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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-149 改 1

提出年月日

平成 30 年 2 月 19 日

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

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

目

次概要 ............................................................................... 1
基本方針 ........................................................................... 2
位置 ............................................................................. 2構造概要 ......................................................................... 3
評価方針 ......................................................................... 6
適用規格・基準等 ................................................................. 8
応力解析による評価方法 ............................................................. 9
評価対象部位及び評価方針 ......................................................... 9
荷重及び荷重の組合せ ............................................................ 11
許容限界 ........................................................................ 15
解析モデル及び諸元 .............................................................. 17
評価方法 ........................................................................ 22

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

評価結果 .......................................................................... 28

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，使用済燃料プール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，応力解析による評価により行う。
使用済燃料プールは，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。

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

以下，それぞれの分類に応じた耐震評価を示す。

1

基本方針
位置
使用済燃料プールは原子炉建屋の一部を構成している。使用済燃料プールを含む原子炉建屋

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0の設置位置を図 2－1 に示す。

図2－1 使用済燃料プールを含む原子炉建屋の設置位置

2

構造概要
原子炉建屋は，大きく区分して原子炉建屋原子炉棟（以下「原子炉棟」という。
），原子炉建屋付属棟（以下「付属棟」という。
）及び基礎から構成される。
使用済燃料プールは原子炉棟の燃料取替床（EL.46.50 m）付近に位置する鉄筋コンクリート構造物で，使用済燃料，制御棒及び使用済燃料輸送容器が収容される。使用済燃料プール内には，収容される機器の遮蔽及び冷却のため常時水が張られている。使用済燃料プール内面はステンレス鋼でライニングされており，漏水を防ぐと共に，保守，点検についても考慮されている。
また，使用済燃料プールの反対側には，原子炉ウェルをはさんで燃料交換時に蒸気乾燥器と気水分離器を仮置きする蒸気乾燥器・気水分離器ピットがある。
（以下，使用済燃料プール及び蒸気乾燥器・気水分離器ピットの両方を示す場合は，これを「プール部」という。
）
使用済燃料プールはほぼ長方形で，その大きさは，内面寸法で 12.192 m×10.363 m，壁厚2.154 m，底面スラブ厚 1.599 m である。
使用済燃料プールを含む原子炉建屋の概略平面図及び概略断面図を図 2－2 及び図 2－3 に，

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

使用済燃料プール周りの概略平面図及び概略断面図を図 2－4 及び図 2－5 に示す。

3

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

図2－2 使用済燃料プールを含む原子炉建屋の概略平面図（EL.46.5 m）

図2－3 使用済燃料プールを含む原子炉建屋の概略断面図（A－A 断面）4

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

図2－4 使用済燃料プール周りの概略平面図（EL.38.80 m）

図2－5 使用済燃料プール周りの概略断面図（A－A 断面）

5

評価方針
使用済燃料プールは，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。
使用済燃料プール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，常時荷重，運転時荷重及び事故時荷重が設計時と同一であること，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『既工事計画認可申請書第 1 回 資料Ⅲ-1-4「原子炉建屋の地震応答計算書」（47 公第 12076 号 昭和 48 年 4 月 9 日認可）』の設計用地震力よりも小さいことから，Ｓｄ地震時に対する評価は行わない。
使用済燃料プールの評価は，資料Ⅴ-2-1-9「機能維持の基本方針」に基づき，応力解析によNT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1る評価において断面の評価を行うことで，使用済燃料プールの地震時の構造強度の確認を行う。
なお，使用済燃料プールの地震時の構造強度の確認には，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が必要であるが，使用済燃料プールが原子炉建屋の一部であることを踏まえ，使用済燃料プールを含む原子炉建屋全体としての評価結果を資料Ⅴ-2-2-2「原子炉建屋の耐震性についての計算書」に示すこととする。評価に当たっては，地盤物性のばらつきを考慮する。
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。ここ
で，使用済燃料プールでは，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，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（別紙１「鉄筋コンクリート構造物の重大事故等時の高温による影響（使用済燃料プール）」参照）こと，また，「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」では部材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充分な塑性変形能力がある場合は終局耐力に影響しないこと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。
使用済燃料プールの評価フローを図 2－6 に示す。

