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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-667 改 0

提出年月日

平成 30 年 6 月 26 日

Ⅴ-3-9-1-1-6 原子炉格納容器底部コンクリートマットのNT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

R0

強度計算書

目概要

1

基本方針

2

位置

2

構造概要

3R0

応力解析による評価方法

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

次

7

評価対象部位及び評価方針

7

荷重及び荷重の組合せ

8荷重

8荷重の組合せ

11許容限界12

解析モデル及び諸元

13モデル化の基本方針

13

解析諸元

13

評価方法

17

応力解析方法17断面の評価方法

17

評価結果

18

概要
本計算書は，原子炉格納容器底部コンクリートマットの強度計算書である。
設計基準対象施設としては，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第 12076 号にて認可された工事計画書の添付書類「Ⅲ-3-3-14 原子炉格納容器底部コンクリートマット強度計算書」に評価結果があり，強度が十分であることを確認している。

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

R0以下，重大事故等クラス 2 容器としての強度評価を示す。

1

基本方針
位置
原子炉格納容器底部コンクリートマットは，原子炉建屋の一部を構成している。原子炉格納NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

R0

容器底部コンクリートマットを含む原子炉建屋の設置位置を図 2－1 に示す。

図 2－1 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の設置位置

2構造概要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は，鉄筋コンクリート造で，底面位置における平面規模は，南北方向 68.5 m，東西方向 68.25 m，厚さ 5.0 m である。また，
この基礎盤は，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。
），原子炉建屋原子炉棟（以下「原子炉棟」という。
）の外壁（以下「内部ボックス壁（I／W）
」という。
）及び原子炉建屋付属棟（以下，「付属棟」という。
）の外壁（以下「外部ボックス壁（O／W）
」という。
）を支持している。
原子炉格納容器底部コンクリートマットは，原子炉格納容器底部の圧力バウンダリを構成する厚さ 5.0 m の鉄筋コンクリート造の構造体であり，その上面には耐漏洩性を持たせるために鋼製ライナが設けられている。また，この底部コンクリートマットは，原子炉棟基礎及び付属棟基礎と一体となっている。
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概略平面図及び概略断面

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10R0

図を図 2－2 及び図 2－3 に示す。

3R0NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

図 2－2 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概略平面図

4R0NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

図 2－3（1／2） 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概略断面図（A－A 断面）

5R0NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

図 2－3（2／2） 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概略断面図（B－B 断面）

6応力解析による評価方法
評価対象部位及び評価方針
原子炉格納容器底部コンクリートマットの応力解析による評価対象部位は，底部とし，3 次元ＦＥＭモデルを用いた弾性応力解析を行い，以下の方針に基づき断面の評価を行う。
設計基準である最高使用温度及び最高使用圧力を超える 200℃，2Pd の環境下で原子炉格納容器底部コンクリートマットの健全性を確認するものであるため，200℃，2Pd の条件下おける評価は，原子炉格納容器底部コンクリートマットについて，発生する応力またはひずみ

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10R0が，「ＣＣＶ規格」に基づいて設定した荷重状態Ⅳの許容値を超えないことを確認する。

7

荷重及び荷重の組合せ荷重
通常荷重（死荷重（D），活荷重（L），常時土圧荷重（E0））
原子炉格納容器底部コンクリートマットの底部に作用する通常荷重として次のものを考慮する。
死荷重（D），活荷重（L）
死荷重および活荷重は表 3－1 の通り設定する。

部位

通常荷重 （kN）

O／W

397800I／W

392300R0

S／W

309900NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

表 3－1 死荷重及び活荷重

PCV8826

RPV 基礎56490

サプレッションプール水静水圧

34700

基礎盤上171904

基礎盤自重561020

8常時土圧荷重（E0）原子炉建屋基礎盤に作用する常時土圧荷重は，地下外壁から作用する荷重及び基礎盤側面に作用する荷重で，表 3－2 の通り設定する。
表 3－2 常時土圧荷重
NS 方向

EW 方向

曲げモーメント

水平力

曲げモーメント(kN/m)(kN･m/m)(kN/m)(kN･m/m)

typeＡ－－1104

1273

typeＢ

984

761

984

761

typeＣ

1298

2397

1298

2397

typeＣ

typeＡ
typeＢ

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

R0水平力

typeＢ

typeＣ

9

重大事故等対処施設としての評価圧力及び評価温度a.

