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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−1025 改3

提出年月日

平成30年9月13日

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0Ⅴ-3-9-1-1-4 ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の強度計算書

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R3目次
1. 概要

12. 一般事項

12.1 構造計画

12.2 評価方針

32.3 適用基準

32.4 記号の説明

42.5 計算精度と数値の丸め方

43. 評価部位

54. 強度評価

74.1 強度評価方法

74.2 荷重の組合せ及び許容限界

74.3 計算方法

104.4 計算条件

104.5 応力の評価

105. 評価結果

14

1. 概要本計算書は，ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の強度計算書である。
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体は，設計基準対象施設のドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体を重大事故等クラス 2 容器として兼用する機器である。
以下，重大事故等クラス 2 容器として，添付書類「Ⅴ-3-1-6 重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物の強度計算の基本方針」にて設定している構造強度の設計方針に基づき，ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の強度評価について示す。
2.

一般事項

2.1 構造計画

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R2

ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の構造計画を表 2-1 に示す。

1

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R2

表 2-1 構造計画
計画の概要
基礎・支持構造

主体構造

水平地震力はシアラグを介

原子炉格納容器は，円錐形して原子炉建屋に伝達され，の鋼製のドライウェル及び円下端は原子炉建屋基礎盤に支筒環形の鋼製のサプレッショ持される。

ン・チェンバから成る，胴部
内径約m，板厚

概略構造図

ドライウェル

シアラグ

m，全高約mm の圧力容器

原子炉建屋である。

約2
サプレッション・チェンバ

原子炉建屋基礎盤
約（単位：m）

2.2 評価方針
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の応力評価は，添付書類「Ⅴ-3-1-6 重
大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物の強度計算の基本方針」に基づき，「2.1構造計画」にて示すドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の部位を踏まえた「3. 評価部位」にて設定する箇所において，供用状態Ｅにおける温度，圧力の条件により評価部位に作用する荷重で発生する応力等が許容限界に収まることを，「4.

強度評価」にて示す方法にて確認することで実施する。評価結果を「5. 評価結果」に示す。
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の強度評価フローを図 2-1 に示す。

解析モデル設定

有限要素法モデルの作成

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R3

応力解析

供用状態Ｅにおける応力強度評価

図 2-1 ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の耐震評価フロー

2.3 適用基準
適用基準を以下に示す。
(1) 発電用原子力設備規格
Ｓ

設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版含む。））ＪＳＭＥ

ＮＣ1−2005/2007（日本機械学会）

32.4

記号の説明

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1

記号記 号 の 説 明

単位

Ｅ

縦弾性係数

MPa

ｍ０

質量kg

ＰＳＡ

内圧

kPa

Ｐｂ

一次曲げ応力MPa

ＰＬ

一次局部膜応力MPaＰｍ

一次一般膜応力

MPa

Ｑ

二次応力

MPa

Ｓｕ

材料の設計引張強さ

MPa

Τ

温度℃

ＴＳＡ

温度℃

ν

ポアソン比

−

2.5 計算精度と数値の丸め方
精度は 6 桁以上を確保する。表示する数値の丸め方は表 2-2 に示すとおりとする。
表 2-2 表示する数値の丸め方
数値の種類

単位

処理桁

処理方法

表示桁

温度＊1℃

−−

整数位

力N

有効数字 4 桁目四捨五入有効数字 3 桁＊2

算出応力MPa

小数点以下第 1 位切上げ

整数位

許容応力＊3MPa

小数点以下第 1 位切捨て

整数位

注記 ＊1：設計上定める値が小数点以下の場合は，小数点以下表示とする。
＊2：絶対値が 1000 以上のときは，べき数表示とする。
＊3：設計・建設規格 付録材料図表に記載された温度の中間における引張強さは比例法により補間した値の小数点以下第 1 位を切り捨て，整数位までの値とする。

4

3. 評価部位
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の形状及び主要寸法を図 3-1 及び図 3-NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R22 に，使用材料及び使用部位を表 3-1 示す。

図 3-1 ドライウェル円錐部，サプレッション・チェンバ円筒部の形状及び主要寸法（単位：mm）

5

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0

図 3-2 サプレッション・チェンバ円筒部，サンドクッション部の形状及び主要寸法（単位：mm）

6表 3-1 使用材料表
使用部位

使用材料

ドライウェル円錐部
サプレッション・チェンバ
円筒部

備考

SGV49 相当

SGV480＊

SGV49 相当

SGV480＊

注記 ＊：新 JIS を示す。

4.

