礎地盤斜面の安定性評価を実施し施設の安全性が確保されていることを確認し取りまとめましたまた平成 2 年 2 月 20 日の保安院からの指示 9 に基づき原子炉建物原子炉補助建物に加え主要かつ代表的設備について弾性設計用地震動 Sd による評価を実施し概ね弾性範囲内にあることを確認しまし

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しのぶちゃわんや
5 years ago
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1 平成 2 2 年 2 月 2 日独立行政法人日本原子力研究開発機構敦賀本部高速増殖原型炉もんじゅ発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書 ( 改訂版 ) の提出について平成 8 年 9 月 20 日経済産業省原子力安全保安院 ( 以下保安院という ) より改訂された発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 ( 以下新耐震指針という ) に照らした耐震安全性の評価を実施するよう求める文書が出され原子力機構はこの指示に基づき高速増殖原型炉もんじゅ ( 以下もんじゅという ) の耐震安全性評価を実施してきましたまた平成 9 年 7 月 6 日に発生した新潟県中越沖地震の反映として経済産業大臣より新潟県中越沖地震から得られる知見を耐震安全性の評価に適切に反映し早期に評価を完了する旨の指示ならびに保安院より平成 9 年 2 月 27 日 2 および平成 20 年 9 月 4 日 3 に新潟県中越沖地震を踏まえた耐震安全性評価に反映すべき事項の通知がありました平成 20 年 3 月 3 日には地質調査結果基準地震動 Ssの策定結果施設等の耐震安全性評価結果を報告書に 4 とりまとめ保安院および地元自治体に提出しました ( 平成 20 年 3 月 3 日公表済み ) その後国の委員会での審議を経て平成 2 年 3 月 3 日 5 および平成 2 年 8 月 3 日 6 に基準地震動 Ssの見直しを行いもんじゅの原子炉建物や安全上重要な機能を有する耐震 S クラスの施設等について耐震安全性に関する評価を実施してきました ( 平成 2 年 3 月 3 日 8 月 3 日公表済み ) 原子力機構はこれまでの国の委員会 7 の審議を踏まえて高速増殖原型炉もんじゅの発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書 ( 改訂版 ) を取りまとめ本日保安院および地元自治体に提出しました今般提出した耐震安全性評価結果報告書 ( 改訂版 ) はこれまでの国の委員会において原子力機構が既に説明し審議された内容に基づきさらに福井県原子力安全専門委員会におけるご意見等も踏まえ平成 20 年 3 月 3 日に提出した報告書を改訂したものです改訂内容は以下のとおりです ) 基準地震動 Ssの見直し活断層評価の見直し国の委員会の審議状況を反映して基準地震動を 600gal から 760gal に見直すとともに断層モデルに基づく基準地震動 Ss 8 を追加しました 2) 施設設備等の耐震安全性評価見直した基準地震動 Ssに基づき原子炉建物や安全上重要な機能を有する耐震 Sクラスの施設やナトリウムを内包する主要な設備等評価対象となる全施設の耐震安全性評価および津波基

2 礎地盤斜面の安定性評価を実施し施設の安全性が確保されていることを確認し取りまとめましたまた平成 2 年 2 月 20 日の保安院からの指示 9 に基づき原子炉建物原子炉補助建物に加え主要かつ代表的設備について弾性設計用地震動 Sd による評価を実施し概ね弾性範囲内にあることを確認しましたこの評価結果についても併せて提出しました原子力機構としましては今後とももんじゅの耐震安全性をより一層確実なものにし地域の皆様にご安心いただけるよう真摯に取り組んでまいります以上 : 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針等の改訂に伴う既設発電用原子炉施設等の耐震安全性の評価等の実施について ( 平成 8 年 9 月 20 日経済産業省原子力安全保安院 ) 2 : 新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項( 中間とりまとめ ) について ( 平成 9 年 2 月 27 日経済産業省原子力安全保安院 ) 3 : 新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項について ( 平成 20 年 9 月 4 日経済産業省原子力安全保安院 ) 4 : 高速増殖原型炉もんじゅ発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書 ( 平成 20 年 3 月 3 日 ) 5 : 高速増殖原型炉もんじゅ発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書追補版 ( 平成 2 年 3 月 3 日 ) 6 : 総合資源エネルギー調査会原子力安全保安部会耐震構造設計小委員会地震津波地質地盤合同 WG Cサブグループ会合 ( 第 8 回平成 2 年 8 月 3 日開催 ) 7 : 総合資源エネルギー調査会原子力安全保安部会耐震構造設計小委員会地震津波地質地盤合同ワーキンググループCサブグループおよび構造ワーキンググループBサブグループ 8 : 断層モデルを用いた手法による地震動評価結果に基づき策定した基準地震動 9 : 耐震設計審査指針の改訂に伴う既設原子力施設の耐震安全性評価における弾性設計用地震動 Sd による確認等について ( 平成 2 年 2 月 20 日経済産業省原子力安全保安院 ) 別添 - 高速増殖原型炉もんじゅ発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書改訂の概要別添 -2 高速増殖原型炉もんじゅの耐震安全性評価における弾性設計用地震動 Sd による確認結果報告書の概要

