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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号

KK67-0101 改01

提出年月日

平成28年5月24日

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉
建屋および原子炉の地震応答解析モデルの高度化の目的
平成２８年５月
東京電力ホールディングス株式会社

目次
１．はじめに
２．今回設計における動解モデル検討方針
３．動解モデル高度化の必要性検討
４．動解モデル高度化検討（１）民間規格や既往の知見に基づくものの採用（２）現実に存在するものの設計への採用（３）試験等により技術開発したものの採用
５．高度化項目の妥当性確認方針（１）原子炉本体基礎の復元力特性（２）コンクリート実強度を考慮した建屋剛性（３）補助壁の考慮（４）側面回転地盤ばねの考慮（５）高度化した動解モデルの妥当性・保守性（６）高度化項目の適用範囲
６．まとめ（参考）高度化項目の定量的な効果

12１．はじめに

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の工事計画認可申請書（以下，「今回工認」という）では，耐震設計に用いる建屋および原子炉の地震応答解析モデル（以下，「動解モデル」という）の高度化を予定している。
動解モデル高度化の考え方及び目的について，以降で説明する。
動解モデルの高度化項目
項目

既工認の動解モデル

今回工認の動解モデル

コンクリート剛性

設計基準強度を使用

コンクリート強度データに基づく剛性を使用

耐震要素（建屋壁）のモデル
化

外壁などの主要な壁のみモデル化

左記に加え，考慮可能な壁（補助壁）を追加でモデル化

建屋側面地盤の摩擦による拘束効果（側面地盤回転ばね）考慮せず考慮する

原子炉本体基礎のモデル化

線形仮定とした弾性解析モデ
ル

復元力特性を考慮した弾塑性
解析モデル

２．今回設計における動解モデル検討方針

3

基準地震動の策定
既工認モデル※1による評価
高度化の必要性検討

許容値を満足する※2

Yes

高度化不要

No

動解モデル高度化検討
STEP1 民間規格や既往の知見に基づくものの採用
・原子炉本体基礎に対して復元力特性を設定

高度化の方針検討

STEP2 建設段階では計画段階であるため設計に採用できないが実機では現実に存在するものの設計への採用・実測されたコンクリート強度に基づくコンクリート剛性を採用
・補助壁を動解モデルに考慮

STEP3 試験等により技術開発したものの採用
・側面地盤ばねに回転ばねを追加

妥当性・適用性の確認※1：建屋の弾塑性解析は，建設段階では採用していないが，最新の知見「原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG4601-1991）」に基づき採用する。
※2：現場対応（耐震強化）の可能性も含めて，評価結果が規格上の許容値を満足するかどうか検討する。

4３．動解モデル高度化の必要性検討

耐震強化が困難な原子炉本体の設備に着目し，既工認モデルを動解モデルとして採用した場合の地震荷重を確認した。
設備名

原子炉本体
基礎

原子炉
圧力容器
(基礎ボルト)

炉心支持構造物(シュラウドサポート)

気水分離器

制御棒
駆動機構
ハウジング
貫通孔※1

原子炉
圧力容器
スタビライザ

ダイヤフラムフロア

原子炉冷却材
再循環ポンプ
付け根部

荷重(単位)

モーメント(kN・m)モーメント(kN・m)モーメント(kN・m)モーメント(kN・m)モーメント(kN・m)

反力(kN)

反力(kN)

モーメント(kN・m)

