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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-096 改 1

提出年月日

平成 30 年 6 月 18 日

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

ROⅤ-2-2-2 原子炉建屋の耐震性についての計算書

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

RO

目次

概要

1

基本方針

2

位置

2

構造概要

3

評価方針

16

適用規格・基準等

18

地震応答解析による評価方法

19

地震応答解析による評価結果

21

耐震壁の評価結果

21

保有水平耐力22概要
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により行う。
原子炉建屋は，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。ただし，原子炉建屋のうち，使用済燃料プール，中央制御室遮蔽及び二次格納施設となる原子炉建屋原子炉棟（以下「原子炉棟」という。
）は，設計基準対象施設においては「S クラスの施設」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」に分類される。また，原子炉建屋を構成する壁及びスラブの一部は，原子炉建屋の一次遮蔽及び二次遮蔽に該当し，その一次遮蔽及び二次遮蔽は，重大事故等対処施設において，「常設重大事故緩和設備」に分類される。
以下，原子炉建屋の「S クラスの施設の間接支持構造物」及び「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」としての分類に応じた耐震評価を示す。また，

RO及び「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」としての分類に応じた耐震評

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

一次遮蔽について「常設重大事故緩和設備」としての耐震評価を示す。なお，「S クラスの施設」
価は，使用済燃料プールの評価については，資料Ⅴ-2-4-2-1「使用済燃料プールの耐震性についての計算書」にて，中央制御室遮蔽の評価については，資料Ⅴ-2-8-4-3「中央制御室遮蔽の耐震性についての計算書」にて，原子炉棟については，資料Ⅴ-2-9-3-1「原子炉建屋原子炉棟の耐震性についての計算書」にて，二次遮蔽については，資料Ⅴ-2-8-4-2「二次遮蔽の耐震性についての計算書」にて実施する。

1

基本方針
位置

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

RO

原子炉建屋の設置位置を図 2－1 に示す。

図 2－1 原子炉建屋の設置位置図

2

構造概要
原子炉建屋は，主体構造が鉄筋コンクリート造で，鉄骨造陸屋根をもつ地下 2 階，地上 6 階の建物である。中央部には，平面が南北方向 45.5 m，東西方向 42.5 m の原子炉棟があり，その周囲には原子炉建屋付属棟（以下「付属棟」という。
）を配置している。
原子炉棟と付属棟は同一基礎スラブ上に配置した一体構造であり，原子炉建屋の平面は，下部では南北方向 68.5 m，東西方向 68.25 m のほぼ正方形となっている。基礎底面からの高さは73.08 m であり，地上高さは 56.08 m である。また，原子炉建屋は隣接する他の建屋と構造的に分離されている。
原子炉建屋の基礎は厚さ 5.0 m のべた基礎で，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。
原子炉棟の中央部には原子炉圧力容器を収容している原子炉格納容器があり，その周囲の壁（以下「シェル壁（S／W）
」という。
）は上部が円錐台形，下部は円筒形で基礎スラブから立ち上がっている。シェル壁の壁厚は上部で 1.9 m，下部で 1.8 m である。
原子炉棟の外壁（以下「内部ボックス壁（I／W）
」という。）は基礎スラブから屋根面まで連RO壁（以下「外部ボックス壁（O／W）」という。）の壁厚は地下部分で 1.5 m，地上部分では 1.5 m

NT2 補② Ⅴ-2-2-2続しており，壁厚は地下部分で 1.5 m，地上部分では 1.5 m～0.3 m である。また，付属棟の外～0.9 m である。建屋は全体として非常に剛性が高く，建屋に加わる地震時の水平力はすべてこれらの耐震壁で負担する。
なお，原子炉棟の屋根スラブ及び内部ボックス壁（I／W）は二次格納施設を構成している。
原子炉棟の燃料取替床（EL.46.5 m）には使用済燃料プールが設置されており，付属棟（EL.18.0m）には中央制御室が設置されている。
シェル壁（S／W）は一次遮蔽となっており，内部ボックス壁（I／W）は二次遮蔽となっている。
原子炉建屋の概略平面図を図 2－2 に，概略断面図を図 2－3 に，原子炉建屋遮蔽の範囲を図2－4 に示す。

3

RO
NT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－2（1／10） 原子炉建屋の概略平面図

図 2－2（2／10） 原子炉建屋の概略平面図

4RONT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－2（3／10） 原子炉建屋の概略平面図

図 2－2（4／10） 原子炉建屋の概略平面図

5RONT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－2（5／10） 原子炉建屋の概略平面図

図 2－2（6／10） 原子炉建屋の概略平面図

6RONT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－2（7／10） 原子炉建屋の概略平面図

図 2－2（8／10） 原子炉建屋の概略平面図

7RONT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－2（9／10） 原子炉建屋の概略平面図

図 2－2（10／10） 原子炉建屋の概略平面図

8RONT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－3（1／2） 原子炉建屋の概略断面図（A－A 断面）

