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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 2

提出年月日

平成 30 年 9 月 28 日

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

Ⅴ-3-9-1-1-7 原子炉格納容器底部コンクリートマットの強度計算書

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

目次
概要

1

基本方針

2

位置

2

構造概要

3

適用規格・基準等

7

応力解析による評価方法

8

評価対象部位及び評価方針

8

荷重及び荷重の組合せ

9荷重

9荷重の組合せ

13

許容限界

14

解析モデル及び諸元

15モデル化の基本方針

15

解析諸元

15

評価方法

20

応力解析方法20

断面の評価方法

20

評価結果

22

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-3-9-1-1-7 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-3-9-1-1-7 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-3-9-1-1-7 R0

図を図 2-2 及び図 2-3 に示す。

3

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0の概略平面図（EL.－4.0 m）

図 2-24

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0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 EW 方向）

5

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

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 NS 方向）

6適用規格・基準等適用する規格・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）（以下「ＪＥＡＧ４６０１－1991 追補版」という。
）
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）（以下「ＲＣ－Ｎ規準」という。）
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，2003）

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0（以下「ＣＣＶ規格」という。
）

7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＊1 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。
重大事故等対処施設としての評価においては，荷重状態Ⅴ＊2 の地震時以外における評価に関する荷重の組合せに対する評価を行うこととし，発生する応力またはひずみが，「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。
注記 ＊1：「底部」とは，「ＣＣＶ規格」より，鉄筋コンクリート製の平板で構成されている原子炉格納容器の下部とする。
＊2：発電用原子炉施設が重大事故に至るおそれがある事故，または重大事故の状態
で，重大事故等対処施設の機能が必要とされる状態。
（本評価では，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」の重大事故等時の荷重の組

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

合せ表に従う。
）おける組合せ No.SA1～SA5 に相当する

8

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に作用する通常荷重として次のものを考慮する。
なお，通常荷重は添付書類「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についての計算書」と同一である。
死荷重（D），活荷重（L）
死荷重及び活荷重は，既工事計画認可申請書 第 1 回申請 添付資料「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」に基づき表 3-1 のとおり設定する。

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

表 3-1 死荷重及び活荷重（D，L）
部位

通常荷重 （kN）

O／W

397800＊1

I／W

392300＊1

S／W

309900＊1

PCV
RPV 基礎サプレッションプール水静水圧基礎盤上

171904＊3

基礎盤自重561020＊4

注記 ＊1：既工事計画認可申請書 第 1 回申請 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」に基づき設定。
＊2：添付書類「Ⅴ-2-9-2-11

サプレッション・チェンバ底部ライナ部の耐震性についての計算書」の最高水位より設定。
＊3：添付書類「Ⅴ-2-2-1 原子炉建屋の地震応答計算書」の地震応答解析モデルに基づき設定。
＊4：単位体積重量γ＝24 kN/m3 として設定。

9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，「ＪＥＡＧ４６０１－1991 追補版」に基づき下式を用いて算出した常時土圧により，地下外壁を介して作用する荷重及び基礎盤側面に直接作用する荷重である。地下外壁を介して作用する荷重は，各階床で支持された連続梁モデルとして評価する。
表 3-2（1／2）に常時土圧を，表 3-2（2／2）に常時土圧荷重（E0）を示す。

p0

K 0γz

ここで，

p 0 ：深さ z(m)における単位面積当たりの静止土圧（kN/m2）
K 0 ：静止土圧係数（0.5）

γ ：土の単位体積重量（kN/m3）
z ：地表面から土圧を求めようとする位置までの深さ（m）

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

表 3-2（1／2） 常時土圧
EL. (m)γ (kN/m3)

設計用常時土圧(kN/m3)

8.0

20.6

0.0

－4.0

20.6

123.6

－9.0

20.6

175.0

表 3-2（2／2） 常時土圧荷重（E0）
NS 方向
部位

EW 方向

水平力

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)