3 ( 別添 -) 高速増殖原型炉もんじゅ発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書改訂の概要改訂改訂のポイントポイントこれまでに活断層評価の見直しおよび国の委員会の審議状況を反映して平成 20 年 3 月に報告した基準地震動 Ss を見直しています具体的には応答スペクトルに基づく手法による地震動評価により策定した基準地震動 Ss-D を昨年の 3 月に 600 ガル ( 水平方向最大加速度 ) から 760 ガルに引き上げましたさらに断層モデルを用いた手法による地震動評価が一部の周期帯で基準地震動 Ss-D を上回ることから基準地震動 Ss-~Ss-9 を断層モデル手法に基づく基準地震動として昨年の 8 月に追加しましたこれら見直した 0 組 ( 水平方向および鉛直方向 ) の基準地震動 Ss に基づき原子炉建物や安全上重要な機能を有する耐震 S クラスの施設やナトリウムを内包する主要な設備等評価対象となる施設の耐震安全性評価を実施しましたその結果評価対象となる全ての施設の耐震安全性が確保されていることを確認しました活断層評価基準地震動 Ss が見直されたことから津波基礎地盤の安定性斜面の安定性についても再度評価を実施し施設の安全性が確保されることを確認しました報告書改訂の概要は以下のとおりです. 活断層評価敷地周辺の活断層について国の委員会の審議を反映し活断層評価を表及び図のように見直しました表もんじゅ敷地周辺の活断層評価一覧断層名断層長さ和布 - 干飯崎沖断層約 42km 甲楽城断層約 9km 約 60km 柳ヶ瀬断層約 3km ウツロギ峠北方 - 池河内断層約 23km 浦底 - 内池見断層約 8km 白木 - 丹生断層約 5km C 断層約 8km 野坂断層約 2km B 断層約 2km 約 49km 大陸棚外縁断層約 4km 三方断層約 27km 敦賀断層約 23km 同時活動を考慮

4 新指針に基づき事業者が評価した起震断層原子力安全保安院が同時活動を報告書の提出以降に変更された箇所考慮するよう指示した断層原子力安全保安院が同時活動を報告書の提出以降に変更された考慮するよう指示した断層箇所鍛冶屋断層以南の地震調査研究地震調査研究推進本部による鍛冶屋断層以南の断層推進本部による断層 B 断層若狭湾大陸棚外縁断層 C断層三方断層敦賀断層干飯崎沖断層柳和布 - 野坂断層甲楽城断層もんじゅ 0 20 km もんじゅから半径 30 km 白木 - 丹生断層ウツロギ峠北方 - 池河内断層山中断層 ( 文献断層 ) 浦底 - 内池見断層ヶ瀬断層鍛冶屋断層琵琶湖図もんじゅ敷地周辺の断層分布図花折断層熊川断層醍醐断層関ヶ原断層大清水断層門前断層 2. 基準地震動 Ss 活断層評価の見直し国の委員会の審議を踏まえて基準地震動 Ss を以下の通り見直しました () 検討用地震敷地に大きな影響を及ぼすと考えられる地震 ( 検討用地震 ) を表 2 の通り選定しました表 2 選定した検討用地震断層名断層長さマグニチュード M C 断層 8km 6.9 白木 - 丹生断層 5km 6.8(6.9) 浦底 - 内池見断層 8km 6.9 和布 - 干飯崎沖 ~ 甲楽城断層 60km 7.8 大陸棚外縁 ~B~ 野坂断層 49km 7.7 : 長さが断層幅を下回らないように設定した 6.2km(7.3km) から地震規模 M を評価 2