図 2－3（2／2） 原子炉建屋の概略断面図（B－B 断面）9RO
NT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－4（1／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図）

図 2－4（2／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図）

10

RO
NT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－4（3／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図）

図 2－4（4／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図）

11

RO
NT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－4（5／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図

図 2－4（6／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図12）

RO
NT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－4（7／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図

図 2－4（8／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図13RO
NT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－4（9／10） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図）

図 2－4（10／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（平面図）

14

RO
NT2 補② Ⅴ-2-2-2

図 2－4（11／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（EW 方向A－A 断面）

図 2－4（12／12） 原子炉建屋の遮蔽範囲（NS 方向B－B 断面）

15

評価方針
原子炉建屋は，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。ただし，原子炉建屋のうち，使用済燃料プール，中央制御室遮蔽及び二次格納施設となる原子炉棟は，設計基準対象施設においては「S クラスの施設」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」に分類される。また，原子炉建屋を構成する壁及びスラブの一部は，原子炉建屋の一次遮蔽及び二次遮蔽に該当し，その一次遮蔽及び二次遮蔽は，重大事故等対処施設において，「常設重大事故緩和設備」に分類される。
原子炉建屋の設計基準対象施設としての評価においては，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。
）及び保有水平耐力の評価を行うこととし，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。原子炉建屋の評価は，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，せん断ひずみ及び保有水平耐力の評価を行うことで，原子炉建屋の地震時のRO

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及び保有水平耐

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

構造強度及び機能維持の確認を行う。評価に当たっては地盤物性のばらつきを考慮する。
力の評価を行う。ここで，原子炉建屋は 1 次遮蔽壁（S／W）及び使用済燃料プールにおいて，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，温度の条件が異なるが，コンクリートの温度が上昇した場合においても，コンクリートの圧縮強度の低下は認められず，剛性低下は認められるがその影響は小さいと考えられること，また，「発電用原子力設備規格 コンク
リ―ト製原子炉格納容器規格」では要素内の温度差及び拘束力により発生する熱応力は自己拘束的な応力であり十分な塑性変形能力がある場合は終局耐力に影響しないとされていることから，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しての評価と同一となる。
原子炉建屋の評価フローを図 2－5 に示す。

16

評価開始

評価方針

＜地震応答解析による評価＞※

せん断ひずみの評価

接地圧の評価○構造強度の確認○構造強度の確認○機能維持の確認

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

RO・遮蔽性の維持
・支持機能の維持

保有水平耐力の評価

資料Ⅴ-2-2-3「原子炉建屋の基礎の耐震性についての計算書」にて
評価

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 2－5 原子炉建屋の評価フロー

17

適用規格・基準等
原子炉建屋の評価において，適用する規格，基準などを以下に示す。
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）
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NT2 補② Ⅴ-2-2-2

RO下「ＲＣ－Ｎ規準」という。）

18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，原子炉建屋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」に基づき，地盤物性のばらつきを考慮した耐震壁の最大せん断ひずみが許容限界を超えないこと及び保有水平耐力が必要保有水平耐力に対して妥当な安全余裕を有することを確認する。
支持機能の維持については，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」に基づき，地盤物性のばらつきを考慮した耐震壁の最大せん断ひずみ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建屋の許容限界は，資料Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」に記載の構造強度上の制限及び機能維持の方針に基づき，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-2-2-2

RO（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）

最大せん断ひずみが基準地震動
Ｓｓ

耐震壁※2

構造強度を確保する

最大せん断ひずみための許容限界を超2.0×10-3えないことを確認
構造強度を―有すること
保有水平耐力が必要
保有
水平耐力

構造物全体

保有水平耐力に対し必要保有て妥当な安全余裕を水平耐力有することを確認

機器・配管系等の設備を支支持機能※1

持する機能を損なわないこ

最大せん断ひずみが基準地震動
Ｓｓ

耐震壁※2

支持機能を維持する

最大せん断ひずみための許容限界を超2.0×10-3えないことを確認と※1：「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。
※2：建屋全体としては，地震力を主に耐震壁で負担する構造となっており，柱，梁，間仕切壁等が耐震壁の変形に追従することと，全体に剛性の高い構造となっており，複数の耐震壁間の相対変形が小さく床スラブの面内変形が抑えられるため，各層の耐震壁が最大せん断ひずみの許容限界を満足していれば，建物・構築物に要求される機能は維持される。

