1号機 設備健全性確認状況について ·...
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設備小委 11－2－２
1号機 設備健全性確認状況について
平成２０年１２月１２日
1
１号機の点検状況(1/2)
これまで点検・評価計画書に基づき、以下について点検を実施。
炉内点検を実施済み。
主要設備として、解析を先行して実施した以下の機器・部位について基本点検として外観目視検査を実施。残留熱除去系ポンプについては基本点検として作動試験も実施。
原子炉圧力容器基礎ボルト／炉心支持構造物（シュラウドサポート）／残留熱除去系配管（Ｂ系及びＣ系）／残留熱除去系ポンプ（Ｂ系）／主蒸気配管（１ライン）／原子炉格納容器
原子炉圧力容器ノズル部、原子炉建屋天井クレーン、格納容器内の一部構造物（Ｓ／Ｃスプレイヘッダ等）、使用済燃料貯蔵プール内のラックについて基本点検を実施。
2
１号機の点検状況(2/2)
この他、地震発生以降、順次主要な動的機器に対して試運転を行い、運転状態に問題の無い事を確認している。 代表的なものを以下に示す。
＜非常用電源＞非常ディーゼル発電機 ３台＜安全系（直接系）ポンプ＞残留熱除去系（RHR）ポンプ A系、C系低圧炉心スプレイ系（LPCS）ポンプ高圧炉心スプレイ系（HPCS）ポンプほう酸水注入系（SLC）ポンプ ２台＜安全系（間接系）ポンプ＞非常用補機冷却ポンプ（RHIW、EEIW） ３台非常用補機冷却海水ポンプ（RHSW） ２台＜非常用ファン＞中央制御室送・排風機 各１台＜常用系＞制御棒駆動水ポンプ ２台原子炉冷却材浄化系ポンプ ２台
また、地震直後より継続して運転した実績のあるものについては、当該機器の運転中に、運転状態に問題が無いことを確認している。
3
１号機 設備健全性評価の概要設備健全性評価の概要
柏崎刈羽１号機の以下の対象設備に対し、次のように点検、解析方針を策定し
設備の健全性の確認を行っている。
点検 解析評価
基本点検予め計画する
追加点検構造強度 機能維持
原子炉圧力容器（基礎ボルト）
静的機器 目視点検 ●
打診試験 ○
－ ● －
炉心支持構造物（シュラウドサポート）
静的機器 目視点検 ● － ● －
原子炉格納容器（ドライウェル）
静的機器 目視点検 ● － ● －
残留熱除去系
（ＲＨＲ）ポンプ（Ｂ）
動的機器 目視点検 ●
作動試験 ●
(性能、振動、温度)
(異音、異臭、漏洩)
打診試験 ●
（基礎ボルト）
－ ● ●
残留熱除去系配管
主蒸気系配管
静的機器 目視点検 ●(実施中)
漏洩確認 ○
非破壊検査 ●
（最大応力発生部）
● －
対象設備 種別
点検・解析内容一覧
○：今後実施 ●：実施済または実施中
4
解析評価結果（主要設備の構造強度評価）
確認対象 固有周期※1 応力分類 算出値（MPa）※2
評価基準値(ⅢAS)（MPa）※2，※3
評価方法※4
原子炉圧力容器（基礎ボルト）
0.11
0.09
0.05以下
残留熱除去系配管 0.09 一次 90 270 B
0.12
組合せ 30 490
0.05以下
A
炉心支持構造物（シュラウドサポート）
軸圧縮 50 230 Ｂ
A
主蒸気系配管 一次 290 310 B
原子炉格納容器（ドライウェル）
一次 30 340
残留熱除去系ポンプ（基礎ボルト）
引張 20 490
A
※1 固有周期は水平方向，小数第３位を四捨五入したものを記載
※2 算定値は１桁目を切り上げ，許容応力は1桁目を切り捨てた数値を記載
※3 原子力発電所耐震設計技術指針 重要度分類・許容応力編（JEAG4601・ 補-1984）に従い，設計時より見直したものを記載
※4 Aは「簡易評価」，Bは「設計時と同等の評価」を示す
5
解析評価結果（主要設備の動的機能維持評価）
水平加速度（G※２） 鉛直加速度（G※２）
固有周期※1算出値※３
機能確認済加速度
算出値※３
10.0 0.5
機能確認済加速度
0.05以下残留熱除去系ポンプ 0.7 1.0
確認対象
※1 固有周期は水平方向，小数第３位を四捨五入したものを記載※2 G＝9.80665（ｍ/ｓ2）※3 算出値は小数第2位を切り上げた数値を記載
6
点検状況の概要
目視点検及び緩み確認を実施し，異常のないことを確認。
基礎ボルトの打診試験を計画中。
解析結果
原子炉圧力容器基礎ボルトに発生する組合せ応力を解析的に求め，許容応力値以下であることを確認。
評価部位 応力分類 発生応力（MPa） 許容応力(ⅢAS)（MPa）
基礎ボルト 組合せ 30 490
原子炉圧力容器基礎ボルト外観図
原子炉圧力容器基礎ボルト評価の概要
構造強度評価
