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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1

提出年月日

平成30年8月23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 R1目

次

1. 概要

1

2. 構造説明2

2.1 構造計画

22.2 評価方針

43. 形状及び主要寸法

54. 設計条件

74.1 設計荷重74.2 材料及び許容限界

85. 応力計算

95.1 応力評価点

95.2 解析方針

106. 評価結果

126.1 重大事故等対処設備としての評価結果

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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。
設計基準対象施設としては，東海第二発電所 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-3-3-3 ドライウェル円錐部およびサプレッションチェンバ円筒部シェル部およびサンドクッション部強度計算書」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。
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NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1

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記載する。

1

2. 構造説明
2.1 構造計画

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0

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。

2

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0

表 2−1 構造計画
計画の概要
基礎・支持構造m 以下においてコ上部円錐胴部円筒形の鋼製ンクリートに埋設されてお容器（胴部内径約り，原子炉格納容器外側壁及高約び原子炉建屋の基礎と一体となっている。

概略構造図

主体構造m，全m）であり，板厚はmm である。

ドライウェル本体

原子炉格納容器の水平地震
力はシアラグ及び原子炉格納容器下部より原子炉建屋に伝3達される。

サプレッション・チェンバ本体

2.2 評価方針(1)

各荷重による応力評価には，三次元シェルモデルによる有限要素解析手法を適用する。

(2)

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

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1

プログラム（解析コード）の概要」に示す。

4

3. 形状及び主要寸法
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 R0−2 に示す。

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

4. 設計条件
4.1 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ＴSA

200 ℃

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

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0

点に対して荷重の大きさを示す。

(3)

(4)

応力評価点 P3N

応力評価点 P4N

応力評価点 P5N

応力評価点 P6N

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

内部機器支持ビームから加わる荷重（燃料交換時）

N

イクイプメントハッチ床に加わる荷重

N

パーソネルエアロック床に加わる荷重

N

サプレッション・チェンバ内のキャットウォークに加わる荷重

N

溶接パッドの支持荷重

N

水荷重
ドライウェル下フランジ・シールプレートに加わる荷重（燃料交換時）
N
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。
冠水水位(5)(6)mm

逃がし安全弁作動時荷重
最大正圧

kPa

最大負圧kPa

原子炉冷却材喪失事故時荷重
最大正圧kPa

最大負圧kPa7

4.2 材料及び許容限界(1)

材料
応力計算に使用する材料を表 4-1 に示す。
表 4−1 使用材料表
使用部位

使用材料

ドライウェル円錐部シェル
サプレッション・チェンバ
円筒部シェル

備考

SGV49 相当

SGV480＊SGV49 相当

SGV480＊

注記 ＊：新 JIS を示す。
(2) 荷重の組合せ及び許容限界
重大事故等対処設備の評価における荷重の組合せ及び供用状態を表 4−2 に，供用状態に

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1対する許容応力を表 4−3 に示す。
表4−2 荷重の組合せ及び供用状態（重大事故等対処設備）

施設区分

原子炉

原子炉

格納施設

格納容器

機器名称

ドライウェル本体
及びサプレッショ
ン・チェンバ本体

設備分類＊

機器等

荷重の組合せの区分

供用状態
Ｅ

常設耐震／

重大防止

事故等

常設クラス／緩和

２容器（ＥとしてＤ＋ＰＳＡ＋ＭＳＡＤの許容限界を用いる）

注記＊：「常設耐震／防止」は常設耐震重要重大事故防止設備，「常設／防止」は常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備，「常設／緩和」は常設重大事故緩和設備を示す。

表4−3 許容応力（重大事故等対処設備）(単位：MPa)
許容応力
材料

SGV480

供用状態

Ｅ

一次応力

一次＋二次応力Ｐｍ

ＰＬ＋Ｐｂ

ＰＬ＋Ｐｂ＋Ｑ

281

422−8

5. 応力計算
5.1 応力評価点
ドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体の形状及び応力レベルを考慮して設定した応力評価点を表 5−1 及び図 3−1 及び図 3−2 に示す。

表 5−1 応力評価点
応力評価点番号

応力評価点
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

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0

P195.2 解析方針
各荷重によりドライウェル本体及びサプレッション・チェンバ本体に生じる応力は，解析コードＭＳＣ ＮＡＳＴＲＡＮを使用して解析する。ドライウェル本体及びサプレッション・チ

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1

ェンバ本体の解析モデルを図 5−1 に，解析モデルの諸元を表 5-2 に示す。

図 5−1 解析モデル10表 5−2 解析モデル諸元表
項目記号単位入力値

材質−−

SGV480質量ｍ０kg−＊1

温度条件

Τ℃−＊2

縦弾性係数

ＥMPa−＊2ポアソン比

ν−

要素数−個

節点数−個

注記 ＊1：単位荷重による解析のため，質量の入力は不要。

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0＊2：動的応答を考慮しない為，温度及び剛性（縦弾性係数）は解析結果に影響しない。

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6. 評価結果
6.1 重大事故等対処設備としての評価結果
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。発生値は評価基準値を満足している。
(1)

供用状態Ｅに対する評価
供用状態Ｅに対する応力評価結果を表 6−1 に示す。

NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R0

表 4−2 に示す荷重の組合せについて記載している。

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NT2 補③ Ⅴ-3-9-1-1-4 R1E

表 6−1 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

評価基準値

MPa

MPa

判定

13P1

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

289

422

○

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

206

422

○

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

157

422

○

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