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TK-1-555 改 0
平成 30 年 5 月 14 日
日本原子力発電株式会社
本資料は，「Ⅴ－1－8－3 原子炉格納施設の基礎に関する説明書」の補足説明資料に含める説明内容を記載したものである。

東海第二発電所 原子炉建屋基礎盤
耐震及び強度設計上の建設工認時からの条件及び評価に関する差分整理とその影響について
1. はじめに本資料では，耐震及び強度設計上の建設工認時からの条件及び評価に関する差分抽出とその影響について明確にする。
建設工認時からの差分抽出では，適用規格，新規荷重及び評価方法のほか，仕様変更（改造）について，格納容器底部コンクリートマットを含む原子炉建屋基礎盤に対して影響を及ぼす差分要因を抽出する。また，これらの差分による影響について考察し，抽出される差分要因が耐震及び強度設計上に大きく影響しないことを確認する。
2. 概要
建設工認時からの適用規格，新規荷重及び評価方法のほか，仕様変更（改造）について今回工認との差分を調査した。
その結果，適用規格については，建設工認時では「新型格納容器底部に関する仕様（S47.10）」が，今回工認では「CCV 規格(2003)」が適用され，適用規格に差分が見られた。また，評価方法における断面算定法については，建設工認時では日本建築学会「鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説」が，今回工認では「CCV 規格(2003)」が適用されており，更に CCV 規格（2003）の出典を確認すると同学会の計算規準が適用されており，底部マットの対しては，近年，終局強度型の耐震設計の考え方が導入されるものの，いずれも基本的には，許容応力度設計体系を逸脱するものではなく差分は見られない。更に建設工認時からの仕様変更（改造）については，変更履歴調査した結果，格納容器底部コンクリートマットを含む原子炉建屋基礎盤に対して直接影響を及ぼすような仕様変更（改造）は見られなかった。
適用規格の差分による影響について，双方の記載内容を比較した結果，差分が見られる箇所は，「荷重とその組合せ」であった。
そのため，「新型格納容器底部に関する仕様（S47.10）」に基づく荷重組合せの荷重内容と「CCV 規格(2003)」及び「BWR，Mark-Ⅱ型格納容器圧力制御系に加わる動荷重の評価指針（11-03-01-12）」において構造設計上必要となる荷重内容の差分を整理した結果，水力学的動荷重に建設工認時との設計上の差分があり，当時はこの荷重は考慮されていなかった。その新規荷重による差分の影響については，水力学的動荷重により底部コンクリートマットに作用する応力は，通常運転時の荷重の数パーセント程度であるため，鉄筋コンクリート躯体にとって，その影響はほとんど無い。
1

従って，これらの差分が設計条件への論点とはならないと判断した。なお，上記の最新の規格・指針を踏まえて，新規荷重を考慮し，今回工認で評価を実施する。
3. 構造
原子炉建屋基礎盤は，原子炉格納容器底部に該当する原子炉格納容器底部コンクリートマット並びに，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。図 1 に原子炉建屋断面図を示す。

図 1 に原子炉建屋断面図

4. 建設工認時からの差分整理
4.1 適用規格・基準類について
表 1 に原子炉格納容器底部コンクリートマットを含む原子炉建屋基礎盤の建設工認時と今回工認にける適用規格・基準類の比較を示す。
2

