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東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

工認-133 改 2

提出年月日

平成 30 年 2 月 20 日

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R2Ⅴ-2-9-1-13 原子炉建屋基礎盤の耐震性についての計算書

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1目

次

1. 概要

12. 基本方針

22.1 位置22.2 構造概要

32.3 評価方針

72.4 適用規格・基準等

10

3. 地震応答解析による評価方法

114. 応力解析による評価方法

124.1 評価対象部位及び評価方針

12

4.2 荷重及び荷重の組合せ

144.3 許容限界

164.4 解析モデル及び諸元

18

4.5 評価方法

205. 評価結果

28

5.1 地震応答解析による評価結果

28

5.2 応力解析による評価結果

28

1. 概要
原子炉建屋基礎盤は，原子炉格納容器底部に該当する部分（以下「原子炉格納容器底部コンクリートマット」という。）並びに，二次格納施設にあたる原子炉建屋原子炉棟のうち，原子炉格納容器底部コンクリートマット以外の基礎（以下「原子炉棟基礎」という。）及び原子炉建屋付属棟の基礎（以下「付属棟基礎」という。）で構成される。
本資料は，資料Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」に基づき，原子炉建屋基礎盤のうち，原子炉棟基礎及び付属棟基礎の地震時の構造強度及び機能維持の確認について説明するものであり，その評価は，地震応答解析による評価及び応力解析による評価により行う。なお，原子炉格納容器底部コンクリートマットの評価については，資料Ⅴ-2-9-1-1-1「原子炉格納容器底部コンクリートマットの耐震性についての計算書」にて実施する。
原子炉棟基礎は，設計基準対象施設においては「S クラスの施設」及び「S クラスの施設の間接支持構造物」に，重大事故等対処施設においては「常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備の間接支持構造物」に分類される。

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

付属棟基礎は，設計基準対象施設においては「S クラスの施設の間接支持構造物」に，重大事故等対処施設においては「常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備の間接支持構造物」に分類される。
以下，それぞれの分類に応じた耐震評価を示す。

1

2. 基本方針
位置
原子炉建屋基礎盤を含む原子炉建屋の位置をNT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

図 2－1 に示す。

図 2－1 原子炉建屋基礎盤を含む原子炉建屋の設置位置図

2

構造概要
原子炉棟基礎及び付属棟基礎を含む原子炉建屋基礎盤は，その上部構造である原子炉本体の基礎（以下「RPV 基礎」という。），原子炉格納容器（以下「PCV」という。
），その周囲の 1 次遮蔽壁（以下「シェル壁（S／W）」という。），原子炉棟の外壁（以下「内部ボックス壁（I／W）
」という。）及び付属棟の外壁（以下「外部ボックス壁（O／W）
」という。
）を支持する鉄筋コンクリート造の基礎スラブであり，原子炉格納容器底部コンクリートマット並びに，原子炉棟基礎及び付属棟基礎で構成される。
原子炉棟基礎は，原子炉格納容器底部の圧力バウンダリを構成する原子炉格納容器底部コンクリートマットと一体となっている。その平面規模は，南北方向 45.5 m，東西方向 42.5 m，厚さは 5.0 m で，支持地盤である砂質泥岩上に人工岩盤を介して設置されている。また，この基礎は付属棟基礎と一体となっており，付属棟基礎を含む平面規模は，南北方向 68.5 m，東西方向 68.25 m となっている。
原子炉棟基礎及び付属棟基礎を含む原子炉建屋基礎盤の概略平面図及び概略断面図を図 2－NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R02 及び図 2－3 に示す。

