管
Ｓ
サポート追設、強化
８
放射性ドレン移送系配管
Ｓ
サポート追設、強化
９
Ｓ
サポート追設、強化
１０ ほう酸水注入系配管
Ｓ
サポート追設、強化
１１ 非常用ガス処理系配管
Ｓ
サポート追設、強化
１２ 可燃性ガス濃度制御系配管
Ｓ
サポート追設、強化
１３ 非常用補機冷却中間ループ系配管
＊：基準地震動Ｓsおよび原子炉建屋基礎版上で1000cm/s2の揺れとなる条件の両者を考
慮して工事を実施
７－１
東京電力株式会社
No.
回 答
KK1-耐震 7
分類：共通
ロ）配管の減肉評価結果に基づく耐震補強ケース
実施時期：平成27年1月～5月（予定）
工事概要
耐震
Ｎｏ．
対象設備
クラス
原子炉冷却材浄化系配管
Ｓ
１
（原子炉再循環系を含む）
Ｂ
２
原子炉冷却材浄化系
＊基準地震動Ｓs（Ｓs1～5）を考慮して工事を実施
耐震強化
工事概要＊
サポート撤去、
追設、容量変更
サポート追設
ハ）上記のイ）、ロ）以外の耐震補強ケース
実績はありません。
以上
７－２
東京電力株式会社
No.
KK1-耐震 8
分類：共通
質 問
耐震安全性評価において、現行の JEAG4601 に基づく標準的な手法以外の値を適用した
ケース（設計用減衰定数、地震応答解析手法、等価繰り返し回数）があれば、適用内
容とともに提示すること。
回 答
現行の JEAG4601 に基づく標準的な手法以外の値を適用したケース（設計用減衰
定数、地震応答解析手法、等価繰り返し回数）としては、設計用減衰定数について
日本電気協会「原子力発電所耐震設計技術規定 JEAC4601-2008」を用いて評価を実
施しております。
・適用項目：減衰定数
・評価項目：配管疲労評価、炭素鋼配管の腐食
・対象系統：給水系、原子炉冷却材再循環系、原子炉冷却材浄化系
[参考]
各系統における配管解析に用いた減衰定数
① 給水系
：2.5％、3.0％
② 原子炉冷却材再循環系 ：2.5％
③ 原子炉冷却材浄化系 ：0.5％、1.5％、2.0％、3.0％
以上
内は商業機密に属しますので公開できません。
８－１
東京電力株式会社
No.
KK1-耐震 11_REV.1
分類：配管
質 問
①第二段階評価対象ラインの（中略）減肉想定範囲において流体条件が類似する箇所
の実機測定データを整理して最大減肉率を選定とする評価について、その具体的内容
を提示すること。
回 答
① 実機測定データの整理と最大減肉率の選定方法
第二段階評価対象となったモデルについて，以下のステップより実測データから
減肉率を選定します。また，この減肉率から得られる想定板厚をモデルの減肉想定
箇所に設定し配管解析を行っております。
〔STEP1〕測定実績ポイント（に対する実測データ）の抽出
○ 系統毎の全測定ポイントから測定実績がある全ポイントを抽出する。
〔STEP2〕炭素鋼部測定データの抽出，測定回数のグルーピング
○ STEP1 で抽出した測定ポイントを「2 回以上測定を行った実績があるポイント」
と「1 回測定した実績のポイント」に選別する。
○ 測定ポイントのうち，炭素鋼部以外のものは除外する。
〔STEP3〕口径別 最大減肉率の選定
○ 当該モデルを構成する配管口径に対し，2 回以上測定のグループに属するデー
タから最大減肉率を選定する。ただし，「実測データ記録と減肉算定値が不一
致の可能性がある」といった場合は除外する。
○ 同一口径のデータが存在しない場合は，2 回以上測定のグループに属するデー
タのうち，近い口径の最大減肉率を適用する。ただし，1 回測定のグループに
属するデータに同一口径のデータが存在し，2 回以上測定のグループが選定し
たデータより減肉率が大きい場合には，
保守的に 1 回測定のデータを適用する。
〔STEP4〕想定板厚の算定／モデルへの設定
○ STEP3 の減肉率を用いて，モデル内測定ポイントの実測板厚値及び想定減肉期
間から想定板厚を推定する。
○ 配管モデル中の減肉想定箇所に推定した想定板厚を設定し，一様減肉時の断面
性能（剛性）を想定した配管解析を行う。
以上
添付資料：KK1-耐震11-①
「減肉率選定一覧表（ＣＵＷ系）」
添付資料：KK1-耐震11-②
「減肉率選定一覧表（ＦＤＷ系）」
１１－１
東京電力株式会社
No.