地震荷重
※2

2000000

146000

38700

2660

5.6

2900

66100

1720

許容値を満足する地震荷重の目
安値※21200000

461000171500

4800

9.2

12000

53000

2310

判定

目安値を超える

目安値
以下

目安値
以下

目安値
以下

目安値
以下

目安値
以下

目安値を超える目安値
以下※1：1本あたりの地震荷重※2：7号炉を例とした概算値（地震荷重はSs-1およびSs-2包絡値）

既工認モデルを動解モデルとした地震応答解析で得られた地震荷重を確認した結果，動解モデルの高度化が必要と判断

４．動解モデル高度化検討

5動解モデルの高度化に当たっては，以下のSTEPで検討することとした。
STEP１：民間規格や既往の知見に基づくものの採用（考え方）
現時点で一般的な技術・知見は採用する。
STEP２：現実に存在するものの設計への採用（考え方）
建設時設計の段階では設計に採用できないものの，実機においては，現実の条件として設計に採用し得るものは採用する。
STEP３：試験等により技術開発したものの採用（考え方）
STEP１，２以外でも，試験等により技術的な妥当性・適用性が確認できたものは採用する。

４．(１)民間規格や既往の知見に基づくものの採用

6＜高度化項目＞
原子炉本体基礎に対して復元力特性を設定
既工認モデル
剛性を線形仮定とした弾性解析モデル

今回設計の動解モデル
復元力特性を考慮した
弾塑性解析モデル

主な目的
・建設時の原子炉本体基礎の地震応答解析モデルは，剛性を線形仮定とした弾性解析を採用していたが，地震動レベルの増大に伴い，応答の非線形性を考慮する必要がある。
・原子炉本体基礎の地震応答解析モデルに「鋼板コンクリート構造耐震設計技術規程（JEAC4618-2009）」に基づく復元力特性を設定する。
※第１折点（コンクリートのひび割れにより剛性が変化する点）までの剛性は建設時と同じ。

４．(１)民間規格や既往の知見に基づくものの採用

復元力特性を考慮している範囲（ ）内は適用規格

原子炉建屋（JEAG46011991）○：線形モデルにおける応答値
非線形領域●：非線形モデルにおける応答値
線形モデル（従来）

非線形モデル（今回）

原子炉本体基礎（JEAC4618-2009）

原子炉本体基礎の地震応答解析モデルの例

概念図

原子炉本体基礎のスケルトンカーブの例（７号炉，Ss-1, NS方向の概算値）

原子炉本体基礎の復元力特性と応答レベル7

４．(２)現実に存在するものの設計への採用

8＜高度化項目＞
実測されたコンクリート強度に基づくコンクリート剛性を採用
補助壁を動解モデルに考慮
既工認モデル

今回工認の動解モデル

主な目的

コンクリート剛性にコ 建屋全体の剛性を設計時の条件に基づくものから現コンクリート剛性に設
ンクリート強度データ 実のデータに基づくものに変更することで，建屋の計基準強度を使用に基づく剛性を使用
振動性状や変形をより実状に近い応答に適正化設計時には耐震要素と耐震要素として外壁な して考慮していなかっ 建屋全体の剛性を，より実態に近い条件に基づくもどの主要な壁のみモデ たが耐震要素として考 のに変更することで，建屋の振動性状や変形をよりル化
慮可能な壁（補助壁） 実状に近い応答に適正化を追加でモデル化

9４．(２)現実に存在するものの設計への採用
スケルトンカーブ設定時の実強度の取り扱いについて剛性が大きくなるため，せん断ひずみ（建屋変形量）は低減し，応力は増大する傾向となる

設計時モデル：設計基準
強度に基づく剛性，補助壁は非考慮

・JEAG4601-1991の算定式に基づき設定する。
実状に近い建屋応答を用いて後段の機器評価を実施するという観点から，折れ点の設定で使用するコンクリート強度及び剛性は，実強度に基づく値とする。第1折れ点の設定を例として以下に示す。

応力

第１折れ点の応力・ひずみの評価式

τ1

τ1γ1Fc( Fc σv )

τ1GFc:コンクリートの実強度
G：コンクリートのせん断弾性係数（実強度に基づき算定する実剛性）
σv：軸応力度・第２折れ点，終局点についても第１折れ点と同様の方針により，JEAG4601-1991の式に基づき評価する。