5 (2) 基準地震動 Ss 検討用地震を対象に応答スペクトル手法及び断層モデル手法によって地震動を評価し応答スペクトル手法に基づく基準地震動 Ss-D( 水平方向の最大加速度値 760 ガル ) と断層モデル手法に基づく基準地震動 Ss-~Ss-9 を設定しました設定した基準地震動を図 2 図 3 に示します 000 (h=0.05) 000 (h=0.05) 加速度 (cm/s 2 ) 変位 (cm) 00 25cm/s 加速度 (cm/s2) 変位 (cm) 速度 (cm/s) 速度 (cm/s) ガル水平方向水平方向周期 (sec) 0 基準地震動 Ss-D C 断層 ( 上端 4km) C 断層 ( 上端 4km 傾斜角 55 ) 白木 - 丹生断層 ( 上端 3km) 浦底 - 内池見断層 ( 上端 3km) 和布 - 干飯崎沖 ~ 甲楽城断層 ( 上端 4km) C 断層 ( 上端 3km) 白木 - 丹生断層 ( 上端 4km) 浦底 - 内池見断層 ( 上端 4km) 浦底 - 池河内和布 - 干飯崎沖 ~ 甲楽城断層 ( 上端 3km) 図 2 応答スペクトル手法に基づく基準地震動周期 (sec) 0 基準地震動 Ss-D Ss- Ss-2 Ss-3 Ss-4 Ss-5 Ss-6 Ss-7 Ss-8 Ss-9 水平方向は実線がNS 方向破線がEW 方向図 3 断層モデル手法に基づく基準地震動 3. 施設等の耐震安全性評価見直した基準地震動 Ss( 水平方向および鉛直方向 ) に基づき安全上重要な建物構築物の耐震安全性評価機器配管系の耐震安全性評価原子炉建物基礎地盤の安定性評価周辺斜面の安定性評価屋外重要土木構造物の耐震安全性評価及び津波に対する安全性評価を実施しましたその結果耐震設計上重要な施設についていずれも見直し後の基準地震動 Ss に対し安全機能が保持されることを確認しました () 安全上重要な建物構築物の耐震安全性評価もんじゅの原子炉建物原子炉補助建物及びディーゼル建物の評価では見直した基準地震動 Ss に基づき耐震設計上重要な施設の安全機能を保持する観点から地震応答解析の結果による耐震壁のせん断ひずみを評価しました評価の結果原子炉建物原子炉補助建物及びディーゼル建物の耐震壁における最大せん断ひずみは表 3 のとおり耐震安全性が確保されていることを確認しました図 4 図 5 に原子炉建物原子炉補助建物の地震応答解析モデル及びせん断ひずみを示します 3

6 表 3 建物構築物の耐震安全性評価結果建物構築物評価部位評価内容発生値評価基準値判定原子炉建物原子炉補助建物耐震壁せん断ひずみ (-) ディーゼル建物耐震壁せん断ひずみ (-) : 変形の程度を示す指標で上層と下層の間のせん断力による層間の変位を高さで除したもの図 4 原子炉建物原子炉補助建物の断面と地震応答解析モデル Q( 0 4 kn) 000 評価基準値 γ= せん断力 ( 0 4 kn) 耐震壁の部材番号 : せん断ひずみは建物の各階ごとに評価しており各階ごとの耐震壁頂部の変形を各階ごとの耐震壁の高さで除した値です 2: 耐震壁のせん断ひずみ ( 図中の ) は応答スペクトル波 Ss-D と断層モデル波 Ss-~9 で最大のものを示しています γ( 0-3 ) せん断ひずみ ( 0 3 ) 図 5 耐震壁のせん断ひずみ 4