19

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

地震力部

位

機能維持のための許容限界

考え方（評価基準値）

最大せん断ひずみが基準地震動
Ｓｓ

耐震壁※2

構造強度を確保する

最大せん断ひずみための許容限界を超

2.0×10-3

えないことを確認
構造強度を―有すること
保有水平耐力が必要
保有
水平耐力

構造物全体保有水平耐力に対し必要保有て妥当な安全余裕を水平耐力

NT2 補② Ⅴ-2-2-2RO有することを確認

遮蔽体の損傷遮蔽性

最大せん断ひずみがにより遮蔽性

基準地震動を損なわない

Ｓｓ

耐震壁※2

こと

支持機能※1

持する機能を損なわないこ

最大せん断ひずみめの許容限界を超え

2.0×10-3ないことを確認

機器・配管系等の設備を支遮蔽性を維持するた

最大せん断ひずみが基準地震動
Ｓｓ

耐震壁※2

支持機能を維持する

最大せん断ひずみための許容限界を超

2.0×10-3

えないことを確認と※1：「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。
※2：建屋全体としては，地震力を主に耐震壁で負担する構造となっており，柱，梁，間仕切壁等が耐震壁の変形に追従することと，全体に剛性の高い構造となっており，複数の耐震壁間の相対変形が小さく床スラブの面内変形が抑えられるため，各層の耐震壁が最大せん断ひずみの許容限界を満足していれば，建物・構築物に要求される機能は維持される。

20

地震応答解析による評価結果
耐震壁の評価結果
耐震壁について，Ｓｓ地震時の各層の最大せん断ひずみが許容限界（2.0×10-3）を超えないことを確認する。
地盤物性のばらつきを考慮した最大せん断ひずみは 0.60×10-3（要素番号（5），NS 方向）であり，許容限界（2.0×10-3）を超えないことを確認した。地盤物性のばらつきを考慮した各方向の Q－γ 関係と最大応答値を図 4－1 に示す。

○：基本ケース△：地盤物性のばらつきを考慮（＋σ）◇：地盤物性のばらつきを考慮（－σ）

EL.
(m)
163.6557.00
46.50

NT2 補② Ⅴ-2-2-2RO

38.80
34.70
29.00
20.30
14.00
8.20
2.00
-4.00
-9.00

23456
78
9(1)
(2)
(3)
(4)
(5)
(6)
(7)
(8)

地盤ばね(9)10(10)11(11)
12

図 4－1(a)NS 方向(b)EW 方向

Q－γ 関係と最大応答値21

保有水平耐力
各要素において，保有水平耐力 Qu が必要保有水平耐力 Qun に対して妥当な安全余裕を有することを確認する。なお，各要素の保有水平耐力 Qu は，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答解析」に示すせん断力のスケルトン曲線のうち，RC 部については Q3 に基づき算出する。
必要保有水平耐力 Qun と保有水平耐力 Qu の比較結果を表 4－1 に示す。各要素において，保有水平耐力 Qu が必要保有水平耐力 Qun に対して妥当な安全余裕を有することを確認した。なお，

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

RO

必要保有水平耐力 Qun に対する保有水平耐力 Qu の比は最小で 2.85 である。

22

NT2 補② Ⅴ-2-2-2

ROE

表 4－1（1／2） 必要保有水平耐力 Qun と保有水平耐力 Qu の比較結果（NS 方向）
要素EL.

QunQu

番号（m）

（×103 kN）

（×103 kN）

Qu/Qun（1）63.65～

57.00

15.3

124

8.10（2）

57.00

～

46.50

29.0

126

4.34（3）

46.50

～

38.80

73.7

929

12.6（4）

38.80

～

34.70

1305554.26（5）

34.70

～

29.00

173

559

3.23（6）

29.00

～

20.30

250

929

3.71（7）

20.30

～

14.00

337

1180

3.50（8）

14.00

～

8.20

422

1680

3.98（9）

8.20～

2.00

407

2330

5.72（10）

2.00

～

－4.00

459

2710

5.90

表 4－1（2／2） 必要保有水平耐力 Qun と保有水平耐力 Qu の比較結果（EW 方向）
要素

EL.

Qun

Qu

番号（m）

（×103 kN）

（×103 kN）

Qu/Qun（1）

63.65～57.00

15.7

116

7.38（2）

57.00

～

46.50

29.7

118

3.97（3）

46.50

～

38.80

74.8

677

9.05

（4）

38.80

～

34.70

131

620

4.73（5）

34.70

～

29.00

173

626

3.61（6）

29.00

～

20.30

309

882

2.85（7）

20.30

～

14.00

284

1020

3.59（8）

14.00

～

8.20

454

1560

3.43（9）

8.20

～

2.00

407

2280

5.60

（10）

2.00

～

－4.00

459

2620

5.70

23