6評価開始基本方針＜地震応答解析による評価＞※＜応力解析による評価＞※

断面の評価

資料Ⅴ-2-2-2「原子炉建屋の耐震性についての計算書」にて評価

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

構造強度の確認

評価終了※：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2－6 使用済燃料プールの評価フロー

7

適用規格・基準等
使用済燃料プールの評価において，適用する規格，基準等を以下に示す。
・ 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）
・ 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（（社）日本機械学会，

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R02003）（以下「ＣＣＶ規格」という。
）

8応力解析による評価方法
評価対象部位及び評価方針
使用済燃料プールの応力解析による評価対象部位は，プールを構成する壁及び底版とし，以下の方針に基づき評価を行う。
Ｓｓ地震時に対する評価は，3 次元ＦＥＭモデルを用いた弾性応力解析によることとし，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，「ＣＣＶ規格」に基づき設定した許容限界を超えないことを確認する。
3 次元ＦＥＭモデルを用いた弾性応力解析に当たっては，資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」により得られた結果を用いて，荷重の組合せを行う。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る。応力解析による評価フローを図NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

3－1 に示す。

9

資料Ⅴ-2-2-1「原子炉建屋の地震応答計算書」

評価開始

固定荷重
及び長期

静水圧荷重

ラック荷重

積載荷重

Ｓｓ地震荷重※NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0荷重の組合せ＜Ｓｓ地震時の評価＞

許容限界の設定（「ＣＣＶ規格」に基づき設定）

解析モデル及び諸元の設定

Ｓｓ地震時の応力評価

断面の評価

評価終了

※：地盤物性のばらつきを考慮する。

図3－1 応力解析による評価フロー

10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の組合せを用いる。なお，プール部及び原子炉ウェルの水位は炉内点検時の状態を対象と

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

し，プール部が満水で原子炉ウェルには水が無い状態とする。

11荷重
固定荷重（G）及び積載荷重（P）
解析モデルに考慮する固定荷重を表 3－1 に示す。
解析モデルの床に考慮する積載荷重を表 3－2 に示す。これらは，床のＦＥＭ要素に面荷重として与える。また，プール部に連続する床が負担する荷重のうち，プール部に考慮する荷重を表 3－3 に示す。これらは，床が取りつくプール部の要素の一辺に線荷重として与える。
表3－1 固定荷重（床及び壁）部位

使用済燃料プール（kN/m3）

蒸気乾燥器・気水分離器ピット（kN/m3）

床24.024.0

壁24.024.0

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

表3－2 積載荷重（床）荷重

使用済燃料プール（kN/m2）

蒸気乾燥器・気水分離器ピット（kN/m2）EL.46.5 m 床（kN/m2）

EL.38.8 m 床（kN/m2）

機器荷重

58.4

88.3

48.1
（積載荷重含む）

9.32（積載荷重含む）

配管荷重

2.94

2.94

2.94

2.94

積載荷重

4.90

4.90－－

表3－3 プール部に連続する床に作用する荷重
荷重

EL.46.5 m
東側床EL.46.5 m
西側床EL.38.8 m
東側床EL.38.8 m
西側床躯体自重（kN/m2）

25.9

16.1

16.8

14.4

機器荷重（kN/m2）

48.1

48.1

9.32

9.32

配管荷重（kN/m2）

2.94

2.94

2.94

2.94

考慮する床の幅（m）

2.15

2.30

2.15

2.3012静水圧荷重（Hs）
解析モデルに考慮するプール内の静水圧荷重の算定条件を表 3－4 に示す。
表3－4 プールの静水圧荷重の算定条件
荷重

最大水位（m）

プール底面レベル（m）

最大水深（m）

使用済燃料プール

EL.＋46.500

EL.＋34.689

11.811

蒸気乾燥器･気水分離器ピット

EL.＋46.500

EL.＋38.880

7.620

長期ラック荷重（R0）解析モデルに考慮する使用済燃料プール底版に作用する長期ラック荷重を表 3－5 に示NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

す。
表3－5 長期ラック荷重
部位

鉛直方向荷重

使用済燃料プール

20.7 kN/m2

Ｓｓ地震荷重（Ss）
Ｓｓ地震荷重は，水平地震力，鉛直地震力，プール内の水のスロッシングによる動水圧（以下「水平地震力による動水圧荷重」という。）及びプール内の水の鉛直地震力による動水圧（以下「鉛直地震力による動水圧荷重」という。）により構成される。Ｓｓ地震荷重のうち水平地震力及び鉛直地震力は，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に材料物性の不確かさ等を考慮した余裕を踏まえて設定する。
水平地震荷重（水平地震力による動水圧荷重を含む）と鉛直地震荷重（鉛直地震力による動水圧荷重を含む）の組合せは，組合せ係数法を用いて次のとおりとする。
①1.0×水平地震荷重＋0.4×鉛直地震荷重②0.4×水平地震荷重＋1.0×鉛直地震荷重