3

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

図 2－2 原子炉建屋基礎盤の概略平面図（EL.－4.0 m）

4

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

図 2－3（1／2） 原子炉棟基礎及び付属棟基礎を含む原子炉建屋基礎盤
概略断面図（A－A 断面）5

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

図 2－3（2／2） 原子炉棟基礎及び付属棟基礎を含む原子炉建屋基礎盤
概略断面図（B－B 断面）

6

評価方針
原子炉棟基礎は，設計基準対象施設においては「S クラスの施設」及び「S クラスの施設の間接支持構造物」に，重大事故等対処施設においては「常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備の間接支持構造物」に分類される。
付属棟基礎は，設計基準対象施設においては「S クラスの施設の間接支持構造物」に，重大事故等対処施設においては「常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備の間接支持構造物」に分類される。
原子炉棟基礎の設計基準対象施設としての評価においては，弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力または静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対する評価（以下「Ｓｄ地震時に対する評価」という。）及び基準地震動Ｓｓによる地震力に対する評価（以下「Ｓｓ地震時に対する評価」という。
）を行うこととし，それぞれの評価は，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」の結果を踏まえたものとする。ただし，通常荷重，運転時荷重及び事故時荷重が工事計画認可申請書（47 公第 12076 号

昭和 48 年 4 月 9 日認可）
（以下「既工事計画」という。
）と同NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

一であること，また，応答に対して支配的となる水平方向の弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力及び静的地震力がいずれも既工事計画の地震荷重よりも小さいことから，新たなＳｄ地震時に対する評価は行わない。
また，付属棟基礎の設計基準対象施設としての評価においては，Ｓｓ地震時に対する評価を行うこととし，その評価は，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」の結果を踏まえたものとする。
原子炉棟基礎及び付属棟基礎の評価は，資料Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」に基づき，地震応答解析による評価においては接地圧の評価を，応力解析による評価においては断面の評価を行うことで，原子炉棟基礎及び付属棟基礎の地震時の構造強度及び支持機能の確認を行う。
評価にあたっては，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」による地盤物性のばらつきを考慮する。なお，接地圧の評価においては，原子炉棟基礎及び付属棟基礎を含めた原子炉建屋基礎盤に対する評価を実施する。
また，重大事故等対処施設としての評価においては，Ｓｓ地震時に対する評価を行うこととする。ここで，原子炉棟基礎及び付属棟基礎では，運転時，設計基準事故時及び重大事故等時の状態において，圧力，温度等の条件について有意な差異がないことから，重大事故等対処施設としての評価は，設計基準対象施設と同一となる。
更に，原子炉格納容器底部コンクリートマットは設計基準対象施設においては「Ｓクラス施設」に，重大事故等対処施設においては「常設耐震重要重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備」に分類され，それぞれの分類に応じた耐震評価を実施している。原子炉棟基礎及び付属棟基礎について，原子炉棟基礎が原子炉格納容器底部コンクリートマットに接続し，付属棟基礎が原子炉棟基礎に接続していることから，原子炉格納容器底部コンクリートマットのそれぞれの分類に応じた耐震評価における荷重の組合せに対しても間接支持構造物としての機能を有していることを確認する。なお，原子炉格納容器底部コンクリートマットは，資料Ⅴ-2-9-11-1「原子炉格納容器底部コンクリートマットの耐震計算書」に示すとおり，荷重状態Ⅳ及び荷重状態Ⅴに対する評価を実施しているが，原子炉棟基礎及び付属棟基礎の機能維持の許容限界が終局耐力であることを踏まえ，原子炉棟基礎及び付属棟基礎の機能維持に対して支配的とな
7

るＳｓ地震時に対する評価を行うとすることから，本評価は，設計基準対象施設としての評価と同一となる。

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

原子炉棟基礎及び付属棟基礎の評価フローを図 2－4 に示す。

8

評価開始

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0

基本方針

地震応答解析による評価※

応力解析による評価※

接地圧の評価断面の評価○構造強度の確認○構造強度の確認○機能維持の確認・支持機能の維持

評価終了※：資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」の結果を踏まえた評価を行う。

図 2－4 原子炉棟基礎及び付属棟基礎の評価フロー

9適用規格・基準等
原子炉棟基礎及び付属棟基礎の評価において，適用する規格，基準等を以下に示す。
・ 建築基準法・同施行令
・ 鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説―許容応力度設計法－（（社）日本建築学会，1999）
・ 原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（（社）日本建築学会，2005）（以下「ＲＣ－Ｎ規準」という。）
・ 原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－1987（（社）日本電気協会）
・ 原子力発電所耐震設計技術指針

