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NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0

Ⅴ-1-2-1

東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

工認-353 改 0

提出年月日

平成 30 年 5 月 9 日

原子炉本体の基礎に関する説明書

目次

1.

概要
1.1

基本方針

･･･････････････････････････････････････････････････････････

2.

形状及び主要寸法3.

設計条件･･････････････････････････････････････････････････････････････

3

3.2

材料及び許容応力度

3.3

荷重の組合せ4.1
5.

･･･････････････････････････････････････････････････････････

3･････････････････････････････････････････････････

4･･･････････････････････････････････････････････････････

5･･････････････････････････････････････････････････････････････

6

設計基準対象施設としての評価結果･･･････････････････････････････････

7

コリウムシールドの機能維持について････････････････････････････････････

9･････････････････････････････････････････････････････････

9

5.1

構造の概要

5.2

機能維持の方針

5.3

評価結果

6.

1
2

設計荷重

応力評価

1

･･････････････････････････････････････････････････････

3.1

4.

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0･･････････････････････････････････････････････････････････････････

引用図書･････････････････････････････････････････････････････

10･･･････････････････････････････････････････････････････････

10･･････････････････････････････････････････････････････････････

11

1.

概要
本資料は，「実用 発電用 原子炉及び その付 属設 備の技術基 準に関 する規則」（以下「技術基準規則」という 。） 第5条，第 17条 ，並びに それらの「 実用発電用 原子炉及び その付属設備の技術基準 に関 する規則の 解釈」 に基 づき，原子 炉本体 の基礎が設計上 定める条件において要求される強度を確保していることを説明するものである。
なお，技術基準規 則第17条におい て，設 計基準 対象施設に 関して は， 技術基準規 則の要求に変更がないため，今回の申請において変更は行わない。

1.1

基本方針
原子炉本体基礎の応力評価は，鋼構造設計規準（日本建築学会
コンクリート構造計算規準・同解説（日本建築学会2005年改訂），鉄筋2010年改定），原子力発電所耐震設計技術指針・ＪＥＡＧ４６０１－1991追補版（日本電気協会），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年12月）を適用して評価する。

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0会

1ＪＳＭＥＳＮＥ１－2003）（日本機械学

2.

形状及び主要寸法

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0

構造概要を図2－1に示す。

図 2－1 構造概要図（単位：ｍ）

2

3.
3.1

設計条件
設計荷重
設計基準対 象施設 とし ての評価に 用いる 設計 荷重を以下 に示す 。地 震荷重は引 用図書(1)「Ⅴ-2-1

耐震 設 計の基本 方針」 及び引 用図書(2)「Ⅴ-2-3-2

炉心，原 子炉圧力容器及び圧力容 器内 部構造物並 びに原 子炉 本体の基礎 の地震 応答計算書」よ り設定
し，表3－1に示す。
(1)

鉛直荷重
原子炉本体
遮蔽壁
原子炉本体の基礎(2)

圧力荷重
通常運転時圧力荷重

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0(3)

水力学的動荷重
SRV作動時直接作用荷重

(4)

熱 荷 重
通常運転時

上層円筒部
中間スラブ上面
中間スラブ下面
下層円筒部

上層円筒部

中間スラブ

下層円筒部

3

(5)