建設工認時では，原子炉建屋基礎盤の設計については，日本建築学会「鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説」が適用されており，原子炉格納容器のドライウェル及びサプレッションチェンバの基本版厚の決定に関する計算に対しては，「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（通商産業省告示 501 号）昭和 45 年 9 月 3 日付」が用いられており，その格納容器底部コンクリートマットに対しては，当時，新型格納容器底部の設計・施行に適用することを目的として「新型格納容器底部に関する仕様（昭和 47 年 10月）」が採用されている。
（詳細は参考資料-1 に「新型格納容器底部に関する仕様（昭和47 年 10 月）」を参照）
この仕様は，当時，関西電力（株）大飯発電所第 1,2 号機，東京電力（株）福島発電所第 6 号機および日本原子力発電（株）東海第 2 発電所に採用される格納容器において，その底部構造として，鉄筋コンクリートに強度を，ライナーに耐漏洩性をもたせたものが新型格納容器となるため，これらの構造の妥当性を検討するための技術顧問会において承認されたものである。（詳細は参考資料-2 に「コンクリートコンテナー検討会報告書」を参照）
なお，その仕様の適用範囲としては，新型格納容器底部の材料，設計，施工および試験・検査に関する仕様が示されており，適用対象としては，鉄筋コンクリート・マット（格納容器コンクリート圧力障壁部），ライナー部，ナックル部および格納容器胴アンカー部とされている。
一方，今回の工認においては，原子炉建屋基礎盤の設計については，日本建築学会「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－（1999）」，同「原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（2005）」，日本電気協会「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－1987」，同「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」，同「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１－1991 追補版」
，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 年版 建築物の構造関係技術基準解説書」を適用している。原子炉格納容器底部コンクリートマットに対しては，日本機械学会「発電用原子力設備規格

コンクリート製原子炉格納容器規格（2003）」（以下「ＣＣＶ規格」という。
）を適用している。
以上より，建設工認当時と今回工認における適用規格・基準類を比較すると，原子炉建屋基礎盤に対しては，当時から規準改定があるものの，共に同学会計算規準を採用しており，今回工認では更に日本電気協会の指針を盛り込んでいる。一方，格納容器底部コンクリートマットに対しては，限定されるプラントに対してのみ適用される当時の仕様から，今回工認では規格化されている日本機械学会の CCV 規格を採用している点で大きな差分がある。
次節では，当時採用された「新型格納容器底部に関する仕様」と「CCV 規格」との構造設計上での差分について整理する。
3

表 1 原子炉格納容器底部コンクリートマットを含む原子炉建屋基礎盤の建設工認時と今回工認にける適用規格・基準類の比較
今回工認
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）
原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ（社）日本電気協会）
４６０１－1987（
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ＪＥＡＧ
４６０１－1991 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）
原子炉格納容器底部
新型格納容器底部に関する仕様
発電用原子力設備規格 コンクリート製
コンクリートマット（昭和 47 年 10 月）※
原子炉格納容器規格（（社）日本機械学会，2003）
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ＪＥＡＧ
４６０１－1987（（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ＪＥＡＧ
４６０１－1991 追補版（（社）日本電気協会）※：「新型格納容器底部に関する仕様（昭和 47 年 10 月）」は，当時，関西電力（株）大飯発電所第 1,2 号機，東京電力（株）福島発電所第 6 号機および日本原子力発電（株）東海第 2 発電所に採用される格納容器において，その底部構造として，鉄筋コンクリートに強度を，ライナーに耐漏洩性をもたせたものが新型格納容器となるため，これらの構造の妥当性を検討するための技術顧問会において承認されたものである。
原子炉建屋基礎盤（原子炉棟基礎，付属棟基礎）