重要度分類・許容応力度編ＪＥＡＧ４６０１・補－1984（（社）日本電気協会）
・ 原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－1991 追補版（
（社）日本電気協会）
・ 2015 年版 建築物の構造関係技術基準解説書（国土交通省住宅局建築指導課・国土交通省国土技術政策総合研究所・独立行政法人建築研究所・日本建築行政会議，2015）

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0（以下「技術基準解説書」という。
）

10

3. 地震応答解析による評価方法
地震応答解析による評価において，原子炉棟基礎及び付属棟基礎の構造強度については，資料
Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」による結果に基づき，最大接地圧が許容限界を超えないことを確認する。
地震応答解析による評価における原子炉棟基礎及び付属棟基礎の許容限界は，
資料Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」に基づき，表 3－1 及び表 3－2 のとおり設定する。

表 3－1 地震応答解析による評価における許容限界

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0（設計基準対象施設としての評価）
要求

機能設計上の機能性能目標―地震力構造強度を基準地震動有すること

Ｓｓ

部位

機能維持のための許容限界

考え方（評価基準値）

最大接地圧が基礎地盤地盤の支持力度を超えないことを確認

極限支持力度
5360 kN/m2

表 3－2 地震応答解析による評価における許容限界（重大事故等対処施設としての評価）
要求

機能設計上の機能性能目標―

地震力構造強度を基準地震動有すること

Ｓｓ

部位

機能維持のための許容限界

考え方（評価基準値）

最大接地圧が基礎地盤地盤の支持力度を超えないことを確認

11

極限支持力度5360 kN/m24. 応力解析による評価方法
評価対象部位及び評価方針
原子炉棟基礎及び付属棟基礎の応力解析による評価対象部位は基礎スラブとし，3 次元 FEMモデルを用いた弾性応力解析により評価を行う。3 次元 FEM モデルを用いた弾性応力解析にあたっては，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」による結果を用いて，荷重の組合せを行う。応力解析による評価フローを図 4－1 に示す。
Ｓｓ地震時に対する評価は，地震力と地震力以外の荷重の組合せの結果，発生する応力が，「技術基準解説書」に基づき設定した許容限界を超えないことを確認する。
また，断面の評価については，地盤物性のばらつきを考慮した断面力に対して行うこととす

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0る。

12資料Ⅴ-2-2-1
原子炉建屋の評価開始

固定荷重，積雪荷重

地震応答計算書

地震荷重※

運転時荷重

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0荷重の組合せ許容限界の設定（「技術基準解説書」を参考に設定）解析モデル及び諸元の設定

応力解析

断面の評価

評価終了
※：ばらつきについては，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」に基づき設定する。

図 4－1 応力解析による評価フロー

13

荷重及び荷重の組合せ
荷重及び荷重の組合せは，資料Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」にて設定している荷重及び荷重組合せを用いる。
荷重
固定荷重（D）
原子炉棟基礎及び付属棟基礎の基礎スラブに作用する固定荷重（積載荷重を含む）
は，
表 4－1 の通り設定する。
表 4－1 固定荷重（D）