地 震 力
表 3－1位地震力

弾性設計用地震動Ｓｄにより定まる
地震力又は静的地震力

置

せん断力
（kN）

基準地震動Ｓｓにより定まる地震力

曲げモーメント（kN･m）

せん断力（kN）

曲げモーメント（kN･m）

EL.19.856
EL.11.671
EL.-4.0
鉛直震度3.2

材料及び許容応力度(1)コンクリートNT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0

設計基準強度(2)Fc=22N/㎜ 2 （225 ㎏/㎝ 2 ）鉄筋SD345（SD35ＪＩＳG3112）

各材料の許容値を表 3－2～表 3－4 に示す。
表 3－2

（単位：N/mm 2 ）コンクリートの許容応力度
圧縮応力度

荷重状態

せん断応力度Ⅲ

応力状態１応力状態２14.6

16.5

表 3－3

1.06

（単位：N/mm 2 ）鉄筋の許容応力度

荷重状態

圧縮

引張り

せん断Ⅲ

345

345345

表 3－4

コンクリート及び鉄筋の許容ひずみ

コンクリートひずみ

鉄筋ひずみ

荷重状態

Ⅳ

圧縮

圧縮

引張り

0.003

0.005

0.005

4

3.3

荷重の組合せ
設計基準対象施設としての荷重組合せを表 3－5 に示す。
表 3－5
荷重番号

荷重の組合せ荷重の組合せ設計条件（３） Ｄ＋Ｏ＋Ｓｄ

短期（４） Ｄ＋Ｏ＋Ｓｓ

機能維持の検討＊（５） Ｄ＋Ｏ＋Ｌ ＋Ｓｄ

注：異常時荷重の圧力と温度については時間のずれを考慮する。
注記＊ ： 地 震 荷 重 と 組 み 合 わ せ る 場 合 は ， 異 常 発 生 直 後 を 除く そ の 後 の 状 態 の 荷重と組み合わせる。
Ｄ：鉛直荷重Ｏ：通常運転時荷重

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0

Ｌ：異常時荷重
Ｓｄ：弾性設計用地震動Ｓｄにより定まる地震力又は静的地震力
Ｓｓ：基準地震動Ｓｓにより定まる地震力

5

4.

応力評価
原子炉本体の基礎はその最下端が原子炉建屋の基礎版上（EL.-4.0 m）に固定された円筒形で平面的に軸 対称 形の構造を してい るが ，非対称形 の荷重 に対応できるよ うに中間スラブと円筒部全体を三次元的にモデル化し有限要素法による弾性解析を行っている。
有限要素分割は四 辺形 及び三角形 を用い て行 うが，この 要素は 均質等方性材料 による板要素で，板の曲げと膜力とが同時に考慮されている。解析モデル概要図を図 4－1 に示す。節点数は 1665，要素数は 1624 である。
解析コードはＮＡ ＳＴ ＲＡＮを用 いる。 なお ，評価に用 いる解 析コードＮＡＳ ＴＲＡ
Ｎの検証及び妥当 性確 認等の概要 につい ては ，別紙「計 算機プ ログラム（解析 コード）の概要」に示す。

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0

解析に用いる材料の物性値は次のとおりとする。
コンクリートのヤング係数

Ｅ＝2.06×10 7 kN/m 2

コンクリートのせん断弾性係数

Ｇ＝8.83×10 6 kN/m 2

コンクリートのポアソン比

ν＝0.167

コンクリートの線膨張係数

α＝1.0×10 -5 /℃

鉄筋コンクリートの単位体積重量

γ＝24 kN/m 3

図 4－1

解析モデル概要図
64.1

設計基準対象施設としての評価結果

(1)

上部構造部
円筒部の解析結果とそれに基づく断面算定結果を表 4－1～表 4－3 に示す。

表 4－1箇
所

荷応

重力

番状

荷重状態Ⅲ
設

応

力

引張応力及び圧縮応力

許容値

判ａty
Ｎy

Ｍy（kN /m）

（kN･m /m）2（mm /m）c σcs σcs σtc ｆcs ｆcs ｆt

2N/㎜

2N/㎜

2N/㎜

2N/㎜

2N/㎜

定N/㎜

2

名号

態

Ａ

32-16.5-345345

可Ｂ

32-16.5-345345

可Ｃ

32-16.5-345345

可Ｄ

32-16.5-345345

可注1：

は検討応力の最大値を示す。

表 4－2箇NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0計

軸力及び曲げモーメントによる応力検討結果（たて方向）

所

荷応

重力

番状

荷重状態Ⅳ設計

応

軸力及び曲げモーメントによる応力検討結果（たて方向）

力

引張ひずみ及び圧縮ひずみ

許容

値

判ａty
Ｎy

Ｍy（kN /m）c εc2（kN･m /m） （mm /m）

6(×10 )s εc
6(×10 )s εt6(×10 )

c εcu

s εcu
6s εtu(×10 )

6(×10 )

(×10 )

6定名

号態Ａ

41-3000-50005000

可Ｂ

41-3000-50005000

可Ｃ

41-3000-50005000

可Ｄ

41-3000-50005000

可

注1：

は検討ひずみの最大値を示す。

表 4－3
箇
所
名
AB

C

D

面外せん断の検討結果（たて方向）

荷重状
態

荷重番
号

応力状
態

Ⅲ32可Ⅳ

41可Ⅲ32可Ⅳ

41可Ⅲ

32可Ⅳ

4Ⅲ

32可Ⅳ51可注1：

設計

Ｍ（kN･m/m）

応力
Ｑ（kN/m）

Ｑ（N/mm）

許容値
面外(ＱA )
（N/mm）

ｐw
（％）

判
定

可は面外せん断力の最大値を示す。

以上より，すべての評価点で許容値以下となる。

7

(2)