※2 発生応力値は１桁目を切り上げ，許容応力は1桁目を切り捨てた数値を記載
7
原子炉圧力容器
シュラウドサポートレグ
シュラウドサポートプレート
点検状況の概要
水中カメラによる目視点検を実施し，異常のないことを確認。
解析結果
シュラウドサポートレグに発生する軸圧縮応力を解析的に求め，許容応力値以下であることを確認。
シュラウドサポートレグを炉心側から目視点検する様子
シュラウドサポートレグ
制御棒案内管
シュラウドサポートシリンダー
シュラウドサポートレグに関する評価の概要
確認対象 応力分類 算出値（MPa） 許容応力(ⅢAS)（MPa）
炉心支持構造物 （シュラウドサポート）
軸圧縮 50 230
構造強度評価
残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプに関する評価の概要（１）
8
地震後の状況（ＲＨＲ（Ｂ）ポンプ）
地震発生当時、RHRポンプは最大熱負荷モード（スキマサージタンクからの水を吸い込み、冷却して、燃料プールへ戻すループ）にて運転中であった。地震による影響で、燃料プールのスキマサージタンク水位が低下したためポンプの吸い込み量が不足することから、 RHRポンプを手動停止した。翌日最大熱負荷モードにて再起動し、運転状態に異常のない事を確認した。
RHRポンプ点検結果一覧
点検項目 点検結果
外観目視点検 機器の変形、芯合わせ不良、傾き、隙間の異常、ボルト締付部の緩み、移動の形跡、部品の破損、脱落及び機器表面における異常がないこと。
異常なし
作動試験 試運転を行い、吐出圧力・吸込圧力・流量・軸受温度・振動電流測定・異音・異臭・漏洩などの性能確認において、異常のない事
異常なし
点検状況の概要
ポンプ外観の目視点検、作動試験を実施し異常なし。
基礎ボルトの打診点検を実施し異常なし。
※使用済み燃料貯蔵プールを冷却する運転モード
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残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプに関する評価の概要（２）
振動値・周波数とも地震発生前後に顕著な変化は認められない。地震後の振動値に 一時的な変化が見られたが、管理値と比べても低く、損傷と推定される傾向ではない。
測定箇所 1号機 残留熱除去系ポンプ（B）ポンプ側（水平方向：吐出配管方向）
①地震前 2007年2月13日
②地震後 2007年8月27日
③2007年10月22日
④2007年10月23日
⑤地震後最新 2008年3月6日
地震発生2007年7月16日
①地震前2007年2月13日
②地震後2007年8月27日 ⑤地震後最新
2008年3月6日
③地震後2007年10月22日
ポンプの流体変動による一時的な増加と推定
④地震後2007年10月23日再測定を実施
(mm/s)
11（管理値）
振動速度
測定年月
状態監視保全データ（振動診断）
9
10
残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプに関する評価の概要（３）
解析結果（RHR（B）ポンプ） ＲＨＲポンプの基礎ボルトに発生する引張応力を解析的に求め、許容応力値 以下であることを確認した。またＲＨＲポンプの動的機能維持についても確認 を行い、動的機能が維持されることを確認した。
RHRポンプ基礎部外観
基礎ボルト
評価部位 応力分類 発生応力（MPa） 許容応力(ⅢAS)（MPa）
基礎ボルト 引張 20 490
水平加速度（G※1） 鉛直加速度（G※1）
応答加速度 機能確認済加速度 応答加速度 機能確認済加速度
0.7 10.0 0.5 1.0
構造強度評価
動的機能維持評価
※１ G = 9.80665(m/s2)
11
配管（残留熱除去系ＲＨＲ）の評価の概要（１）地震後の状況
地震発生当時、 RHRポンプは最大熱負荷モードにて運転中であった。地震による影響で、燃料プールのスキマサージタンク水位が低下したため、RHRポンプを手動停止した。再起動後、配管からの原子炉冷却材の漏洩はなく、配管の機能を維持した。
点検状況の概要
配管の目視点検を実施中であり、現時点において異常なし。
最大応力発生部を対象に浸透探傷試験（ＰＴ）超音波探傷試験（ＵＴ）
を実施し異常なし。
配管の残りの部位について目視点検を継続して実施。
漏洩確認（基本点検）を今後実施
残留熱除去系配管（解析対象部）の点検結果一覧
点検項目 点検結果
目視点検 表面に強度・性能に影響を及ぼす恐れのある傷、割れ、変形、摩耗、腐食、浸食等がないこと。
異常なし