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0部

位

固定荷重 （kN）

O／W

397800I／W

392300S／W

309900PCV

20900

RPV 基礎66457

基礎版上149863

基礎自重561020

運転時荷重（P1,H1,）
原子炉格納容器底部コンクリートマットの底部において，運転時の状態で作用する荷重として次のものを考慮する。
運転時圧力（P1）
運転時圧力による荷重は次のとおりである。
・2741 kN（圧力 5.2 kPa）
運転時水圧荷重（H1）運転時の静水圧による荷重は次のとおりである。
・34700 kN14地震荷重（KS）
水平地震力及び鉛直地震力は，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」に示す
基準地震動Ｓｓに対する地震応答解析より算定される動的地震力より設定する。
Ｓｓ地震荷重を表 4－2～表 4－6 に示す。
表 4－2～表 4－6 追而
積雪荷重（S）
積雪荷重（S）は，資料Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」に記載の地震力と積雪荷重の組合せ及び資料Ⅴ-2-2-11「原子炉建屋原子炉棟の耐震性についての計算書」に基づき表4－7 のように設定する。なお，本資料において「3.3許容限界」以降で積雪荷重は，活荷重に含めて評価する。

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

表 4－7 積雪荷重
荷重及び外力について想定する状態

積雪荷重

Ｓｓ地震時

210 N/m2

荷重の組合せ荷重の組合せを表 4－8 に示す。
表 4－8 荷重の組合せ
外力の状態

荷重の組合せＳｓ地震時

DL＋SNL 地震時＋P1＋H1＋KS

DL：固定荷重（積載荷重を含む）

SNL 地震時：積雪荷重

P1：運転時圧力※

H1：運転時水圧荷重※

KS：Ｓｓ地震荷重※：原子炉格納容器底部コンクリートマットに作用

15

許容限界
応力解析による評価における原子炉棟基礎及び付属棟基礎の基礎スラブの許容限界は，資料
Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」に基づき，表 4－9 及び表 4－10 のとおり設定する。
また，コンクリート及び鉄筋の許容応力度を表 4－11 及び表 4－12 に示す。

表 4－9 応力解析による評価における許容限界（設計基準対象施設としての評価）
要求

機能設計上の機能

性能目標

地震力部位

機能維持のための許容限界

考え方（評価基準値）

部材に生じる応力が―構造強度を基準地震動有すること

Ｓｓ

基礎スラブ構造強度を確保する 「技術基準解説書」
ための許容限界を超における終局耐力NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

えないことを確認

支持機能※

機器・配管系等部材に生じる応力がの設 備 を 支持

基準地震動

する 機 能 を損Ｓｓ

基礎スラブなわないこと

支持機能を維持する 「技術基準解説書」
ための許容限界を超における終局耐力えないことを確認※：「支持機能」の確認には，「内包する設備に対する波及的影響の確認」が含まれる。