Ａ部－－1104

1273

Ｂ部

984

761

984

761

Ｃ部

1298

23971298

2397

EL.
(m)

EL.
(m)

ＰＮ

30.3

29.0

（タービン建屋側）(t=900mm)

シェル壁
（S/W）

23.0

18.0
14.0

typeＡ
Ａ部

20.3

地下外壁

内部ボックス壁
（I/W）
Ｃ部
typeＣ

13.7
(t=1,000mm)

8.2(t=1,500mm)

EL.
(m)
0.7

2.5

(t=1,500mm)

外部ボックス壁
（O/W）

typeＢ
Ｂ部

(t=1,500mm)
2.0

-4.0
(typeＡ)
Ａ部(typeＢ)
Ｂ部(typeＣ)
Ｃ部：床スラブ位置(支持点)［

Ｂ部
typeＢの配置概念図］
10

Ｃ部
typeＣ

重大事故等対処施設としての評価荷重a.

評価圧力（PSA）
重大事故等対処施設の評価に用いる圧力として，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」に基づき，次の 4 つの値を考慮する。
PSA1＝620 kPa＊1
PSA2＝
PSA3＝
PSA4＝
注記 ＊1：添付書類「Ⅴ-1-1-4-7-1 設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）」に示す
原子炉格納容器を重大事故時において使用する場合の圧力kPa を上回る

620 kPa とする。
＊2：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」に示す原子NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

炉停止機能喪失時の有効性評価結果を考慮して設定された圧力。
＊3：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」に示す原子炉冷却材喪失事故時注水機能喪失（中小破断）の有効性評価結果を考慮して設定された圧力。
＊4：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」に基づき，kPa とする。
b.

評価温度（TSA）
重大事故等対処施設の評価に用いる温度（TSA）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」及び添付書類「Ⅴ-1-1-4-7-1 設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）」に基づき，原子炉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）
部

位温度(℃)① S/W 内部(格納容器内)

200＊1② S/W 脚部

150＊2

③ S/W-I/W 間(原子炉棟)

100＊3④ I/W 脚部

70＊4

⑤ I/W-O/W 間(付属棟)40＊5⑥ 地盤に接する部位

15＊6［原子炉建屋断面図］

11

注記 ＊1：添付書類「Ⅴ-1-1-4-7-1設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）」に示す

原子炉格納容器を重大事故時において使用する場合の温度℃を上回る200 ℃とする。
＊2：重大事故等時の評価温度における①S/W 内部(格納容器内)温度及び③S/W-I/W 間(原子炉棟)温度を平均した温度。
＊3：原子炉格納容器外の建屋内（原子炉建屋原子炉棟内）については，重大事故当時に建屋内に蒸気が充満する可能性を考慮して設定した温度。
＊4：重大事故等時の評価温度における③S/W-I/W 間(原子炉棟)温度及び⑤I/W-O/W 間(付属棟)温度を平均した温度。
＊5：既工事計画認可申請書 第 1 回申請添付資料「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」に基づき設定された温度。
＊6：既工事計画認可申請書 第 1 回申請添付資料「Ⅲ-3-3-14 原子炉格納容器底部コ

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

ンクリートマット強度計算書」に基づき設定された温度。
水圧荷重（HSSA）

c.

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，添付書類「Ⅴ-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」の冠水水位に基づき，次の値とする。
HSSA＝

d.

kN水力学的動荷重（HSA）
重大事故等対処施設の評価に用いる，サプレッションプール部に考慮する水力学的動荷重は，添付書類「Ⅴ-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」より，設計基準対象施設としての原子炉冷却材喪失事故時荷重及び逃がし安全弁作動時荷重に対して，SA 時の水位上昇を考慮し，保守的に次の値とする。
・逃がし安全弁作動時荷重（HSA1）kPa，

kPa・チャギング荷重（HSA2）

kPa，

kPa

12

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

荷重の組合せ異常時(1)

DL＋E0＋PSA1＋TSA＋HSSA

異常時(2)