13

荷重の組合せ荷重の組合せを表 3－6 に示す。
表3－6 荷重の組合せ
外力の状態

荷重の組合せＳｓ地震時

GP＋Hs＋R0＋Ss：固定荷重及び積載荷重

Hs：静水圧荷重

R0：長期ラック荷重

Ss：Ｓｓ地震荷重

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0GP

14

許容限界
応力解析による評価における使用済燃料プールの許容限界は，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の方針に基づき，表 3－7 及び表 3－8 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 3－9 及び表 3－10 に，コンクリート及び鉄筋の許容ひずみを表 3－11 に示す。
表3－7 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NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1―

機能設計上の性能目標

構造強度を有すること

地震力

基準地震動
Ｓｓ

部位

機能維持のための考え方

許容限界（評価基準値）

使用済燃料
プール躯体部材に生じる応力が構造強度を確保するための許容限界を超えないことを確認「ＣＣＶ規格」における荷重状態Ⅳの許容値

表3－8 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

機能設計上の性能目標

地震力

部位

機能維持のための考え方

許容限界（評価基準値）―構造強度を有すること

基準地震動
Ｓｓ

使用済燃料
プール躯体部材に生じる応力が構造強度を確保するための許容限界を超えないことを確認「ＣＣＶ規格」における荷重状態Ⅳの許容値15表3－9 コンクリートの許容応力度
Fc＝22.1（N/mm2）
応力状態 1※

荷重状態
圧縮（N/mm2）

せん断（N/mm2）

Ⅲ

14.71.06

Ⅳ18.7－※：「応力状態 1」とは，各荷重時において温度荷重により生じる応力を除いた応力が生じている状態をいう。

表3－10 鉄筋の許容応力度

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

SD345※
荷重状態

引張及び圧縮（N/mm2）

面外せん断（N/mm2）

Ⅲ345345※：建設当時の鉄筋の種類は SD35 であるが現在の規格（SD345）に読み替えた応力度を示す。

表3－11 コンクリート及び鉄筋の許容ひずみ

荷重状態

Ⅳコンクリート

鉄筋

圧縮ひずみ

圧縮ひずみ及び引張ひずみ

0.003

0.005

16

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・ＭＳ
Ｃ ＮＡＳＴＲＡＮ」に示す。
解析モデルは，使用済燃料プール，原子炉ウェル及び蒸気乾燥器・気水分離器ピットを一体としてモデル化する。また，プール部に連続する壁及び床については，これらのプール部に対する拘束効果を適切に反映した解析モデルとする。
解析モデル概要図を図 3－2 に示す。
使用要素
解析モデルに使用するＦＥＭ要素は，プール部についてはシェル要素とする。プール部

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1の要素分割展開図を図 3－3 に示す。有限要素分割は四角形及び三角形で，この要素は均質等方性な板要素である。各要素には板の曲げと軸力を同時に考えるが，板の曲げには面外せん断変形の影響も考慮する。
プール部に取りつくプール部外側の床及び壁は，プール側壁の面外方向へのはらみ出しに対する拘束効果を評価した梁要素とする。
鉛直方向荷重に対する解析においては，原子炉棟の外壁（以下「内部ボックス壁」という。）については，軸剛性が等価な線材に置換する。

17

節点数：1028
要素数：1038

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

図3－2 解析モデル概要図

18

LM

EL. 46.5 m

EL. 38.8 m

EL. 34.36 m

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

東側プール壁（A－A 断面）

L

M

EL. 46.5 m

EL. 38.8 m

EL. 34.36 m
西側プール壁（B－B 断面）
図3－3（1／2） プール部の要素分割展開図

19

4C5C

6C

EL. 46.5 m

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

EL. 38.8 m

EL. 34.36 m
北側プール壁（C－C 断面）

L

M

6C5C

4C

プール底版
図 3－3（2／2） プール部の要素分割展開図

20

解析諸元
コンクリート及び鉄筋の物性値を表 3－12 に示す。なお，鉄筋は SD345（SD35）を使用しているが，弾性解析において鉄筋はモデル化しない。
表3－12（1／2） コンクリートの物性値
コンクリートの設計基準強度
Fc（N/mm2）