表 4－10 応力解析による評価における許容限界（重大事故等対処施設としての評価）
要求

機能設計上の機能

性能目標

地震力部位

機能維持のための許容限界

考え方（評価基準値）

部材に生じる応力が―構造強度を基準地震動有すること

Ｓｓ

基礎スラブ構造強度を確保する 「技術基準解説書」
ための許容限界を超における終局耐力えないことを確認

支持機能※

部材に生じる応力が機器・配管系等の設 備 を 支持

基準地震動

する 機 能 を損

Ｓｓ

基礎スラブ

支持機能を維持する 「技術基準解説書」
ための許容限界を超における終局耐力

えないことを確認

なわないこと※：「支持機能」の確認には，「内包する設備に対する波及的影響の確認」が含まれる。

16

表 4－11 コンクリートの許容応力度
外力の状態
Ｓｓ地震時

Fc

圧縮せん断（N/mm2）（N/mm2）（N/mm2）

22.1

14.7

1.06

表 4－12 鉄筋の許容応力度
引張及び圧縮外力の状態

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

Ｓｓ地震時

2

面外せん断補強（N/mm ）

（N/mm2）

SD345※

SD345※

345345※：建設当時の鉄筋の種類は SD35 であるが現在の規格（SD345）に読み替えた許容応力度を示す。

17

解析モデル及び諸元モデル化の基本方針
基本方針
応力解析は，3 次元ＦＥＭモデルを用いた弾性応力解析を実施する。解析には，解析コード「ＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮ Ver. 2016.1.1」を用いる。また，解析コードの検証及び妥当性確認等の概要については，付録 15「計算機プログラム（解析コード）の概要・
ＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮ」に示す。
基礎スラブについては，EL.－9.0 m～EL.－4.0 m をモデル化する。上部構造について
は，EL.－4.0 m～EL.14.0 m をモデル化し，剛性を考慮する。人工岩盤については，EL.
－17.0 m～EL.－9.0 m をモデル化する。解析モデルを図 4－2 に示す。
使用要素
解析モデルに使用するＦＥＭ要素は，基礎スラブについてはシェル要素，人工岩盤についてはソリッド要素とする。また，基礎スラブより立ち上がっている耐震壁について

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

は，梁要素として剛性を考慮する。解析モデルの節点数は 5844，要素数は 5078 である。
境界条件
支持地盤として，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」に示す地盤ばねを離散化して，水平方向及び鉛直方向のばねを人工岩盤の下端に設ける。3 次元ＦＥＭモデ
ルの水平方向のばねについては，地震応答解析モデルのスウェイばねを，鉛直方向のばねについては，地震応答解析モデルのロッキングばねを基に設定を行う。なお，基礎版と人工岩盤の境界部にはギャップ要素を設け，引張力が発生した時に浮上りを考慮する。
解析諸元
使用材料の物性値を表 4－13 に示す。

18ＰＮ68.25m
32.75m35.50mｙＡ

180°0°

ｒ ｘ32.75m

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1ｚ

θ

68.50m35.75m

90°

270°
上部耐震壁による拘束を表すはり要素
S/W

PCV

内壁

外壁

5.0m

RPV/P

8.0m

基 礎スラブ地盤(Ａ-Ａ)断面図※ギャップ要素は，基礎スラブと人工岩盤の対応する全ての節点同士を接続する。
ばね要素は，人工岩盤下端の全ての節点に設ける。

図 4－2 解析モデル
表 4－13 使用材料の物性値
コンクリートの設計基準強度
Fc（N/mm2）

ヤング係数

ポアソン比E（N/mm2）

ν

基礎版

22.1

2.21×1040.2

人工岩盤13.7

1.88×1040.2部 位19Ａ

評価方法
応力解析方法
原子炉建屋基礎盤について，3 次元ＦＥＭモデルを用いた弾性応力解析を実施する。
荷重ケース
Ｓｓ荷重時の応力は，次の荷重ケースによる応力を組み合わせて求める。
DP：固定荷重＋積載荷重＋積雪荷重

P1：運転時圧力※1

H1：運転時水圧荷重※1KSWE※2：W→E 方向 Ｓｓ地震荷重※2：S→N 方向 Ｓｓ地震荷重

KSDU※2：鉛直方向 Ｓｓ地震荷重

KSSN※1：原子炉格納容器底部コンクリートマットに作用※2：加力方向による絶対値の差異はないため，計算上の座標軸を基本として，EW 方向はNT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

W→E 方向加力，NS 方向は S→N 方向加力，鉛直方向は上向き加力を記載している。
荷重の組合せケース
荷重の組合せケースを表 4－14 に示す。
水平地震力と鉛直地震力の組合せは，「原子力発電所耐震設計技術規程ＪＥＡＣ４６０１－2008（（社）日本電気協会，2008 年）」を参考に，組合せ係数法（組合せ係数は 1.0と 0.4）を用いるものとする。