質 問
回 答
KK1-耐震 13_REV.1
分類：配管
炭素鋼配管の腐食（流れ加速型腐食）に対する以下を含む評価の具体的内容について
下記事項を含めて提示すること。
・評価仕様
・解析モデル
・評価対象とした系統ごとのライン数、ラインの抽出根拠及び減肉の種別（配管減肉
管理に関する技術規格（日本機械学会）との対応に係る説明を含む。）
・評価対象としたラインに係る耐震重要度区分ごとの対象及び評価対象部位（解析モ
デル図に図示。）
・評価結果
安定停止に必要な系統について、以下の通り回答します。
1. 評価仕様
・適用地震動：基準地震動Ss（Ss、Sd）
・減衰定数：JEAC4601-2008 に基づく（基準地震動Ss、Sd）
・評価用肉厚：必要最小肉厚、60 年時点の配管肉厚、40 年時点の配管肉厚
2. 解析モデル及び系統ごとのモデル数
3 次元多質点梁モデルによるスペクトルモーダル解析にて評価しております。また，
系統ごとのモデル数を下表に示します。添付KK1-耐震13-①参照）。
系統
モデル名
モデル数
原子炉冷却材浄化系（原子炉再循環系含む）
PLR-001
１
CUW-600
CUW-601
CUW-606
CUW-610
CUW-614
CUW-616
CUW-620
CUW-622
CUW-630
CUW-631
原子炉冷却材浄化系
１９
CUW-632
CUW-633
CUW-634
CUW-638
CUW-800
CUW-801
CUW-802
CUW-803
CUW-804
FDW-009
給水系
１
内は商業機密に属しますので公開できません。
１３－１
東京電力株式会社
No.
回 答
KK1-耐震 13_REV.1
分類：配管
3. ラインの抽出根拠及び減肉の種別
以下の条件に適合するラインを評価対象としました。
材質：炭素鋼（対策材やライニング配管を除く）
運転状態：常時運転（安定停止中において配管内部に流体が流れている運転状態）
管理ランク： FAC-2，FAC-S（発電用原子力設備規格 配管減肉管理に関する技術規
格（JSME S NH1-2006）に基づく）
流体状態：高温（95℃以上）または高圧（1.9MPa 以上）
なお、評価対象のうち原子炉冷却材浄化系の一部のラインについては、発電用原子力
設備規格 配管減肉管理に関する技術規格（JSME S NH1-2006）に基づく管理ランク FAC-S
を含まない FAC-1 のみのラインであるため、今回の評価対象範囲には該当致しません。
具体的なラインを添付 KK1-耐震 13-①に示します。
4. 評価対象としたラインに係る耐震重要度区分ごとの対象及び評価対象部位
クラス区分，耐震重要度区分の範囲及び評価対象部位については添付KK1-耐震13-②
の通りとなります（最大応力発生部位が含まれるモデルから抜粋）。
5. 評価結果
最大応力発生部位を添付KK1-耐震13-②にて以下のように示します。
○：一次応力，○：一次＋二次応力
評価条件 クラス区分 許容応力状態 発生応力/許容応力
以上
添付資料：KK1-耐震13-①
「評価対象P&ID 」
添付資料：KK1-耐震13-②
「解析モデル図」
１３－２
東京電力株式会社
No.
KK1-耐震 15
分類：配管
質 問
「なお、原子炉冷却材浄化系の一部配管については第 16 回定期検査時（平成 26 年度)
にサポート等を追設する（中略）工事後の状態で減肉を想定し評価を行った」との評
価について、その具体的評価内容を提示すること（工事内容を含む）
。
回 答
具体的評価内容として評価仕様、解析モデル等については、KK1-耐震 13 を参照願い
ます。
また、KK1-耐震 11 にて回答しております評価方法に基づき配管減肉を想定し評価を
行った結果、１次応力が許容応力を上回ることが確認された一部の配管については、第
16 回定期検査中にサポート追設等することとしております。
このため、工事後の状態で上記と同様に配管減肉を想定し評価を行い、発生応力が許
容応力を下回り、耐震安全性に問題ないことを確認しております。
なお、具体的な工事内容を添付資料 KK1-耐震 15-①～②に示します。
以上
添付資料：KK1-耐震 15-①
「解析モデル図（CUW 系（PLR 系含む））
」
添付資料：KK1-耐震 15-②
「解析モデル図（CUW 系）」
１５－１