脚部アンカー部
脚部アンカー部の評価結果は表 4－4 に示す。
アンカーボルトの引抜力は，3 列のアンカーボルトの引抜力と上部構造部の軸力と曲げモーメントの釣合より算出した。アンカーボルトの設 置 状 態を図 4－ 2 に 示 す 。

表 4－4

脚部アンカー部の評価結果
許容値

ｱﾝｶｰ定着部

ｱﾝｶｰﾎﾞﾙﾄ

ｱﾝｶｰ部定着力

最大値(N/㎜ 2 )(N/2.65°)(N/㎜ 2 )(N/2.65°)

定ｱﾝｶｰﾎﾞﾙﾄ

判

荷重番号

荷重状態

アンカー引抜力Ⅲ3可Ⅳ

4

可NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0以上より，ボルト，定着とも許容値以下になる。

図 4－2ペデスタル脚部概要図（単位：㎜）85.

コリウムシールドの機能維持について

5.1

構造の概要
コ リ ウム シー ルド は，格 納 容器 下部 注水 系（常 設 ）に よる ペデ スタル （ ドラ イウ ェル部）への注水，格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）
へ の 注水 及び 代替 循環冷 却 系に よる 原子 炉注水 （ 原子 炉圧 力容 器破損 後 は原 子炉 へ注入 し た水 がペ デス タルへ 落 下） と合 わせ て，溶 融 炉心 が原 子炉 圧力容 器 から 原子 炉格納 容 器下 部の ペデ スタル （ ドラ イウ ェル 部）へ 落 下す る場 合に ペデス タ ル（ ドラ イウェ ル 部） のコ ンク リート の 侵食 を抑 制し ，溶融 炉 心が 原子 炉格 納容器 バ ウン ダリ に接触することを防止するためにペデスタル（ドライウェル部）に設置されるものである。
コ リ ウム シー ルド は，溶 融 炉心 が原 子炉 格納容 器 下部 のペ デス タル（ ド ライ ウェ ル部 ） へと 落下 した 場合に お いて ，ペ デス タル（ ド ライ ウェ ル部 ）のコ ン クリ ート の侵食 を 抑制 する 設計 とする 。 ペデ スタ ル（ ドライ ウ ェル 部） のコ ンクリ ー トの 侵食 を抑NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0

制するためのコリウムシールドの構造，寸法及び仕様を図5－1に示す。

注 1：＊寸法はシールド材寸法を示す。
注 2：シールド材の材質はジルコニア（ZrO2）である。

図 5－1 コリウムシールドの構造，寸法及び仕様

9

5.2 機能維持の方針
コリウムシールドは溶融炉心によるペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制するため，耐熱性の高いシールド材（ジルコニア）で構成されており，原子炉圧力容器下部から落下した溶融炉心の堆積高さ及び拡がり範囲に基づきペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート表面を覆うように敷設される。
コリウムシールドは，製作性，搬入性及び据付性を考慮し分割したシールド材をペデスタル（ドライウェル部）に敷き詰める構造である。また，ペデスタル（ドライウェル部）の側面及び底面に敷き詰められたシールド材同士が相互に圧縮力を負担することで荷重伝達が行われる
ため，コリウムシールドは水平方向及び鉛直下向きの荷重に対してサポートを必要としない構造である。
したがって，コリウムシールドの機能維持評価として，基準地震動Ｓｓに基づく鉛直地震動に対して浮き上がりが生じず，形状が保持できることの確認を実施する。

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0

5.3 評価結果
基準地震動Ｓｓによる地震応答解析から得られたコリウムシールドの評価震度を表 5－1 に示す。
表 5－1 に示す通り，コリウムシールドに作用する鉛直震度は 1.0 以下であり，コリウムシールドの浮き上がりは生じない。

表 5－1 コリウムシールドに作用する鉛直震度
地震荷重方向震度

基準地震動Ｓｓ

鉛直方向

10

6.

引用図書

(1)

「Ⅴ-2-1(2)「Ⅴ-2-3-2

耐震設計の基本方針」
炉心，原子炉圧力容器及び圧力容器内部構造物並びに原子炉本体の基礎の地震応答計算書」「Ⅴ-1-8-1

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書」

NT2 補② Ⅴ-1-2-1 R0E(3)11