ヤング係数
E（N/mm2）

ポアソン比
ν22.1

2.21×1040.2

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

表 3－12（2／2） 鉄筋の物性値
鉄筋の種類

ヤング係数
E（N/mm2）

SD345 相当
（SD35）

2.05×10521評価方法
応力解析方法
使用済燃料プールについて，Ｓｓ地震時に対して 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地震時の応力は，単独荷重による解析で求まる応力を組合せて求める。

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

単独荷重の記号を以下に示す。
GP：固定荷重及び積載荷重

Hs：静水圧荷重R0：長期ラック荷重

SsWE※：Ｓｓ地震荷重

W→E 方向GP による慣性力

※
SN

Ss

：Ｓｓ地震荷重

S→N 方向GP による慣性力

SsDU※：Ｓｓ地震荷重

鉛直方向GP による慣性力

※
WE

Hs

：Ｓｓ地震荷重

W→E 方向水平地震力による動水圧荷重

HsSN※：Ｓｓ地震荷重

S→N 方向水平地震力による動水圧荷重

HsDU※：Ｓｓ地震荷重

鉛直方向

鉛直地震力による動水圧荷重※：加力方向により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 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。

22

荷重の組合せケース
荷重の組合せケースを表 3－13 に示す。
水平地震力と鉛直地震力による応力の組合せは，「原子力発電所耐震設計技術規定ＪＥ
ＡＣ４６０１－2008（（社）日本電気協会）」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。
表3－13 荷重の組合せケース
組合せ係数

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

水平1.0
鉛直0.4

水平0.4
鉛直1.0

鉛直方向上下上下水平方向

ケース
No.

荷重の組合せケース

W→E
E→W
S→N
N→S
W→E
E→W
S→N
N→S
W→E
E→W
S→N
N→S
W→E
E→W
S→N
N→S

1－1
1－2
1－3
1－4
1－5
1－6
1－7
1－8
1－9
1－10
1－11
1－12
1－13
1－14
1－15
1－16

GP＋Hs＋R0＋1.0SsWE＋1.0HsWE＋0.4SsDU
GP＋Hs＋R0－1.0SsWE－1.0HsWE＋0.4SsDU
GP＋Hs＋R0＋1.0SsSN＋1.0HsSN＋0.4SsDU
GP＋Hs＋R0－1.0SsSN－1.0HsSN＋0.4SsDU
GP＋Hs＋R0＋1.0SsWE＋1.0HsWE－0.4SsDU
GP＋Hs＋R0－1.0SsWE－1.0HsWE－0.4SsDUGP＋Hs＋R0＋1.0SsSN＋1.0HsSN－0.4SsDU
GP＋Hs＋R0－1.0SsSN－1.0HsSN－0.4SsDU
GP＋Hs＋R0＋0.4SsWE＋0.4HsWE＋1.0SsDUGP＋Hs＋R0－0.4SsWE－0.4HsWE＋1.0SsDUGP＋Hs＋R0＋0.4SsSN＋0.4HsSN＋1.0SsDUGP＋Hs＋R0－0.4SsSN－0.4HsSN＋1.0SsDUGP＋Hs＋R0＋0.4SsWE＋0.4HsWE－1.0SsDUGP＋Hs＋R0－0.4SsWE－0.4HsWE－1.0SsDUGP＋Hs＋R0＋0.4SsSN＋0.4HsSN－1.0SsDUGP＋Hs＋R0－0.4SsSN－0.4HsSN－1.0SsDU

23

荷重の入力方法
固定荷重及び積載荷重
固定荷重は，プール部の要素に作用する物体力として入力する。また，表 3－2 示す
積載荷重は面荷重として，表 3－3 に示す連続する床の荷重は線荷重として入力する。
静水圧荷重
表 3－4 に示す静水圧荷重を面荷重として入力する。
長期ラック荷重
表 3－5 に示す長期ラック荷重を使用済燃料プール底版に面荷重として入力する。
Ｓｓ地震荷重固定・積載荷重による慣性力
水平地震力及び鉛直地震力は，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に地盤物性のばらつき等を考慮した余裕を踏まえて設定する。
NS 方向の水平地震力は，プール部の壁が負担するせん断力をプール部の壁の内部ボックス壁端部に線荷重として入力する。EW 方向の水平地震力は，内部ボックス壁NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0の回転変形をプール壁の内部ボックス壁端部の節点に変形量として入力する。
鉛直地震力は，基準地震動Ｓｓにより算出される動的地震力を包絡したプール部における鉛直震度とし，固定荷重及び機器荷重，配管荷重及び積載荷重に乗じて入力する。