コンクリート実剛性・補助壁考
慮モデル

γ1概念図

せん断ひずみコンクリート実剛性・補助壁の採用

・上記の方針は，地震応答解析実施時のせん断ばね評価についての取り扱いであり，建物の個材である耐震壁やRCCVの部材の応力評価におけるコンクリート強度としては，設計基準強度を用いる方針である。

４．(３)試験等により技術開発したものの採用

10＜高度化項目＞
建屋側面の地盤ばねに回転ばねを追加
既工認モデル

今回工認の動解モデル

主な目的

建屋地下躯体部分と地盤間の接触部に生じる摩擦に地盤が建屋の回転を抑 地盤が建屋の回転を抑 よる拘束効果を回転ばねとして考慮することにより，制する効果を考慮せず える効果をモデル化
建屋の接地率を改善するとともに，建屋の振動性状をより実状に近い応答に適正化11４．(３)試験等により技術開発したものの採用

質点

建屋地下躯体部分と地盤間の接触部に生じる摩擦による拘束効果を回転ばねとして考慮することにより，建屋の接地率を改善するとともに，建屋の振動性状をより実状に近い応答に適正化［外壁部］

曲げ・せん断剛性考慮［RCCV部］
使用済
燃料プール

GL

プールガーダト ップスラブ

ダイヤフラム
フロア

RPV
ペデスタル

回転ばね

地盤ばね

概念図

側面回転地盤ばねによる拘束効果

５．高度化項目の妥当性確認方針
高度化の項目毎に技術的妥当性を確認する。
高度化した動解モデル全体の妥当性・保守性を確認する。
以上を踏まえ，設計手法としての動解モデルの妥当性・適用性を判断する。
高度化項目の技術的妥当性確認
・原子炉本体基礎の復元力特性の設定
・コンクリート実強度に基づく建屋剛性採用
・補助壁の考慮・建屋側面地盤の回転ばねの考慮

動解モデルの妥当性・保守性確認

設計手法としての妥当性・適用性判断
高度化項目の妥当性確認フロー12

５．(１)原子炉本体基礎の復元力特性13

技術的妥当性確認方針
原子炉本体基礎の構造を踏まえた復元力特性の設定

原子炉本体基礎は鋼板コンクリート構造物であることから，民間規格である「鋼板コンクリート構造耐震設計技術規程（JEAC4618-2009）」を適用し， 復元力特性を設定。

民間規格の適用性確認

ABWR固有の構造（ベント管内蔵）の影響について，既往の加力試験で得られた荷重－変位特性と比較し，その適用性を確認。

設計手法としての妥当性を判断両者が概ね整合することをもって，設計手法としての妥当性を判断。

14５．(１)原子炉本体基礎の復元力特性
技術的妥当性確認方針

AA

既往の加力試験装置（1/10縮尺試験体）の概要

200

水平力(ton)150

充填コンクリート

100
加力試験
SC規程式

50

内筒

隔壁
00

外筒

A-A断面図ベント管24加力スタブ水平変形(mm)荷重－変位特性の比較

6

５．(２)コンクリート実強度を考慮した建屋剛性

15

技術的妥当性確認方針
コンクリート実強度を考慮した建屋実剛性の設定

サイト内で取得された試験データ（建設時のコンクリー
ト強度試験結果等）に基づきコンクリートの実強度を評価し，実強度に基づいた建屋の剛性を設定する。

材料のばらつきによる変動幅を踏まえた適用性の確認

建設時のコンクリート強度試験結果を整理し，統計処理をして平均値とばらつきを評価する。さらに，一般的な文献を調査し，およそ建設時から10年及び20年程度経過した場合のコンクリートの強度の伸びを推定するような評価式を引用して，実際にサイト内で取得したボーリングデータとの関係を確認する。

設計手法としての妥当性を判断

実強度を採用することに加えて，材料のばらつき等の各種検討による影響を確認することをもって，設計手法としての妥当性を判断。

16５．(２)コンクリート実強度を考慮した建屋剛性
技術的妥当性確認方針

1514131211109876543210＜13週強度の整理結果＞

344352360
368376384392400
408416424432
440448456
464472480
488496504512520528536544