20

表 4－14 荷重の組合せケース
外力の状態

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

Ｓｓ地震時

ケース

荷重の組合せNo.
1－1

DP＋P1＋H1＋1.0KSWE－0.4KSDU

1－2DP＋P1＋H1＋1.0KSWE＋0.4KSDU

1－3DP＋P1＋H1－1.0KSWE－0.4KSDU

1－4

DP＋P1＋H1－1.0KSWE＋0.4KSDU

1－5

DP＋P1＋H1＋1.0KSSN－0.4KSDU

1－6DP＋P1＋H1＋1.0KSSN＋0.4KSDU

1－7DP＋P1＋H1－1.0KSSN－0.4KSDU

1－8DP＋P1＋H1－1.0KSSN＋0.4KSDU

1－9

DP＋P1＋H1＋0.4KSWE－1.0KSDU

1－10DP＋P1＋H1＋0.4KSWE＋1.0KSDU

1－11DP＋P1＋H1－0.4KSWE－1.0KSDU

1－12DP＋P1＋H1－0.4KSWE＋1.0KSDU

1－13

DP＋P1＋H1＋0.4KSSN－1.0KSDU

1－14

DP＋P1＋H1＋0.4KSSN＋1.0KSDU

1－15

DP＋P1＋H1－0.4KSSN－1.0KSDU

1－16

DP＋P1＋H1－0.4KSSN＋1.0KSDU

21荷重の入力方法
固定荷重，積載荷重，積雪荷重及び運転時荷重
固定荷重，積載荷重，積雪荷重及び運転時荷重は，モデル上の各節点における支配面積に応じた節点力として入力する。
地震荷重
上部構造物である RPV 基礎，PCV 及び各耐震壁からの地震時反力を考慮する。
水平地震力は，上部構造物からのせん断力及び曲げモーメントとし，せん断力は水平力に置換し，モデル上の各節点における支配面積に応じた節点力として入力し，曲げモーメントは鉛直力に置換しモデル上の各節点における支配面積に応じた節点力として入力する。
鉛直地震力は，上部構造物からの軸力とし，鉛直力に置換し，モデル上の各節点における支配面積に応じた節点力として入力する。
また，基礎スラブ内に作用する荷重については，地震時の上部構造物からの入力荷重

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1と基礎スラブ底面に発生する荷重の差をＦＥＭモデルの各要素の大きさに応じて分配し，節点力として入力する。
なお，基準地震動Ｓｓによる地震力については，Ｓｓ－Ｄ１による地震力Ｓｓ＊－１，Ｓｓ－１１～Ｓｓ－２２の 6 波による地震力を包絡した地震力Ｓｓ＊－２及びＳｓ－３１による地震力Ｓｓ＊－３の 3 つの地震力を設定する。
水平方向の地震荷重を表 4－15 に，鉛直方向の地震荷重を表 4－16 に示す。

22

表 4－15（1／2） 水平方向の地震荷重（NS 方向）
せん断力（kN）
部

位

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

Ｓｓ＊－１

Ｓｓ＊－２

Ｓｓ＊－３

O／W（東側）164000170000207000O／W（西側）162000164000208000I／W（東側）105000105000137000I／W（西側）103000104000134000