建設工認時
日本建築学会「鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説」

4

4.2 「新型格納容器底部に関する仕様」と「CCV 規格」との構造設計上の差分について
表 2 に「新型格納容器底部に関する仕様」と「CCV 規格」との構成（設計章）の比較を示す。なお，ここでは，鉄筋コンクリート部の設計に着目して，以下記述する。
参考資料 2 に記載される「新型格納容器底部に関する仕様（以下，「底部仕様」という）」と CCV 規格の記載内容の比較について，今回工認で採用する CCV 規格は，建設工認時に用いていた底部仕様の記載内容と比べ，主要項目は概ね同様であるが，構造設計上の必要な情報が細分化し，規格化されている。その設計については，近年の研究開発による設計の合理化や解析計算機の速度および計算容量の進歩と共に複雑な検討が可能になりつつあるが，構造的な設計概念については，CCV 規格内で引用される規格規準
類は，底部仕様内で引用されている日本建築学会「鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説」を鑑みると，一定の当時からの設計概念の連続性が見られる。
一方，双方の記載内容で差分が見られる箇所としては，「荷重の組合せ」である。
図 2 に底部仕様内及び建設工認時の荷重組合せの記載を，図 3 に CCV 規格の別表 4の抜粋を示す。双方を比較すると，底部仕様で記載される「荷重組合せ種別」が CCV 規格では，各荷重状態が設定され，各荷重状態に応じて，コンクリート部に作用する荷重について，運転時圧力・温度荷重，異常時圧力・温度荷重等が設定され，それらの荷重が組合されている。これらの比較より，明らかに荷重組合せの設定について，建設工認時から差異が見られる。
また，CCV 規格の別表 4 の表中には記載されていないが，その解説箇所においては，「水力学的動荷重」についての記載がある。
ここで，図 4（1/3~3/3）に CCV 規格の解説の抜粋を示す。
解説に記載されるように，沸騰水型原子炉特有の事象について，荷重状態Ⅱの逃がし安全弁作動時は，沸騰水型原子炉において，運転中の原子炉系の過渡的な圧力上昇を抑えるため，主蒸気配管に設けられた逃がし安全弁が作動する状態をいう。逃がし安全弁作動時に蒸気は，排気管を通って，サプレッションプール水中に導かれる。この蒸気の放出に先立ち，排気管内の非凝縮性ガスがサプレッションプール水中に吹き出し，気泡が膨張，収縮をすることにより，圧力荷重が原子炉格納容器に作用する。
また，荷重状態Ⅲの異常時においては，「本事象の発生状況を検討し適切に組み合わせるものとする。」とされており，沸騰水型原子炉においては，「サプレッションプール水の水力学的動荷重も考慮するものとする。ただし，異常発生直後のプール水揺動による水力学的動荷重については，非常に短期間の事象であることから，荷重状態Ⅳのジェット力作用時において適切に考慮するものとする。
」とされている。
このように，別表 4 においては，陽には記載されていないが，沸騰水型原子炉においては，異常時に作用する荷重として，サプレッションプール水の水力学的動荷重も含むことが明記されている。

5

表 2 「新型格納容器底部に関する仕様」と「CCV 規格」との構成（設計章）の比較
規格・基準類構成

建設工認時「新型格納容器底部に関する仕様」

今回工認「CCV 規格」

第 3 章 設計
3.1 一般3.1.1 コンクリートマット
3.1.2 ライナー部
3.1.3 ナックル部
3.1.4 格納容器胴アンカー部

CVE-3000 設計
CVE-3100 一般事項
CVE-3110 コンクリート製原子炉格納容器の設計
CVE-3120 用語の定義
CVE-3130 記号の定義

3.2 荷重組合せ
3.2.1 荷重
3.2.2 荷重組合せ

CVE-3200 荷重および荷重の組合せ
CVE-3210 コンクリート部に作用する荷重
CVE-3220 ライナプレート，ライナアンカ等に作用する荷重3.3 設計および解析手法

CVE-3300 コンクリート部の解析手法
CVE-3310 構造解析手法
CVE-3320 解析に用いる材料定数CVE-3330 熱応力の扱い

3.4 設計許容値
3.4.1 鉄筋コンクリートマット
3.4.2 ライナー部
3.4.3 ナックル部
3.4.4 格納容器胴アンカー部

CVE-3400 コンクリート部の許容応力度
CVE-3410 コンクリート
CVE-3420 鉄筋

3.5 設計詳細
3.5.1 鉄筋コンクリート

CVE-3500 コンクリート部の設計
CVE-3510 シェル部
CVE-3520 トップスラブ部および底部
CVE-3530 貫通部等
CVE-3540 配筋詳細
CVE-3550 プレストレスシステム

3.5.2 ライナー部

CVE-3600 ライナプレート，ライナアンカ等の設計
CVE-3610 ライナプレート
CVE-3620 ライナアンカ
CVE-3630 貫通部スリーブおよび附属物
CVE-3640 貫通部アンカ
CVE-3650 ライナプレート，ライナアンカ等の機械的荷重に対する評価