頻度（サンプル数）

・建設時のコンクリート強度試験データ※を統計処理し，平均値とばらつき（標準偏差）を評価し，設定した数値の妥当性を確認する。
※13週強度，サンプル数：K6R/B：450程度，K7R/B：400程度
・打設後10～20年程度経過したコンクリートの強度に関する評価式について，文献調査を実施し，設定した数値値の妥当性について検討する。
・実機の設備点検時に採取した圧縮強度試験のデータを用いて設定した数値の妥当性を検討する。

圧縮強度（kg/cm2）
建設時コンクリート強度試験データの分布状況(6号炉原子炉建屋，13週強度)

建屋名称

平均値
kg/cm2(N/mm2)

標準偏差kg/cm2(N/mm2)6号炉原子炉建屋

446(43.7)

29.0(2.84)

7号炉原子炉建屋

443(43.4)

31.7(3.11)

17５．(３)補助壁の考慮
技術的妥当性確認方針
設計時に耐震要素として考慮していなかったが，耐震要素として考慮可能な壁をモデル化

規格基準の記載を踏まえた適用性の確認

設計手法としての妥当性を判断

設計時に耐震要素として考慮していなかったが耐震要素として考慮可能な壁（補助壁）を耐震要素として解析モデルの中で考慮する。

耐震要素として考慮可能かについては，既工認で適用実績のある規準である日本建築学会「原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説」（
RC-N規準）における耐震壁の規定（算定外の規定）に適合しているかを確認する。

選定した補助壁がRC-N規準の耐震壁の規定に適合していることを確認することをもって設計手法としての妥当性を判断。

18

５．(３)補助壁の考慮
技術的妥当性確認方針
・原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（RC-N規準）における耐震壁の規定（算定外の規定）に適合している壁から補助壁を選定。
算定外の規定(RC-N規準）
・ 壁厚200mm以上、かつ、壁板の内法寸法の1/30以上
・ せん断補強筋は、0.25%以上（直交する2方向それぞれ）（付帯ラーメンのない場合のせん断補強筋比は、壁筋の許容引張応力度に対するコンクリートの許容せん断応力度との比以上を確保）
・ 壁筋は複筋配置とする
・ 壁筋はD13以上の異形鉄筋を用いる（壁の見付け面に対する間隔は300mm以下）
・ 開口補強筋はD13以上、かつ、壁筋と同径以上の異形鉄筋を用いる
・ 付帯ラーメンがある場合には、その柱・梁に適切な靱性を確保させる

PN：耐震壁として剛性を評価する範囲（設計時と同じ）：補助壁として剛性を評価する範囲

補助壁の選定結果例(7号炉原子炉建屋・地下3階)

５．(４)側面回転地盤ばねの考慮

19

技術的妥当性確認方針

建屋側面地盤ばねとして回転ばねを考慮する

建屋側面地盤ばねとして，設計時には考慮していなかった回転ばねを考慮する

建屋の設置状況及び要素試験結果を踏まえた
Ss及びSd地震時の適用性確認

原子炉建屋周辺の地盤や隣接建物との関係を整理した上で，要素試験（地中外壁摩擦試験）結果を踏まえ，実機のSs及びSd地震時における回転ばねの適用性を確認する。適用性の確認にあたっては，地盤等の材料非線形及び幾何学的非線形を考慮した詳細な解析による検証を行う。

設計手法としての妥当性を判断

建屋の設置状況及び要素試験結果を踏まえた詳細解
析により実機のSs及びSd地震時への適用性を確認することをもって，設計手法としての妥当性を判断。

５．(４)側面回転地盤ばねの考慮
技術的妥当性確認方針
・原子炉建屋と周辺の地盤や隣接建物との関係を整理する。
・原子炉建屋を模擬した要素試験（地中外壁摩擦試験）結果に基づき，建屋地中外壁側面に防水層が存在する場合の側面の摩擦力を評価する。
・Ｓｓ，Ｓｄ地震時の適用性については，地盤・遮水材等の材料非線形及び幾何学的非線形を考慮した詳細評価モデルを用いて確認する。