浸透探傷試験（ＰＴ） 配管表面にある傷を検出 異常なし
超音波探傷試験（ＵＴ） 配管内部にある傷を検出 異常なし
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配管（残留熱除去系ＲＨＲ）の評価の概要（２）解析結果（残留熱除去系（RHR）配管）
残留熱除去系配管低圧注入ライン、エルボ部に発生する一次応力を解析的に求め、
許容応力値以下であることを確認した。
残留熱除去系配管外観
応力分類 発生応力（MPa）
許容応力(ⅢAS)（MPa）
一次 90 270
原子炉圧力容器
原子炉格納容器貫通部
最大応力発生点
最大応力発生部構造強度評価
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配管（主蒸気系ＭＳ）の評価の概要（１）地震後の状況
地震時１号機は停止中であり、主蒸気系配管は常温、大気圧の状態であった。
点検状況の概要
配管の目視点検を実施中であり、現時点において異常なし。
最大応力発生部を対象に浸透探傷試験（ＰＴ）超音波探傷試験（ＵＴ）
を実施し異常なし。
配管の残りの部位について目視点検を継続して実施。
漏洩確認（基本点検）を今後実施
主蒸気系配管（解析対象部）の点検結果一覧
点検項目 点検結果
目視点検 表面に強度・性能に影響を及ぼす恐れのある傷、割れ、変形、摩耗、腐食、浸食等がないこと。
異常なし
浸透探傷試験（ＰＴ） 配管表面にある傷を検出 異常なし
超音波探傷試験（ＵＴ） 配管内部にある傷を検出 異常なし
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配管（主蒸気系ＭＳ）の評価の概要（２）解析結果（主蒸気系（MS）配管）
主蒸気系配管から分岐している主蒸気逃がし安全弁用管台近傍において発生する
一次応力を解析的に求め、許容応力値以下であることを確認した。
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
主蒸気系配管外観
最大応力発生部
応力分類 発生応力（MPa）
許容応力(ⅢAS)（MPa）
一次 290 310
構造強度評価
15
原子炉格納容器の評価の概要
応力分類 発生応力（MPa）
許容応力(ⅢAS)（MPa）
一次 30 340
構造強度評価
最大応力発生点
点検状況の概要
原子炉格納容器の内側より目視点検を実施し，異常のないことを確認。
解析結果
原子炉圧力容器に発生する一次応力を解析的に求め，許容応力値以下であることを確認。
最大応力発生点近傍（PCV 応力評価F点）
（T.P. –0.6525 m 0°付近）
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使用済燃料貯蔵ラックの点検状況
点検内容について①水中カメラにて全てのラック上面を確認し、変形等異常の無いことを確認（写真左上）②全てのラックの空セル内については地震により異物が入り込んでいないことを確認（写真左下）③地震に対し厳しい条件のラックの代表として、使用済み燃料が満貯蔵されているラックについて、最外周のボルトについて緩みが無いことを目視及びレンチを用いて手回しによる締め付けが出来ないことで確認（写真右下）
上記確認において異常は認められなかった。
１号機は本地震時において定検中 のため， 燃料を炉心から燃料プール内の燃料ラックに移送して納めていた。 ｛燃料プール内保管数 ２６９４／２７９０（体）｝
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残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプ（Ｂ）の点検状況
過去５回の試運転振動データ比較（地震時運転中）
Ｋ－１ RHRポンプ(B)試運転時の振動値
0
2
4
6
8
10
H10.11.10 H12.4.6 H13.6.28 H14.10.7 H17.9.30 地震後
実施時期
最大振動値(μm)
地震後
H20.1.30
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１号機 配管等の点検進捗
点検進捗率
配管 ４９％
配管サポート ４８％
ダクト ６５％
ダクトサポート ６０％
計装配管・サポート １２％
計装ラック ８％
ケーブルトレイ・サポート １４％
電線管・サポート １１％
ケーブルトレイ・電線管
計装配管
空調ダクト
配管
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（参考）