S／W

168000167000219000

PCV

39800

39800

39800

RPV 基礎

33300

33300

33300

基礎版

208900115900141900

曲げモーメント（kN･m）
部

位
Ｓｓ＊－１

Ｓｓ＊－２

Ｓｓ＊－３

O／W（東側）3620000

3720000

4160000

O／W（西側）3940000

4120000

4620000

I／W（東側）5400000

6060000

6070000

I／W（西側）5270000

5930000

5920000

S／W

5600000

6120000

6540000

PCV

849000849000849000

RPV 基礎570000570000570000

基礎版

2551000

1231000

4571000

23表 4－15（2／2） 水平方向の地震荷重（EW 方向）
せん断力（kN）
部

位

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1

Ｓｓ＊－１

Ｓｓ＊－２

Ｓｓ＊－３

O／W（北側）168000139000213000O／W（南側）170000137000213000I／W（北側）10400083000

134000I／W（南側）

98500

78300

126000

S／W

170000135000218000

PCV

39800

39800

39800

RPV 基礎

33300

33300

33300

基礎版

198400104600132900

曲げモーメント（kN･m）
部

位
Ｓｓ＊－１

Ｓｓ＊－２

Ｓｓ＊－３

O／W（北側）5420000

4780000

6160000

O／W（南側）2400000

1950000

2810000

I／W（北側）5230000

4910000

5740000

I／W（南側）5490000

51400006040000

S／W

5820000

5170000

6720000

PCV

849000849000849000

RPV 基礎570000570000570000基礎版

2321000

31000

4411000

24表 4－16 鉛直方向の地震荷重
軸部

位
Ｓｓ＊－１

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1力（kN）

Ｓｓ＊－２

Ｓｓ＊－３

O／W

202878250614

93881

I／W

20007324714992583

S／W

158049195237

73136

PCV

7550

7550

7550

RPV 基礎

62900

62900

62900

基礎版

26255032655058950

25断面の評価方法
原子炉棟基礎及び付属棟基礎の基礎スラブについて，軸力及び曲げモーメント並びに面外せん断力が，各許容値を超えないことを確認する。
軸力及び曲げモーメントに対する断面の評価方法
各断面は，軸力及び曲げモーメントを受ける鉄筋コンクリート造長方形仮想柱として算定する。
断面の評価は，評価対象部位に生じる曲げモーメントが，次式に示す「技術基準解説

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0書」に基づいて求めた柱の曲げ終局強度を超えないことを確認する。

MU

0.8at･σy･D 0.12b･D2･Fc

MU

0.8at･σy･D 0.5N･D 1MU

0.8at･σy･D 0.4N･D

N max NN max 0.4b･D･Fc

Nb･D･Fc

0.4b･D･Fc＜N ≦ N max のとき
0 ≦ N ≦ 0.4b･D･Fc のとき
N min ≦ N＜0 のとき

ここで，

MU

：曲げ終局強度（N･m）

N max：中心圧縮時終局強度であり，次の計算式により計算した値（N）

N max
N minb･D･Fc ag･σy：中心引張時終局強度であり，次の計算式により計算した値（N）

N minag･σyN：柱軸方向力であり，圧縮を正とする。
（N）

at：引張主筋断面積（mm2）ag：柱主筋全断面積（mm2）b：柱断面幅（mm）

D：柱断面せい（mm）

σy：鉄筋の引張に対する材料強度であり，表 4－7 に示す値の 1.1 倍を用いる。
（N/mm2）

Fc：コンクリートの圧縮に対する材料強度（N/mm2）

26面外せん断力に対する断面の評価方法
断面の評価は，「ＲＣ－Ｎ規準」の機能保持検討に基づき，評価対象部位に生じる面外せん断応力度が，次式に示す「技術基準解説書」に基づいて求めた梁のせん断終局強度を超えないことを確認する。

0.23

QSU

0.068pt
M/ Q･dFc 18
0.12

0.85 pw･σwy b･j

ここで，

Q SU

：せん断終局強度（N）

pt：引張鉄筋比（％）

Fc：コンクリートの圧縮に対する材料強度（N/mm2）

M/Q：強度算定断面におけるモーメント M とせん断力 Q の比NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R1（ただし， 1 ≦ M/ Q･d ≦ 3 ）d：断面の有効せい（mm）

pw：面外せん断力に対する補強筋の鉄筋比であり，次の計算式により計算した値

pw

awb･xa w ：面外せん断力に対する補強筋の断面積（mm2）x ：面外せん断力に対する補強筋の間隔（mm）

σwy：面外せん断力に対する補強筋の許容引張応力度であり，表 4－7 に示す値
（N/mm2）b：断面の幅（mm）

j：断面の応力中心間距離で，断面の有効せいの 7/8 倍の値（mm）

応力平均化については，必要に応じて追而
解析コードについては，追而27

5. 評価結果
5.1 地震応答解析による評価結果
追而
5.2 応力解析による評価結果

NT2 補② Ⅴ-2-9-1-13 R0E

追而28