要素試験（地中外壁摩擦試験）

詳細評価モデルによるSs・Sd地震時の適用性の検証（概念図）

20

５．(５)高度化した動解モデルの妥当性・保守性

21

妥当性の確認方針
過去の地震観測記録（新潟県中越沖地震等）でベンチマーキングした解析モデルを用いた地震応答解析を実施。
ベンチマーキングした解析モデルによる地震応答解析結果と，高度化した動解モデルによる地震応答解析結果とを比較することにより，動解モデルの妥当性を確認する。
過去の地震観測記録でベンチマーキングした解析モデルを用いた地震応答解析

高度化モデルの地震応答との比較

妥当性の確認建屋モデル図動解モデルの妥当性確認フロー

地盤ばねのモデル化概念図

検討に用いる解析モデルの例

22５．(５)高度化した動解モデルの妥当性・保守性
保守性確保の方針

高度化項目のうち，試験や解析結果に基づいて採用するものについては，概ね下限と考えられる値における応答を設計上考慮することで，保守性を確保する。
高度化項目

保守性 建設時の考え方

今回工認の考え方

保守性

実測値があるため実剛性を用いるが，概ね下限と考えられる剛性における応答を設計上考慮

実測値のうち，概ね下限値を設計上考慮すること

コンクリート剛性実測値が無いことから，下限のコンクリート剛性（設計基準強度）を用いて，応答が大きくなるよう配慮

耐震要素（補助壁）のモデル化

詳細な壁の配置が決定してい実際に存在する壁のうち，規ないことから，主要な壁（耐定に適合する壁を考慮し，応震壁）のみを考慮することで，答を適正化
応答が大きくなるよう配慮

側面地盤回転ばね知見がないことから，下限のばね剛性（剛性0%）で，応答が大きくなるよう配慮

試験や解析により確認した回転ばね剛性を用いるが，概ね下限と考えられるばね剛性における応答を設計上考慮概ね下限のばね剛性を設計上考慮すること

原子炉本体基礎のモデル化

知見がないことから，弾性解析とすることで，応答を大きくなるよう配慮

規格に適合した復元力特性を設定し，応答を適正化－－

５．(５)高度化した動解モデルの妥当性・保守性

23

保守性確保の方針
高度化項目のうち，試験や解析結果に基づいて採用するものについては，概ね下限と考えられる値における応答を設計上考慮することで，保守性を確保する。

測定データが無いことから，剛性の下限値として設計基準強度を採用

ばらつき：実測値の平均値＋σ
基本ケース：実測値の平均値
ばらつき：実測値の平均値－σ
保守性：実測値の平均値－2σ（≒95%信頼区間）

基本ケース：設計基準強度

実測値のうち，概ね下限と考えられる剛性における応答を設計上考慮
建設時

概念図

今回工認

採用するコンクリート剛性における保守性24

５．(６)高度化項目の適用範囲

個別に妥当性・適用性を確認した上で，適用可能と判断した項目については，すべての建物・設備の設計に取り入れる。
高度化項目

適用範囲

適用範囲の設定理由

コンクリート
実剛性

設計基準強度が同じ既設の建物・構築物※の評価で共通して適用する。

コンクリートの調合が同等であり，建設時期が同じため。

補助壁の考慮

規格規準の規定に適合している全ての既設建物の地震応答解ことをもって適用性を判断する
析モデルに共通して適用する。
項目であるため。

側面地盤回転ばね

建物毎に妥当性・適用性を建物の設置状況や建屋応答によ詳細に検討した上で適用する。 る影響が大きい項目であるため。

原子炉本体基礎の復元力特性

６，７号炉の原子炉建屋-大型機器連成解析モデルに適用する。

ABWR固有の構造（ベント管内蔵）の影響を踏まえて，適用性を確認する項目であるため。

※６，７号炉では原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋，廃棄物処理建屋が対象。
屋外重要土木構造物は対象外。