評価圧力
重大事故等対処施設の評価に用いる圧力として，次の値を考慮する。
PSA＝620 kPa

b.

評価温度
重大事故等対処施設の評価に用いる温度（TSA）は，格納容器内の温度を 200℃とし，その他の部位については表 3－3 に示す値を考慮する。
表 3－3 評価温度（TSA）
温度(℃)

S/W 内部(格納容器内)

200

S/W 脚部

150

R0位

S/W-I/W 間(原子炉棟)

100

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10部

I/W 脚部

70

I/W-O/W 間(付属棟)40

地盤に接する部位

15c.

水圧荷重
重大事故等対処施設の評価に用いる格納容器内の水圧荷重は，死荷重として考慮している静水圧との差分として考慮し，次の値とする。
HSA＝38350 kN

10荷重の組合せ荷重の組合せを表 3－4 に示す。
表 3－4 荷重の組合せ
荷重

荷重時

状態
Ⅴ

異常時

荷重の組合せD＋L＋E0＋PSA＋TSA＋HSA

：死荷重

L：活荷重

E0

：常時土圧荷重

PSA

：評価圧力

TSA

：評価温度

HAS

：評価水圧荷重NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

R0D11許容限界
応力解析による評価における原子炉格納容器底部コンクリートマットの許容限界は，発生する鉄筋及びコンクリートのひずみ並びに面外せん断力について「ＣＣＶ規格」に基づく荷重状態Ⅳの許容値とする。
また，コンクリートの許容応力度を表 3－5 に，コンクリート及び鉄筋の許容ひずみを表 3－6 に示す。

表 3－5 コンクリートの許容応力度

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10R0荷重

Fc

圧縮22

せん断状態

（N/mm ）

（N/mm ）

（N/mm2）

Ⅴ

22.1

－1.06

表 3－6 コンクリート及び鉄筋の許容ひずみ
荷重

コンクリート

鉄筋状態（圧縮ひずみ）（圧縮ひずみ及び引張ひずみ）

Ⅳ

0.003

0.005

Ⅴ0.0030.005

12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。
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。解析モデルを図 3－1 に示す。
使用要素
解析モデルに使用するＦＥＭ要素は，基礎盤については厚さ方向に 5 層に等分割した積層シェル要素とする。また，基礎盤より立ち上がっている耐震壁については，梁要素として剛性を考慮する。解析モデルの節点数は 1948，要素数は 2186 である。

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10R0

境界条件
3 次元ＦＥＭモデルの基礎底面に，振動アドミッタンス理論に基づく静的地盤ばねを離散化して，水平方向及び鉛直方向のばねを設ける。
解析諸元
コンクリートの物性値を表 3－7 に示す。コンクリートのヤング係数は，表 3－3 に示した重大事故等対処施設としての評価に用いる温度を考慮した定常伝熱解析により得られた基礎スラブの温度分布よる要素ごとの平均温度に基づいて低減し与える。コンクリート剛性の低減率については「構造材料の耐火性ガイドブック 2017（日本建築学会）」（以下，「耐火ガイド 2017」という）に基づき，表 3－8 のとおり設定する。
設定した要素ごとの剛性を図 3－2 に示す。

13

図 3－1 解析モデル

14

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10R0表 3－7 コンクリートの物性値
部 位

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）

ν22.1

2.21×1040.2

基礎版

要素の平均温度

参照温度(℃)