DL＋E0＋PSA2＋HSA1

異常時(3)

DL＋E0＋PSA3＋HSA1＋HSA2

異常時(4)

DL＋E0＋PSA4＋HSA2

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0Ⅴ

D：死荷重及び活荷重E0：常時土圧荷重

PSA1～4：評価圧力

TSA：評価温度

HSSA：評価水圧荷重

HSA1：逃がし安全弁作動時荷重

HSA2：チャギング荷重

13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。
コンクリートの許容応力度を表 3-5 に，「ＣＣＶ規格」に基づく荷重状態Ⅳにおけるコンクリート及び鉄筋の許容ひずみを表 3-6 に示す。

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

表 3-5 コンクリートの許容応力度
荷重Fc

圧縮せん断状態（N/mm2）（N/mm2）（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）

Ⅴ

0.003

0.005

14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，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。
基礎盤については，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，異常時(1)では厚さ方向に 5 層に等分割した積層シェル要素，異常時(2)～(4)ではシェル要素とする。また，基礎盤よりNT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

立ち上がっている耐震壁については，はり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 2180 である。
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。なお，重大事故等対処施設としての評価温度 TSAを考慮する場合の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盤の温度分布に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。
定常伝熱解析では，基礎盤を 3 次元ソリッド要素でモデル化し，表 3-3 に示す各部の表面温度を入力し，基礎盤の温度分布状態を把握する。
定常伝熱解析により得られた基礎盤の温度分布を図 3-2 に，設定した要素ごとの剛性を図 3-3 に示す。
なお，定常伝熱解析には，解析コード「ＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮ ver. 2016.1.1」を用い，解析コード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。

15

図 3-1 解析モデル

16NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

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

基礎盤

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

表 3-8 剛性低減率の設定
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

65

1.0＊1

22100

65℃～100℃

1000.80＊2

17700

100℃～125℃

1250.77＊3

17000

125℃～150℃

1500.74＊3

16400

150℃～175℃

1750.71＊3

15700

175℃～200℃

2000.68＊2

15000

注記 ＊1：「ＲＣ－Ｎ規準」の温度制限値を引用＊2：「耐火ガイド 2017」記載値を引用＊3：線形補間による値

17

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0(a) 温度コンター図(b) 要素の平均温度
図 3-2 定常伝熱解析結果

18

領域 1（PCV）

領域 2：シェル壁（S/W）(内側)

領域 3：シェル壁（S/W）（外側）

領域 4：原子炉棟基礎領域 5NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0：原子炉格納容器

領域 6：内部ボックス壁（I/W）：付属棟基礎

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)
1.0

17700
17700

1.016400

17000

1.017000

17700

17700
22100
22100
1.022100

17700
22100

1.022100

22100

(下端)
図 3-3 積層シェル要素の剛性の設定

19

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，添付書類「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。
軸力及び曲げモーメントに対する断面の評価方法
各断面は，軸力及び曲げモーメントを受ける鉄筋コンクリート造長方形仮想柱として

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0算定する。
荷重状態Ⅴ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みを算定する際は，「ＣＣＶ規格」の CVE-3521.2 に基づき，表 3-6 示す許容ひずみ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，発生応力度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を算定する際のコンクリート及び鉄筋の応力度－ひずみ関係図を図 3-4 に示す。

応力度σ

応力度
σfy

0.85Fc000.003

ひずみεひずみε0.005

00（b）鉄筋（a）コンクリート

図 3-4 コンクリート及び鉄筋の応力度－ひずみ関係図

20面外せん断力に対する断面の評価方法
断面の評価は，「ＣＣＶ規格」の CVE-3522 に基づき，評価対象部位に生じる面外せん断力が，CVE-3522-1 又は CVE-3522-2 より計算した許容面外せん力を超えないことを確認する。
Q A = b j fs