25

６．まとめ
今回の設計では，動解モデルを高度化し，設備等への耐震設計に用いる評価条件の適正化を図ることとする。
高度化した動解モデルの妥当性・保守性について，検討を実施する。
今回工認の動解モデル

高度化の目的

原子炉本体基礎に復元力特性を設定

入力の大きさに応じて，民間規格等に基づき復元力特性を設定

民間規格の適用性

コンクリートの実剛性を使用

新規建設時の設計段階では実測値がなく，設計値を使用せざるを得ないが，実機では実測したコンクリート強度に基づく剛性の設定により建屋の振動性状や変形をより実状に近い応答に適正化

実測値に基づく，剛性設定の妥当性

補助壁をモデル化

実際に存在する壁をモデルに組み込むことにより建屋の振動性状や変形をより実状に近い応答に適正化－

側面回転ばね追加

側面回転ばねそのものは新しい評価技術ではなく，要素試験等により技術的妥当性を確認した上で動解モデ 要素試験や解析に基づく，ばね剛ルへ取り込むことにより，接地率を改善するとともに， 性設定の妥当性
建屋の振動性状をより実状に近い応答に適正化

論点・保守性26（参考）高度化項目の定量的な効果（7号炉の例）
注：以降の検討結果は暫定条件に基づく概算値である。

27

１．高度化の定量的効果を測る指標

動解モデルの高度化による効果が現れるのは主に水平方向であることから，水平方向の地震荷重等（加速度，せん断力，モーメント等）の変化に着目した。
動解モデルでモデル化される部位のうち，主要な部位（下図）における地震荷重等の比較をおこない，高度化の効果を確認した。
◆建屋壁のせん断応力-せん断ひずみ⇒建屋壁の設計に用いる◆原子炉遮蔽壁部の地震荷重（床応答スペクトル，相対変位）⇒主蒸気系配管等の設計に用いる◆原子炉圧力容器部の地震荷重（せん断力，モーメント）⇒原子炉圧力容器の設計に用いる◆建屋床面の応答加速度（床応答スペクトル）⇒床置機器や配管の設計に用いる◆原子炉本体基礎部の地震荷重（せん断力，モーメント）⇒原子炉本体基礎の設計に用いる◆ダイヤフラムフロアの地震荷重（ばね反力）⇒ダイヤフラムフロアの設計に用いる◆建屋接地率⇒動的解析モデル（埋込みSRモデル）の適用範囲判断の目安として用いる

炉内構造物解析
モデルの例
原子炉建屋－大型機器連成解析
モデルの例◆原子炉冷却材再循環ポンプの地震荷重（せん断力，モーメント）⇒原子炉冷却材再循環ポンプの設計に用いる

28

２．効果の定量的把握

個々の高度化項目が地震応答へ与える効果を定量的に把握するため，既工認モデルに高度化項目を１項目のみ加えた動解モデルで地震応答解析をおこない，地震荷重等（加速度，せん断力，モーメント等）を比較した。
＜比較ケース＞
ケース名①ｺﾝｸﾘｰﾄ剛性

②補助壁

③回転ばね

④原子炉本体基礎

既工認モデル

設計基準強度無無線形

ケース１（ｺﾝｸﾘｰﾄ実強度）

実強度

無無線形

ケース２（補助壁考慮）

設計基準強度

有無線形

ケース３（回転ばね考慮）

設計基準強度無有線形

ケース４（原子炉本体基礎）

設計基準強度

無無非線形

高度化モデル

実強度

有有非線形※黄色は，既工認モデルからの変更箇所を示す。

３．地震荷重等の比較（建屋）29※暫定条件に基づく概算値

せん断ひずみの比較

外壁部（NS方向）

既工認モデルケース1(コンクリート実強度）
ケース２(補助壁考慮）
ケース３(回転ばね考慮）
高度化モデル

RCCV部（NS方向）

T.M.S.L. (m)50.0

T.M.S.L. (m)50.0

耐震壁の評価基準値（せん断ひずみ：2.0×10-3）
40.0

40.0

30.0

30.0

20.0

20.0

10.0

10.0

0.0

0.0

-10.0

-10.0
0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

せん断ひずみ (×10-3)