24

動水圧荷重水平地震力による動水圧荷重は，各基準地震動Ｓｓによる応答解析結果から衝撃圧及び揺動圧を算定し，それらのうち最大となるケースの評価値に対してばらつきを考慮した割増係数を乗じ，プール部の壁及び床の各要素に面荷重として入力する。
水平地震力による動水圧荷重を図 3－4 に示す。
鉛直地震力による動水圧荷重は，基準地震動Ｓｓにより算出される動的地震力を包絡したプール部における鉛直震度とし，静水圧荷重に乗じ面荷重として入力する。
鉛直地震力による動水圧荷重の算定に用いる鉛直震度を表 3－14 に示す。

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0

表3－14 Ｓｓ地震時 鉛直地震力による動水圧荷重の算定に用いる鉛直震度
質点番号

基 本※1（cm/s2）

地盤＋σ※2（cm/s2）

地盤－σ※2（cm/s2）

最大値（cm/s2）

3823

913

729

913

4785

869

693

869

5726

799

640

799

鉛直震度0.94※1：Ｓｓ－Ｄ１，Ｓｓ－１１，Ｓｓ－１２，Ｓｓ－１３，Ｓｓ－１４，Ｓｓ－２１，Ｓｓ－２
２及びＳｓ－３１の最大値※2：Ｓｓ－Ｄ１，Ｓｓ－２１，Ｓｓ－２２及びＳｓ－３１の最大値

25

32.9

衝撃圧
揺動圧
全スロッシング荷重

衝撃圧
揺動圧
全スロッシング荷重

20 kN/m2

30.1

20 kN/m2

11.811m

11.811m

6.1m

5.2m
84.8

96.4
CLCL
84.8

96.4

（a）NS 方向（b）EW 方向NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0（a） 使用済燃料プール

衝撃圧
揺動圧
全スロッシング荷重

衝撃圧
揺動圧
全スロッシング荷重

27.5

33.7

20 kN/m2

20 kN/m27.620m

7.620m

6.85m

6.5m

95.792.9CLCL92.995.7（a）NS 方向（b）EW 方向（b） 蒸気乾燥器・気水分離器ピット
図3－4 Ｓｓ地震時 水平地震力による動水圧荷重

26

断面の評価方法（1） 壁
軸力，曲げモーメント及び面内せん断力による鉄筋及びコンクリートのひずみ，軸力による圧縮応力度，面内せん断力並びに面外せん断力を算定し，「ＣＣＶ規格」に準拠して設定した各許容値を超えないことを確認する。
具体的には，軸力，曲げモーメント及び面内せん断力による鉄筋及びコンクリートのひずみの算定においては，CVE-3511 に基づき等価膜力を考慮した上で，CVE-3511.2 に示す各許容値を超えないことを確認する。ここで，鉄筋のひずみ算定において，発生応力が鉄筋の降伏応力度を超える場合は，エネルギ一定則に基づきひずみを算定する。
軸力による圧縮応力度については，CVE-3511.3 に基づきコンクリートの設計基準強度の 2/3 倍の値を超えないことを確認する。
面内せん断力については，CVE-3512.2 に示す許容値を超えないことを確認する。
面外せん断力については，CVE-3513.2 に示す許容値を超えないことを確認する。
（2） 底版

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R1

軸力，曲げモーメントによる鉄筋及びコンクリートのひずみ並びに面外せん断力を算定し，「ＣＣＶ規格」に準拠して設定した各許容値を超えないことを確認する。
具体的には，軸力及び曲げモーメントによる鉄筋及びコンクリートのひずみについては，CVE-3521.2 に示す各許容値を超えないことを確認する。ここで，鉄筋のひずみ算定において，発生応力が鉄筋の降伏応力度を超える場合は，エネルギ一定則に基づきひずみを算定する。
面外せん断力については，CVE-3522 に示す許容値を超えないことを確認する。

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NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 R0E

評価結果
追而

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別紙１ 鉄筋コンクリート構造物の重大事故等時の高温による影響（使用済燃料プール）

NT2 補② Ⅴ-2-4-2-1 別紙１ R0

追而