7 (2) 安全上重要な機器配管系の耐震安全性評価耐震安全性評価では原子炉を止める冷やす放射性物質を閉じ込めるといった安全上重要な機能を有する耐震 S クラスの設備だけでなくナトリウムを内包する主要な設備に対して評価を実施しました見直した基準地震動 Ss に基づき全評価対象の機器配管 ( 機器 : 約 00 機器配管 : 約 240 ライン ) の評価を行った結果発生値は評価基準値を満足しており設備の耐震安全性が確保されていることを確認しました表 4 に主要設備の耐震安全性評価結果を示します表 4 主要設備の耐震安全性評価結果主要設備評価部位評価内容発生値評価基準値 2 判定原子炉格納容器クレーン荷重発生部応力 (MPa) 下端部応力 (MPa) 上部フランジ応力 (MPa) 原子炉容器炉内構造取付部応力 (MPa) 下部サポート応力 (MPa) 炉内構造物支持構造物応力 (MPa) 5 78 次主冷却系主配管配管応力 (MPa) 次出口ノズル応力 (MPa) 次主冷却系中間熱交換器伝熱管応力 (MPa) 基礎ボルト応力 (MPa) 5 36 吸込口応力 (MPa) 次主冷却系循環ポンプオーハフローノスル応力 (MPa) 基礎ボルト応力 (MPa) 補助冷却設備主配管配管応力 (MPa) 補助冷却設備空気冷却器ダクトモーメント (kn mm) 制御棒の挿入性挿入性変位 (mm) 次主冷却系主配管配管応力 (MPa) 吸込口応力 (MPa) 次主冷却系循環ポンプオーハフローノスル応力 (MPa) 取付ボルト応力 (MPa) 4 34 ナトリウム出口ノスル応力 (MPa) 次主冷却系設備スカート応力 (MPa) 蒸気発生器 ( 蒸発器 ) 基礎ボルト応力 (MPa) : 基準地震動 Ss の発生値を示しています発生値は応答スペクトル波 Ss-D と断層モデル波 Ss-~Ss-9 で裕度 ( 評価基準値 / 発生値 ) が最も小さいものを示してます 2: 評価基準値とは基準地震動 Ss に対する耐震安全性を確認するための許容値で規格に準拠した値もしくは試験等で妥当性が確認された値です構造強度の場合は材料毎に定められた許容応力等動的機能維持評価の場合は試験で予め作動することが確認された確認済相対変位のことをいいます 3: 挿入性とは原子炉緊急停止時に制御棒が規定時間以内に挿入できることをいいます具体的には全ストロークの内 85% の範囲が.2 秒以内に挿入できることをいいます 4: 制御棒の発生値は解析によって得られた基準地震動 Ss に対する制御棒案内管と炉心上部機構下端の制御棒上部案内管の相対変位の最大値です 5: 制御棒の評価基準値 55 mmはスクラム試験において制御棒案内管と炉心上部機構下端の制御棒上部案内管に相対変位が 55 mm発生していても制御棒が規定時間以内に挿入できることを確認していることから評価基準値として記載しています 5

耐震安全性を有していることを確認しました表 5 原子炉建物基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価結果施設評価内容評価値評価基準値判定原子炉建物基礎地盤すべり安全率 9.4.

8 (3) 原子炉建物基礎地盤の安定性評価および周辺斜面の安定性評価原子炉建物基礎地盤および周辺斜面について見直した基準地震動 Ss に基づき動的な 2 次元有限要素法解析によって評価を行いました表 5 に示すとおり見直し後の基準地震動 Ss による地震力に対してもすべり安全率は評価基準値を満足しており耐震安全性を有していることを確認しました表 5 原子炉建物基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価結果施設評価内容評価値評価基準値判定原子炉建物基礎地盤すべり安全率以上周辺斜面すべり安全率.9.2 以上 : 地震随伴事象として評価検討対象とした斜面は下図に示す N 斜面頂上頂上検討対象斜面地質岩級区分堆積層 D 級 CL 級 CM 級花崗岩 CH 級 B 級玄武岩埋戻土コンクリート図 6 検討対象斜面と解析モデル図 6

(4) 屋外重要土木構造物の耐震安全性評価耐震設計上重要な機器配管系を支持する屋外重要土木構造物について地震時に機器配管系の安全機能を保持するための耐震安全性を確認しました見直した基準地震動 Ss に基づき評価を行った結果発生値は評価基準値を満足しており耐震安全性が確保されていることを確認しました評価結果を表 6 に評価対象の屋外重要土木構造物を図 7 に示します表

9 (4) 屋外重要土木構造物の耐震安全性評価耐震設計上重要な機器配管系を支持する屋外重要土木構造物について地震時に機器配管系の安全機能を保持するための耐震安全性を確認しました見直した基準地震動 Ss に基づき評価を行った結果発生値は評価基準値を満足しており耐震安全性が確保されていることを確認しました評価結果を表 6 に評価対象の屋外重要土木構造物を図 7 に示します表 6 屋外重要土木構造物の耐震安全性評価結果施設評価内容発生値評価基準値判定原子炉補機冷却系海水ポンプ室せん断力 (kn),624 2,072 送水管路カルバート部せん断力 (kn) 2,628 3,62 送水管路トンネル部せん断力 (kn) N 原子炉補機冷却系海水ポンプポンプ室送水管路カルバート部送水管路トンネル部図 7 評価対象の屋外重要土木構造物 7