強度評価

4.1 強度評価方法(1) 原子炉格納容器に作用する自重，機械的荷重及び圧力荷重を用いて構造強度評価を行う。
(2) 構造評価に用いる寸法は，公称値を使用する。

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1(3) 概略構造図を表 2−1 に示す。
4.2 荷重の組合せ及び許容限界
4.2.1 荷重の組合せ及び供用状態
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の荷重の組合せ及び供用状態のうち，重大事故等対処設備の評価に用いるものを表 4-1 に示す。詳細な荷重の組合せは，添付書類「Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書」に従い，対象機器の設置位置等を考慮し決定する。なお，考慮する荷重の組合せは，組合せる荷重の大きさを踏まえ，評価上厳しくなる組合せを選定する。
表4-1 荷重の組合せ及び供用状態

施設区分

原子炉

原子炉

格納施設

格納容器

Ｄ

機器等

機器名称の区分荷重の組合せ供用状態

Ｄ＋ＰＳＡ＋ＭＳＡ

Ｅ＊

重大

ドライウェル本体

事故等

及びサプレッショクラス

ン・チェンバ本体

２容器：死荷重

ＰＳＡ ：運転状態Ⅴにおける圧力荷重
ＭＳＡ ：運転状態Ⅴにおける機械荷重
注記 ＊：供用状態Ｅとして供用状態Ｄの許容限界を用いる

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4.2.2 許容限界
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の許容限界を表 4-2 に示す。
表 4-2 許容限界

供用状態

一次一般膜応力

Ｅ＊

2/3Ｓｕ

一次応力
（曲げ応力を含む）
1.5×2/3Ｓｕ

注記 ＊：供用状態Ｅとして供用状態Ｄの許容限界を用いる

4.2.3 使用材料の許容応力評価条件及び許容応力
原子炉格納容器の許容応力評価条件のうち，重大事故等対処設備の評価に用いるものを
表4-3に示す。また，使用材料の許容応力のうち，重大事故等対処設備の評価に用いるもNT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1のを表4-4に示す。

表 4-3 使用材料の許容応力評価条件（重大事故等対処設備）
温度条件
（℃）

材料

SGV480

周囲環境温度

200Ｓ
（MPa）

Ｓｙ
（MPa）

Ｓｕ（MPa）

Ｓｙ（ＲＴ）（MPa）--422-

表4-4 許容応力（重大事故等対処設備）(単位：MPa)
許容応力
材料

SGV480

一次応力

供用状態

Ｅ

8Ｐｍ

ＰＬ＋Ｐｂ

281

422

4.2.4 設計荷重
(1) 重大事故等対処設備としての評価圧力及び評価温度
内圧ＰＳＡ

620 kPa＊

温度ＴＳＡ200 ℃

注記 ＊：逃がし安全弁作動時荷重及び原子炉冷却材喪失事故時荷重と組み合わせる場合には，事象に応じた内圧を設定する。
(2) 死荷重
死荷重はドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の自重及びシェルに取付くアタッチメントの重量を考慮したものである。死荷重の値が大きく変化する代表的応力評価点に対して荷重の大きさを示す。
応力評価点 P3N

応力評価点 P4N応力評価点 P5N

応力評価点 P6N

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R2(3) 活荷重
内部機器支持ビームから加わる荷重（燃料交換時以外）