3.5.3 ナックル部
3.5.4 格納容器胴アンカー部

CVE-3700 ナックルおよび胴アンカの設計
CVE-3710 ナックル
CVE-3720 胴アンカ

6

（a）底部仕様（b）建設工認時

図 2 底部仕様内の記載及び工認時底部コンクリートマットの荷重組合せの記載 抜粋

7

8
図3

CCV 規格の別表 4 の抜粋

図4CCV 規格の別表 4 解説
9抜粋（1/3）

図4CCV 規格の別表 4 解説

10抜粋（2/3）

図4

CCV 規格の別表 4 解説
11抜粋（3/3）

4.3 新規荷重について
前節では，「新型格納容器底部に関する仕様」と「CCV 規格」との構造設計上の差分より，明らかに荷重組合せの設定（各荷重状態の詳細な荷重組合せ）と沸騰水型原子炉に対しての異常時におけるサプレッションプール水の水力学的動荷重の設計上の考慮について，建設工認当時からの差分が見られた。
ここでは，「水力学的動荷重」について，「CCV 規格別表 4」と共に「BWR、MARKII 型格納容器圧力抑制系に加わる動荷重の評価指針 (ATOMICA 11-03-01-12)」を参照し，設計において考慮すべき動荷重を整理する。
表 4 に水力学的動荷重を踏まえた今回工認で実施する荷重組合せを示す。
建設工認時に荷重組合せに含まれていなかった水力学的動荷重では，上記指針で記述されるように，更に異常時の格納容器内の状態によって，逃がし安全弁作動時荷重，蒸気凝縮振動荷重，チャギング荷重，ジェット力作用時荷重が挙げられており，これらが新規荷重として挙げられる。また，新たに設定される地震動に対しては，基準地震動 Ss による Ss 地震荷重及び弾性設計用地震動 Sd による Sd 地震荷重が今回工認において設定される。そのため，これらの荷重に関連する荷重組合せ（No.2~6 及び No.9~10）は今回実施する項目となる。
一方，荷重状態Ⅰの通常運転時については，建設工認時に既に，同運転時圧力及び温度荷重下で評価がなされており，更に，荷重状態Ⅱの逃がし安全弁作動時の荷重組合せに包絡されており，評価は不要であると考える。
なお，荷重状態Ⅲの No8 の異常時（3）の荷重組合せについては，建設工認時においては，事故後 100 時間における底部コンクリートマットの温度勾配を異常時の温度勾配として設計に用いられており，No.9 の（異常＋地震）時（1）の荷重組合せの星取表に対して，一見包絡されているように見られるが，No.9 の異常発生から 10－1 年以降における温度による荷重と Sd 地震荷重との組合せによる設計応力が，必ずしも No8 の荷重組合せによってコンクリート躯体に生じる設計応力を包絡するか否かは判断できないた
め，今回工認において評価を実施する必要がある。
図 5 に建設工認時に設計に用いた温度勾配及び分布を示す。また，参考に電源開発大間（株）大間原子力発電所第 1 号機の工認における鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（RCCV）の底部における荷重組合せについて調査し整理した荷重組合せを表 4 に示す。

12

：今回評価を実施する

表 3 荷重の組合せ（原子炉格納容器底部コンクリートマット）
地震荷重
Ss

地震荷重

Sd

地震荷重

ジェット力作用時荷重

チャギング荷重

蒸気凝縮振動荷重

逃がし安全弁作動時荷重(P2) (T2)

水力学的動荷重

ジェット力作用時圧力(T1)

異常時温度荷重

(P1)

(P0)

異常時荷重

異常時圧力

(L)

運転時温度荷重

運転時圧力

活荷重

(D)

運転荷重

試験圧力

通常荷重

死荷重

荷重時名称荷重状態

No：今回評価を実施しない。

建設工認時
許容限界

(K1) (K2)