2.5

0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

せん断ひずみ (×10-3)

建屋のせん断ひずみの比較（Ss-1,NS方向）

2.5

３．地震荷重等の比較（建屋）30※暫定条件に基づく概算値

せん断力の比較

既工認モデルケース1(コンクリート実強度）
ケース２(補助壁考慮）
ケース３(回転ばね考慮）
高度化モデル

外壁部（NS方向）

RCCV部（NS方向）

T.M.S.L. (m)50.0

T.M.S.L. (m)
50.0

40.0

40.0

30.0

30.0

20.0

20.0

10.0

10.0

0.0

0.0

-10.0

-10.0
0

50

100150

最大応答せん断力 (×104kN)

050

100150

最大応答せん断力 (×104kN)

建屋のせん断力の比較（Ss-1,NS方向）

31

３．地震荷重等の比較（建屋）※暫定条件に基づく概算値

接地率，応答スペクトルの比較
8000

既工認モデルケース1(コンクリート実強度）
ケース２(補助壁考慮）
ケース３(回転ばね考慮）
高度化モデルNS, 4F
h=0.05加速度 (cm/s2)

6000

接地率の比較

2000

接地率

解析ケース

00.01

EW方向

51.5%
(Ss-1)

49.9%(Ss-2)

ケース１（ｺﾝｸﾘｰﾄ実強度）

50.3%(Ss-1)

47.3%(Ss-2)

ケース２（補助壁考慮）51.0%(Ss-1)

47.4%(Ss-2)

ケース３（回転ばね考慮）70.1%(Ss-1)

67.0%(Ss-2)

高度化モデル

68.5%(Ss-1)

65.0%(Ss-2)

0.10

1.00

10.00

1.00

10.00

周期 (s)

オペフロ階
8000

NS, B3F
h=0.056000

加速度 (cm/s2)

NS方向
既工認モデル

4000

4000

2000

00.01

0.10

周期 (s)

基礎版上

基礎版上とオペフロレベル
における応答スペクトル比較（Ss-1、NS方向、減衰5.0％ ）32

３．地震荷重等の比較（機器）※暫定条件に基づく概算値◆原子炉圧力容器
0.97倍

0.92倍

0.94倍
1.01倍

モーメント（kN・m）

0.99倍

せん断力（kN）

1.00倍

ケース３
ケース４
ケース２
ケース１
高度化モデル
既工認モデル（コンクリート実強度） （補助壁考慮） （回転ばね考慮） （原子炉本体基礎）

0.92倍

0.87倍
0.77倍

0.67倍

ケース３
ケース４
ケース２
ケース１
高度化モデル
既工認モデル（コンクリート実強度） （補助壁考慮） （回転ばね考慮） （原子炉本体基礎）（a）せん断力比較（b）モーメント比較

原子炉圧力容器支持スカートにおける地震荷重比較（Ss-1およびSs-2包絡値）

1.19倍

0.71倍

0.76倍
0.65倍
0.45倍

ケース３
ケース４
ケース２
ケース１
高度化モデル
既工認モデル（コンクリート実強度） （補助壁考慮） （回転ばね考慮） （原子炉本体基礎）

モーメント（kN・m）◆原子炉本体基礎

せん断力（kN）

1.18倍

0.67倍

0.75倍

0.64倍
0.40倍

ケース４ケース３
ケース２ケース１
高度化モデル
既工認モデル（コンクリート実強度） （補助壁考慮） （回転ばね考慮）（原子炉本体基礎）（a）せん断力比較（b）モーメント比較