(5) 地震随伴事象のうち津波に対する安全性評価活断層評価の見直しを反映し海域活断層において想定される地震に伴って発生する津波について数値シミュレーションを行いました評価結果を表 7 に津波評価の模式断面図を図 8 に示します平成 20 年 3 月報告時に比べ津波による水位上昇低下は大きくなっていますがこの想定津波によっても原子炉施設の安全性に問題のないことを確認しました表 7

10 (5) 地震随伴事象のうち津波に対する安全性評価活断層評価の見直しを反映し海域活断層において想定される地震に伴って発生する津波について数値シミュレーションを行いました評価結果を表 7 に津波評価の模式断面図を図 8 に示します平成 20 年 3 月報告時に比べ津波による水位上昇低下は大きくなっていますがこの想定津波によっても原子炉施設の安全性に問題のないことを確認しました表 7 津波に対する安全性評価結果波源発生値 ( 最高と最低 ) 評価対象と評価レベル評価上昇側大陸棚外縁 ~ B~ 野坂断層 T.P. +5.2m 2 原子炉施設 ( 敷地レベル ) 補機冷却海水ポンプ ( 防水壁のレベル ) T.P. +2.0m T.P. +6.4m 津波による水位上層に比較し敷地は十分高い防水壁を超えないため海水ポンプの機能は確保される下降側大陸棚外縁 ~ B~ 野坂断層 T.P. -5.3m 3 補機冷却海水ポンプ ( 取水限界レベル ) T.P. -2.9m 炉心の崩壊熱除去には海水による冷却を必要としない 4 : 原子炉建物原子炉補助建物総合管理棟建物タンク類敷地レベル : T.P. +2.0m( 公称値 ) 補機冷却海水ポンプ電動機設置レベル : T.P m ( 公称値 ) 補機冷却海水ポンプ取水限界レベル : T.P m ( 公称値 ) 防水壁上限レベル : T.P m ( 公称値 ) 2: 朔望平均満潮位 (T.P m) を考慮 3: 朔望平均干潮位 (T.P m) を考慮 4: 取水限界を一時的に下回ったとしてもプラントとして自然循環冷却により炉心冷却が可能図 8 津波評価模式断面図 8

11 に反映すべき事項別紙 - 耐震安全性評価の手順地質調査の実施活断層の評価 * 潟県中越沖地震を踏まえた耐震安全性評価基準地震動 Ss の策定敷地ごとに震源を特定して策定する地震動震源を特定せず策定する地震動検討用地震の選定応答スペクトルに基づく断層モデルを用いた手法による地震動評価手法による地震動評価基準地震動 Ss の耐震安全性評価新孤立した短い断層がある場合は別途評価施設の耐震安全性評価原子炉建物基礎地盤の安定性評価安全上重要な建物構築物の耐震安全性評価地震随伴事象に対する考慮 ( 原子炉建物周辺斜面の安定性 ) ( 津波に対する安全性 ) 解析結果等安全上重要な機器配管系の耐震安全性評価地震動の超過確率参照屋外重要土木構造物解析結果等耐震重要度分類*: 新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項 ( 中間取りまとめ ) について ( 平成 9 年 2 月 27 日経済産業省原子力安全保安院 ) 新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項について ( 平成 20 年 9 月 4 日経済産業省原子力安全保安院 ) 9