（CVE-3522-1）

ここで，
QA

： 許容面外せん断力（N）

b： 断面の幅（mm）

j： 断面の応力中心間距離で，断面の有効せいの 7/8 倍の値（mm）

fs： コンクリートの短期許容せん断応力度で，表 3-5 に示す荷重状態Ⅲの値（N/mm2）

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

QA = b j α fs 0.5 wft pw -0.002（CVE-3522-2）

ここで，
pw

： 面外せん断力に対する補強筋の鉄筋比であり，次の計算式により計算した値（0.002 以上とする）
pw = aw (b x)

wfaw： 面外せん断力に対する補強筋の断面積（mm2）x： 面外せん断力に対する補強筋の間隔（mm）： 面外せん断力に対する補強筋の許容引張応力度であり，エラー! 参照元が見つかりません。に示す荷重状態Ⅲの値（N/mm2）

α ： 割増し係数であり，次の計算式により計算した値（2 を超える場合は 2，1 未満の場合は 1 とする）
α=4
M (Q d) +1

M： 曲げモーメント（N･mm）

Q： せん断力（N）

d： 断面の有効せい（mm）

3 次元ＦＥＭモデルを用いた応力の算定において，ＦＥＭ要素に応力集中等が見られる場合については，「ＲＣ－Ｎ規準」に基づき，応力の再配分等を考慮してある一定の領域の応力を平均化したうえで断面の評価を行う。

21

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。
荷重状態Ⅴ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み並びにNT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

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。

22

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

PN

図 4-1 要素図PNABCDEFG
注：はせん断補強筋を考慮する領域を示す。
図 4-2 配筋領域図23

表 4-1 配筋一覧(a) 格子配筋
領域

方向

上端筋

下端筋

せん断補強筋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

せん断補強筋半径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）

D22＠400

円周

3-D38＠200

3-D38＠200

D22＠400

半径34-D38/45°（3 段）

34-D38/45°（3 段）

D22＠400

円周

3-D38＠180

3-D38＠180

D22＠400

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）

D22＠400

円周

3-D38＠200

3-D38＠200

D22＠400

半径68-D38/45°（4 段）

68-D38/45°（4 段）－

円周

4-D38＠200

4-D38＠200－

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

BCDEFG24要素番号：131
面外せん断応力度

PN

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

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（1／4） 結果を記載する要素の位置 荷重状態Ⅴ 異常時(1)要素番号：210
面外せん断応力度

PN

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（2／4） 結果を記載する要素の位置 荷重状態Ⅴ 異常時(2)25要素番号：210
面外せん断応力度

PN

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

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（3／4） 結果を記載する要素の位置 荷重状態Ⅴ 異常時(3)要素番号：131
面外せん断応力度

PN

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（4／4） 結果を記載する要素の位置 荷重状態Ⅴ 異常時(4)26表 4-2（1／4） 評価結果
評価項目
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）

表 4-2（2／4） 評価結果

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0

評価項目
軸力＋
曲げモーメント
面外せん断力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）

評価項目＋
曲げモーメント
面外せん断力（×10-3）
鉄筋引張ひずみ（×10-3）
面外せん断応力度（N/mm2）

27

番号

発生値

許容値

250.3313.00

円周300.911

5.00

半径1310.852

1.06

発生値

許容値

荷重状態Ⅴ 異常時(2)
要素
番号

円周

250.1813.00

円周300.540

5.00

半径210

0.383

1.06

発生値

許容値

荷重状態Ⅴ 異常時(3)方向

コンクリート圧縮ひずみ

要素

円周方向

表 4-2（3／4） 評価結果

軸力

荷重状態Ⅴ 異常時(1)

要素
番号

円周

250.1163.00

円周300.419

5.00

半径2100.391

1.06

表 4-2（4／4） 評価結果
評価項目
軸力＋
曲げモーメント方向

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）

NT2 補② Ⅴ-3-9-1-1-7 R0E

面外せん断力

荷重状態Ⅴ 異常時(4)

28

要素番号

発生値

許容値

円周250.298

3.00

円周300.873

5.00

半径1310.738

1.06