剛性残存比

ｺﾝｸﾘｰﾄのﾔﾝｸﾞ係数(N/mm2)65℃以下

651.0※122100

65℃～100℃

1000.80※217700

100℃～125℃

1250.77※317000

R0125℃～150℃

1500.74※316400

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

表 3－8 剛性低減率の設定

150℃～175℃

1750.71※315700

175℃～200℃

2000.68※215000※1：RC-N 規準の温度制限値※2：耐火ガイド 2017 記載値※3：線形補間による値

15

領域 1領域 2領域 3
領域 4

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10R0

領域 5領域 6

ｺﾝｸﾘｰﾄのﾔﾝｸﾞ係数(N/mm2)

層厚(m)

領域 1領域 2

領域 315000

15700

17000領域 4領域 5領域 6(上端)1.017700
17700

1.016400

17000

1.017000

17700

17700
22100
22100
1.022100

17700
22100

1.022100

22100

(下端)
図 3－2 積層シェル要素の剛性の設定

16

評価方法
応力解析方法
原子炉格納容器底部コンクリートマットについて， 3 次元ＦＥＭモデルを用いた弾性応力解析を実施する。
荷重の入力は，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。
断面の評価方法
断面の評価方法は，資料Ⅴ-2-9-2-2「原子炉格納容器底部コンクリートマットの耐震性

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10R0についての計算書」の「4.5.2 断面の評価方法」に示す荷重状態Ⅳ及びⅤと同一である。

17

評価結果
「3.5.2 断面の評価方法」に基づいた断面の評価結果を以下に示す。また，3 次元ＦＥＭモデルの要素図及び配筋領域図を図 4－1 及び図 4－2 に，原子炉格納容器底部コンクリートマッ
トの配筋一覧を表 4－1 に示す。
断面の評価結果を記載する要素は，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並びに面外せん断力に対する評価において，発生値に対する許容値の割合が最小となる要素とする。
選定した要素の位置を図 4－3 に，評価結果を表 4－2 に示す。
200℃，2Pd の状態において，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

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

R0

み並びに面外せん断力を算定し，各許容値を超えないことを確認した。

18

R0
NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

図 4－1 要素図AB
CDEFG
図 4－2 配筋領域図19表 4－1 配筋一覧(a) 格子配筋
領域

方向

上端筋

下端筋

EW

3-D38＠128

3-D38＠128

NS

3-D38＠128

3-D38＠128

A(b) ｒ－θ方向配筋
領域

方向

上端筋

下端筋

半径

17-D38/45°（3 段）

17-D38/45°（3 段）

円周

3-D38＠200

3-D38＠200

半径34-D38/45°（3 段）

34-D38/45°（3 段）

円周

3-D38＠200

3-D38＠200

半径34-D38/45°（3 段）

34-D38/45°（3 段）

円周

3-D38＠180

3-D38＠180

半径34-D38/45°（3 段）

34-D38/45°（3 段）

円周

3-D38＠175

3-D38＠175

半径68-D38/45°（3 段）

68-D38/45°（3 段）

円周

3-D38＠200

3-D38＠200

半径68-D38/45°（4 段）

68-D38/45°（4 段）

円周

4-D38＠200

4-D38＠200

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

R0B

CDEFG20

R0

要素番号：174
面外せん断応力度

NT2 補② Ⅴ-3-6-1-1-10

要素番号：30
鉄筋引張ひずみ

要素番号：25
コンクリート圧縮ひずみ

図 4－3 結果を記載する要素の位置

表 4－2 評価結果
検討項目
軸力＋
曲げモーメント
面外せん断力方向

コンクリート圧縮ひずみ（×10-3）
鉄筋引張ひずみ（×10-3）
面外せん断応力度（N/mm2）

21

要素番号

解析結果

許容値

円周

250.3273.00

円周300.8945.00

半径1740.979

2.12