12 ( 別添 -2) 高速増殖原型炉もんじゅの耐震安全性評価における弾性設計用地震動 Sd による確認結果報告書の概要. はじめに平成 2 年 2 月 20 日原子力安全保安院より耐震設計審査指針の改訂に伴う既設原子力施設の耐震安全性評価の際に主要な建物や代表的な設備に関して弾性設計用地震動 Sd による確認等を行うよう要請注がありました本指示に基づき高速増殖原型炉もんじゅ ( 以下もんじゅという ) の原子炉建物原子炉注補助建物および主要施設に関して弾性設計用地震動 Sd 2 による確認結果をとりまとめ本日原子力安全保安院に結果を報告しました注 : 耐震設計審査指針の改訂に伴う既設原子力施設の耐震安全性評価における弾性設計用地震動 Sd による確認等について ( 平成 2 年 2 月 20 日経済産業省原子力安全保安院 ) 注 2: 弾性設計用地震動 Sd は施設の弾性設計に用いる地震動で基準地震動 Ss を 0.5 倍したものです報告報告のポイントポイントもんじゅの原子炉建物原子炉補助建物について弾性設計用地震動 Sd による地震応答解析を実施し弾性設計用地震動 Sd による地震力に対して施設全体が概ね弾性範囲に留まっていることを確認しましたもんじゅの主要かつ代表的設備について評価を実施し弾性設計用地震動 Sd による地震力に対して設備が評価基準値内にあり概ね弾性範囲に留まっていることを確認しました 2. 確認結果 2. 原子炉建物原子炉補助建物もんじゅの原子炉建物原子炉補助建物について弾性設計用地震動 Sd を用いて解析した結果耐震壁のせん断ひずみは第一折点以下または第一折点近傍となっており ( 図中の ) 弾性設計用地震動 Sd 3 による地震力に対して新耐震設計審査指針が求める概ね弾性範囲注に留まっていることを確認しました図に耐震壁のせん断ひずみについて示します Q( 0 4 kn) 原子炉建物原子炉補助建物耐震壁の部材番号せん断力 ( 0 4 kn) せん断ひずみ ( 0 3 ) 図耐震壁のせん断ひずみ : 耐震壁のせん断ひずみは応答スペクトル波 Sd-D と断層モデル波 Sd-~9 で最大のものを示しています 2: 耐震壁のせん断ひずみ-せん断力関係での第一折点はコンクリートのせん断ひび割れに相当第二折点は鉄筋の降伏に相当します

13 2.2 主要施設もんじゅの主要かつ代表的設備について基準地震動 Ss の地震力による発生値と評価基準値 Ⅲ A S との比較および弾性設計用地震動 Sd の地震力による発生値と評価基準値 Ⅲ A S との比較をした結果全て評価基準値 Ⅲ A S 3 以内であり新耐震設計審査指針が求める概ね弾性範囲注に留まっていることを確認しました注 3: 新耐震設計審査指針では弾性範囲の設計とは施設を弾性体とみなして応力解析を行い施設各部の応力を許容限界以下に留めることをいうなおここでいう許容限界とは必ずしも厳密な弾性限界でなく局部的に弾性限界を超える場合を許容しつつも施設全体として概ね弾性範囲に留まり得ることで十分であるとされています表主要かつ代表的設備の評価結果設備評価部位評価内容発生値評価基準値 Ⅲ A S 原子炉格納容器クレーン荷重発生部応力 (MPa) 下端部応力 (MPa) 上部フランジ応力 (MPa) 原子炉容器炉内構造取付部応力 (MPa) 下部サポート応力 (MPa) 炉内構造物支持構造物応力 (MPa) 次主冷却系主配管配管応力 (MPa) 次出口ノズル応力 (MPa) 次主冷却系中間熱交換器伝熱管応力 (MPa) 基礎ボルト応力 (MPa) 吸込口応力 (MPa) 次主冷却系循環ポンプオーハフローノスル応力 (MPa) 基礎ボルト応力 (MPa) 補助冷却設備主配管配管応力 (MPa) 補助冷却設備空気冷却器ダクトモーメント (kn mm) 次主冷却系主配管配管応力 (MPa) 吸込口応力 (MPa) 次主冷却系循環ポンプオーハフローノスル応力 (MPa) 取付ボルト応力 (MPa) 次主冷却系設備蒸気発生器 ( 蒸発器 ) スカート応力 (MPa) : 評価基準値 Ⅲ A S とは概ね弾性範囲であることを示す許容値 2: 基準地震動 Ss の地震力による発生値応答スペクトル波 Ss-D と断層モデル波 Ss-~Ss-9 で裕度 ( 評価基準値 / 発生値 ) が最も小さいものを示しています 3: 弾性設計用地震動 Sd の地震力による発生値応答スペクトル波 Sd-D と断層モデル波 Sd-~Sd-9 で裕度 ( 評価基準値 / 発生値 ) が最も小さいものを示しています 2

「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う島根原子力発電所3号機の耐震安全性評価結果中間報告書の提出について

「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う島根原子力発電所3号機の耐震安全性評価結果中間報告書の提出について平成年 9 月日中国電力株式会社発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う島根原子力発電所号機の耐震安全性評価結果中間報告書の提出について当社は本日, 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改訂に伴う島根原子力発電所号機の耐震安全性評価結果中間報告書を経済産業省原子力安全保安院に提出しましたまた, 原子力安全保安院の指示に基づく島根原子力発電所号機原子炉建物の弾性設計用地震動