原子炉本体の基礎基部における地震荷重比較（Ss-1およびSs-2包絡値）

３．地震荷重等の比較（機器）33◆原子炉遮蔽壁

主蒸気系配管評価用
構築物間相対変位（水平方向）

相対変位
（mm）
既工認モデル

2.6

ケース１（ｺﾝｸﾘｰﾄ実強度）

1.5

ケース２（補助壁考慮）

1.8

ケース３（回転ばね考慮）

2.7

ケース４（原子炉本体基礎）

2.4

高度化モデル

1.3※：評価に用いる値のうち最大値を記載

原子炉遮蔽壁(T.M.S.L.18.440m，Ss-1，NS方向，減衰2.0％)における応答スペクトル比較※暫定条件に基づく概算値

34

３．地震荷重等の比較（機器）※暫定条件に基づく概算値◆ダイヤフラムフロア
ばね反力（kN）
ばね反力（kN）

1.16倍

0.66倍
0.57倍

0.54倍

0.47倍

ケース３
ケース４
ケース２
ケース１
高度化モデル
既工認モデル（コンクリート実強度） （補助壁考慮） （回転ばね考慮） （原子炉本体基礎）

1.13倍

1.21倍

1.19倍
0.98倍

0.93倍

ケース３
ケース４
ケース２
ケース１
高度化モデル
既工認モデル（コンクリート実強度） （補助壁考慮） （回転ばね考慮） （原子炉本体基礎）（a）せん断力比較◆原子炉冷却材再循環ポンプ

モーメント（kN・m）

せん断力（kN）

ダイヤフラムフロアにおけるばね反力比較（Ss-1およびSs-2包絡値）

1.16倍

1.24倍

1.20倍
0.99倍

0.95倍

ケース３
ケース４
ケース２
ケース１
高度化モデル
既工認モデル（コンクリート実強度） （補助壁考慮） （回転ばね考慮） （原子炉本体基礎）（b）モーメント比較

原子炉冷却材再循環ポンプ付け根部
における地震荷重比較部（Ss-1およびSs-2包絡値）

35

４．高度化の定量的効果のまとめ
変更点

応答への効果（建物系）

応答への効果（機器系）①コンクリート剛性に 採用により，Ssによる建屋のせん断ひず実強度を使用
みを小さくする効果があるが，原子炉建屋は評価基準値に対して十分余裕のあ②耐震要素に補助壁を る設計となっており，既工認モデルで評価した場合も，評価基準値を満足する。
モデル化

・原子炉系（特に，原子炉本体基礎とダイヤフラムフロア）の地震荷重を低減する効果がある。
・配管系の設計条件（床応答スペクトル，相対変位）を低減する効果もある。

回転ばねを採用することにより，接地率を大きく改善する効果がある。採用しな③側面地盤ばねに回転い場合，接地率が小さくなり，浮き上がりばねを追加の影響を考慮した検討が必要となる可能性がある。

・原子炉系の地震荷重は，概ね既工認モデルと同等か若干増加する傾向。
・配管系の設計条件（床応答スペクトル）を低減する効果がある。

④原子炉本体基礎に復元力特性を設定

・原子炉系（特に，原子炉本体基礎とダイヤフラムフロア）の地震荷重を低減する効果がある。
・配管系の設計条件（床応答スペクトル，相対変位）に与える影響は軽微。

－

36

５．高度化項目の定量的効果確認方針

改造困難な原子炉系設備に着目し，評価対象設備を網羅的に抽出する。
動解モデルの高度化前後で耐震評価をおこない，設備への効果を定量的に確認する。

原子炉系設備主蒸気系配管動解モデルのモデル化
対象設備

加速度，相対変位を用いる設備

原子炉圧力容器
スタビライザ

気水分離器

ダイヤフラムフロア

炉心支持構造物

対象を網羅的に抽出

主蒸気系
配管

原子炉圧力容器原子炉冷却材再循環ポンプ
モータケーシング
原子炉本体基礎

高度化前後の耐震評価

定量的効果確認対象設備（案）