地震応答解析の条件について
20
原子炉建屋 床応答スペクトル（１／５）
（水平方向） （上下方向）KK-1 R/B TMSL +24.5m （減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL +18.0ｍ（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL +24.5m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
KK-1 R/B TMSL +18.0m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
天井 クレーン階
３階
21
原子炉建屋 床応答スペクトル（２／５）
（水平方向） （上下方向）KK-1 R/B TMSL +12.8m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
観測波（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL + 5.3m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL +12.8m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
観測波（ 上下）
KK-1 R/B TMSL + 5.3m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00
周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
観測波を使用 観測波を使用２階
１階
22
原子炉建屋 床応答スペクトル（３／５）
（水平方向） （上下方向）KK-1 R/B TMSL - 2.7m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL - 9.7m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL - 2.7m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
KK-1 R/B TMSL - 9.7m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00
周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
地下
１階
地下
２階
23
原子炉建屋 床応答スペクトル（４／５）
（水平方向） （上下方向）KK-1 R/B TMSL -16.1m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00
周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL -25.1m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
建屋応答解析結果（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL -16.1m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00
周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
KK-1 R/B TMSL -25.1m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
建屋応答解析結果（ 上下）
地下
３階
地下
４階
24
原子炉建屋 床応答スペクトル（５／５）
（水平方向） （上下方向）
KK-1 R/B TMSL -32.5m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00周期（秒）
加速度(G)
建設時設計地震動（NS,EW包絡）
観測波（NS,EW包絡）
KK-1 R/B TMSL -32.5m（減衰1.0%）
0. 0
2. 0
4. 0
6. 0
8. 0
0. 01 0. 10 1. 00
周期（秒）
加速度(G)
建設時静的震度（ 上下）
観測波（ 上下）
観測波を使用 観測波を使用基礎版上
25
大型機器の地震応答解析用連成モデル（１／２）
（原子炉格納容器‐原子炉圧力容器解析モデル）