N

パーソネルエアロック床に加わる荷重

N

溶接パッドの支持荷重

N(4) 水荷重
リングガーターにかかるサプレッション・チェンバ内保有水重量N

スプレイヘッダ内保有水重量N

重大事故等対処設備の評価に用いる水荷重として，下記の冠水水位による水頭圧を考慮す
る。
mm

冠水水位

(5) 逃がし安全弁作動時荷重
最大正圧

kPa

最大負圧

kPa

ただし，原子炉圧力容器最大圧力時の逃がし安全弁作動時の圧力波による荷重は以下とする。
最大正圧

kPa

最大負圧

kPa

(6) 原子炉冷却材喪失事故時荷重
最大正圧kPa

最大負圧kPa9

4.3 計算方法
4.3.1 応力評価点
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の応力評価点は，ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体を構成する部材の形状及び荷重伝達経路を考慮し，発生応力が大きくなる部位を選定する。選定した応力評価点を表 4-5 及び図 3-1，図 3-2 に示す。

表 4-5 応力評価点

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R2

応力評価点番号

応力評価点

P1

円筒部と円錐部の接合部

P2円錐部の角度変化部

P3

円錐部の板厚変化部

P4

円錐部と円筒部の接合部

P5

円筒部（中央部）

P6

底部のフランジプレートとの接合部

4.3.2 応力計算方法
荷重により原子炉格納容器に生じる応力の算出には，シェルモデルによる有限要素解析手法を適用する。
4.3.2.1 ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体（応力評価点 P1〜P6）に生じる応力の算出(1) ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体に作用する荷重による応力
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体に作用する各荷重による応力は，
図 4-1 に示すドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の解析モデルを用いて算出する。解析モデルの諸元を表 4-6 に示す。
(2) 解析コード
解析コードはＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮを用いる。なお，評価に用いる解析コードＭＳＣ
ＮＡＳＴＲＡＮの検証及び妥当性確認等の概要については，添付書類「Ⅴ-5-1 計算機プログラム（解析コード）の概要・ＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮ」に示す。

10

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R3

図 4-1(1)ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の解析モデル（180 度モデル，軸力，モーメント）

11NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1

図 4-1(2)ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の解析モデル（90 度モデル，圧力，水頭圧）

12表 4-6 解析モデル諸元表
項目

記号

単位

入力値

材質−−

SGV480質量ｍ０kg

−＊

温度条件

Τ℃

縦弾性係数

Ｅ

MPa

ポアソン比

ν−

要素数−個

節点数−個

66(ドライウェル)
32(サプレッション・チェンバ)
200000(ドライウェル)
202000(サプレッション・チェンバ)0.3
図5-1に記載のとおりNT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R2

注記 ＊：単位荷重による解析のため，質量の入力は不要。

4.4 計算条件
応力解析に用いる自重及び荷重は，本計算書の「4.2 荷重の組合せ及び許容限界」に示す。

4.5 応力の評価「4.3 計算方法」で求めた応力は表 4-4 に記載される値以下であること。

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5. 評価結果
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の重大事故等対処設備としての強度評
価結果を以下に示す。発生値は許容値を満足している。
(1)

供用状態Ｅに対する評価

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R2

供用状態Ｅに対する応力評価結果を表 5-1 に示す。

14

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R2E

表 5-1 供用状態Ｅに対する評価結果（Ｄ＋ＰＳＡ＋ＭＳＡ）
Ｅ
評価対象設備

ドライウェル本体
及びサプレッショ
ン・チェンバ本体

評価部位

応力分類

発生値

許容値

MPaMPa判定

15P1

円筒部と円錐部の接合部

一次膜応力強さ＋一次曲げ応力強さ

289422○P2円錐部の角度変化部

一次膜応力強さ＋一次曲げ応力強さ

67422○

P3

円錐部の板厚変化部

一次膜応力強さ＋一次曲げ応力強さ

206422○P4円錐部と円筒部の接合部

一次膜応力強さ＋一次曲げ応力強さ

157422○P5円筒部（中央部）

一次一般膜応力強さ

275

281

○

一次膜応力強さ＋一次曲げ応力強さ

275

422

○

一次膜応力強さ＋一次曲げ応力強さ

76422

○

P6

底部のフランジプレートとの接合部

備考