荷重組合せ

備考（許容限界）(P3) (H1) (H21) (H22) (H3)
Ⅰ

1

通常運転時

●

●

●

(0)D+O (LT)●2

逃がし安全弁作動時

●

●

3

試験時

●

●

4

地震時(1)●●

5

異常時(1)

●

●

●*2

●

6

異常時(2)

●

●

●*2

●

8

異常時(3)

●

●

●*2

●

9（異常＋地震）時(1)

●

●

●*2

●

10 地震時(2)●●11 異常時(4)

●

●

●

●

長期
許容応力度

●

Ⅱ

13
Ⅲ

●*1
●

●

●

(3)D+O+S1 (ST)

●
●
短期
許容応力度

●

(2)D+O+L (ST)(5)D+O+L+S1(終局)●●●(4)D+O+S2 (終局)●

(1)D+O+L*(LT)

●*3

Ⅳ

終局強度

12 ジェット力作用時●●

13 （異常＋地震）時(2)

●

●

●
●*4

●
●

凡例：●：建設工認時に考慮していなかった荷重●：今回工認で新たに再設定された荷重*1：試験圧力は，最高使用圧力を 1.1 倍した値を考慮する。
*2：異常時圧力は，最高使用圧力（1PD：310kPa）を基本とする。
（CCV 規格 別表 4 解説(4)に記載の通り，荷重状態Ⅲ（異常＋地震）時の異常時圧力として，異常発生から 10－1 年以降における圧力による荷重としており，東海第二発電所では最高使用圧力を用いている。
）*3：荷重状態Ⅳの異常時(5)では，荷重係数として 1.5 を用い，最高使用圧力の 1.5 倍を考慮する。
*4：CCV 規格 別表 4 解説(5)に記載の通り，荷重状態Ⅳの異常時圧力として最大内圧を用いることとしているが，東海第二発電所では最高使用圧力を用いる。

（a）建設工認時の事故時及び通常時の設計に用いた温度勾配b）温度勾配
図 5 に建設工認時に設計に用いた温度勾配及び分布 抜14

表 4 電源開発大間（株）大間原子力発電所第 1 号機の工認における鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（RCCV）の底部における荷重組合せ調査結果

異常発生後の経過時間

720時間

直後

通常運転時

●

●

●

●

Ⅱ

2

逃がし安全弁作動時

●

●

●

●

3

試験時

●

●

4

地震時(1)●●

5

異常時(1)●●

6

異常時(2)●●

7

異常時(3)●●

8

異常時(4)●●

9（異常＋地震）時(1)

●

●

10

地震時(2)●●

11

異常時(5)●●

12

ジェット力作用時●●13（異常＋地震）時(1)

●

●

15

1Ⅲ

Ⅳ

230時間

720時間

(H21)

(H22)

(P3)

(H3)

(K1) (K2)(T21) (T22) (T23) (T24) (T25)(P21) (P22) (P23) (P24) (P25)Ⅰ

30 分 6 時間

地震荷重
Ss230
時間

地震荷重
Sd

(H1)

30 分 6 時間

ジェット力作用時
水力学的動荷重

異常発生後の経過時間
直後

ジェット力作用時圧力(T2)

異常時水力学的動荷重（チャギング荷重）

(PD)

(P2)

異常時水力学的動荷重（蒸気凝縮振動荷重）

異常時温度荷重(P0)

最高使用圧力

異常時圧力

(T1)

試験圧力

(P1)

逃がし安全弁作動時荷重(L)

運転時温度荷重

活荷重

(D)

運転時圧力

死荷重

荷重時名称

荷重状態

No

●
●*1

●

●

●

●
●

●
●

●

●
●

●
●

●

●
●

●
●

●

●

●

●

*1：試験圧力は，最高使用圧力を 1.1 倍した値を考慮する。
*2：荷重状態Ⅳの異常時(5)では，荷重係数として 1.5 を用いる。

●
●*2
●
●

●
●

備考