原子炉しゃへい壁，原子炉本体基礎，原子炉圧力容器のモデル化
圧力容器
（1.0，1.0）原子炉格納容器
（1.0，1.0）
原子炉建屋
（5.0，5.0）
原子炉本体基礎
（5.0，5.0）
原子炉遮へい壁
（5.0，5.0）
（ ）内は減衰定数[%]（水平，上下）
原子炉建屋
原子炉遮へい壁
原子炉本体基礎 原子炉格納容器
モデル化
26
大型機器の地震応答解析用連成モデル（２／２）
（炉内構造物解析モデル）
制御棒案内管（1.0，1.0）
制御棒駆動機構ハウジング（3.5，1.0）
モデル化
（ ）内は減衰定数[%]（水平，上下）
炉心シュラウド（1.0，1.0）
定期検査時状態（ウェル満水，ＰＣＶおよびＲＰＶヘッドなし，気水分離器およびシュラウドヘッドなし，燃料集合体なし）における解析モデルとする。
炉内構造物（定検状態）水平方向解析モデル
27
主蒸気系配管解析
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
○解析条件 設計時 本評価
圧力条件 87.90kg/cm2 同左
温度条件 302℃ 同左
管外径 660.40mm（主管） 同左
管肉厚 33.30mm（主管） 同左
材料 STS480（旧記号 STS49）（主管） 同左
減衰定数 0.5% 2.0%
入力条件 静的震度，設計用地震動 シミュレーションによる地震動
最大応力発生点
28
残留熱除去系配管解析
原子炉圧力容器
原子炉格納容器貫通部
○解析条件 設計時 本評価
圧力条件 87.90kg/cm2 同左
温度条件 302℃ 同左
管外径 318.50mm 同左
管肉厚 21.40mm 同左
材料 STS410
（旧記号 STS42）
同左
減衰定数 0.5% 2.5%
入力条件 静的震度，設計用地震動 シミュレーションによる地震動
最大応力発生点
29
シュラウドサポートレグ解析
○解析条件 設計時 本評価
温度条件 297℃ 同左
材料 NCF１－P（NCF600-P相当） 同左
入力条件 設計用地震動を用いた建屋-機器連成解析で算出された地震力
シミュレーションによる地震動を用いた建屋-機器連成解析で算出された地震力
シュラウドサポートプレート
原子炉圧力容器
シュラウドサポートレグ
30
残留熱除去系ポンプ基礎ボルト評価
○解析条件 設計時 本評価
温度条件 －※ 66℃
材料 SNCM439 同左
入力条件 静的震度，設計用地震動 シミュレーションによる地震動
※鋼構造設計基準を使用しているため，温度条件なし。
残留熱除去系ポンプ設置レベル
31
圧力容器基礎ボルト評価
○解析条件 設計時 本評価
温度条件 57℃ 同左
材料 SNCM439（旧記号 SNCM８） 同左
入力条件 設計用地震動を用いた建屋-機器連成解析で算出された地震力
シミュレーションによる地震動を用いた建屋-機器連成解析で算出された地震力
32
原子炉格納容器（ドライウェル）評価
○解析条件 設計時 本評価
温度条件 171℃ 同左
材料 SGV480
（旧記号 SGV49）
同左
入力条件 設計用地震動を用いた建屋-機器連成解析で算出された地震力
シミュレーションによる地震動を用いた建屋-機器連成解析で算出された地震力
33
配管系の減衰定数について
本地震応答解析では，試験等により妥当性が確認された下記減衰定数を適用
減衰定数(%)配管区分
保温材有※ 保温材無
Ⅰスナバ及び架構レストレイント支持主体の配管系で，その支持具（スナバ又は架構レストレイント）の数が4個以上のもの
3.0（2.5） 2.0
Ⅱスナバ，架構レストレイント，ロッドレストレイント，ハンガ等を有する配管系で，アンカ及びUボルトを除いた支持具の数が4個以上であり，配管区分Ⅰに属さないもの
2.0（1.5） 1.0
ⅢUボルトを有する配管系で，架構で水平配管の自重を受けるUボルトの数が4個以上のもの
3.0 2.0
Ⅳ 配管区分Ⅰ，ⅡおよびⅢに属さないもの 1.5（1.0） 0.5
※「原子力発電所耐震設計技術指針JEAG4601-1991追補版」から変更した箇所を下線で示す。また，変更前の値を括弧内に示す。
保温材の付加減衰定数
無機多孔質保温材→0.5％から1.0％に変更金属保温が混在→配管全長に対する金属保温材の割合が40％以下の場合に限り1.0％の付加減衰を適用
Uボルトを用いた配管系の減衰定数配管自重を受けるUボルト支持具を4個以上有する配管系に対しては，減衰定数を2.0％に設定
参考資料：「配管系設計用減衰定数適正化に関する検討，第9回機器・配管系検討会資料No.9-3-2-2(5)」，（社）日本電気協会，2006年5月