本資料のうち，枠囲みの内容は営

東海第二発電所 工事計画審査資料

業秘密又は防護上の観点から公資料番号

工認-683 改 4開できません。

提出年月日

平成 30 年 9 月 26 日

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

Ⅴ-2-9-4-3-5-2 付属設備の耐震性の計算書

本書は，ペデスタル排水系の耐震性の計算書のうち，付属設備の耐震性に関する計算を示すものである。計算書の構成は以下のとおりとする。
第1章

コリウムシールドの耐震性の計算書

第2章

管の耐震性についての計算書

第3章

導入管カバーの耐震性の計算書

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

下線部：本日説明資料

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

第 1 章 コリウムシールドの耐震性の計算書

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2目

次

1. 概要

1-1

2. 一般事項1-22.1 構造計画

1-22.2 評価方針

1-32.3 適用基準

1-32.4 記号の説明

1-42.5 計算精度と数値の丸め方

1-53. 評価部位

1-64. 固有周期

1-75. 構造強度評価

1-75.1 構造強度評価方法

1-75.2 荷重の組合せ及び許容応力

1-85.3 設計用地震力

1-95.4 計算方法

1-106. 評価結果

1-156.1 重大事故等対処設備としての評価結果

1-15

7. 床ドレンサンプライナの機能維持について

1-177.1 構造の概要

1-177.2 機能維持の方針

1-18

7.3 評価内容

1-19

1. 概要本計算書は，添付書類「Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針」にて設定している構造強度及び機能維持の設計方針に基づき，コリウムシールドが設計用地震力に対して十分な構造強度を有していることを説明するものである。
コリウムシールドは，重大事故等対処施設においては常設重大事故緩和設備に分類される。以NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R3

下,重大事故等対処設備としての構造強度評価を示す。

1-1

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R32. 一般事項
2.1 構造計画
コリウムシールドの構造計画を表 2-1 に示す。
表 2-1 構造計画
計画の概要

1-2

基礎・支持構造

主体構造

コリウムシールドは原子炉本

コリウムシールドは溶融炉心体の基礎（上部円筒部）に水から原子炉本体の基礎（コン平支持型鋼，水平支持ボルトクリート）を保護するため，鉛直支持プレート及び鉛直支原子炉本体の基礎（上部円筒持ボルトを介して支持され部及び中間スラブ）に設置さる。

れる構造物である。

概略構造図

鉛直支持プレート
コリウムシールドは融点の高いブロック状のシールド材とコリウムシールド
水平支持型鋼，（高さ 1880mm，厚さ 150mm）

水平支持ボルトサポートからなる構造物である。

鉛直支持ボルト

原子炉本体の基礎2.2 評価方針
コリウムシールドは，地震荷重に対する構造強度評価を行う。なお，強度評価部位はシールド材を原子炉本体の基礎（上部円筒部）に固定するためのサポートとする。
また，設計荷重は，シールド材に作用する水平地震荷重及び鉛直地震荷重とする。
コリウムシールドの構造強度評価は，添付書類「Ⅴ-2-1-9

機能維持の基本方針

3.1

構造強度上の制限」にて設定した荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界に基づき，「2.1 構造計画」にて示すコリウムシールドの部位を踏まえ「3. 評価部位」にて設定する箇所において，「5.1 構造強度評価方法」で算出した荷重に基づく応力等が許容限界内に収まることを，「5.4計算方法」にて示す方法にて確認することで実施する。確認結果を「6.

評価結果」に示す。

コリウムシールドの耐震評価フローを図 2-1 に示す。
計算モデルの設定

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

設計用地震力地震時における応力

コリウムシールドの構造強度評価
図 2-1 コリウムシールドの耐震評価フロー
2.3 適用基準
適用基準を以下に示す。
(1) 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（日本電気協会）(2) 原子力発電所耐震設計技術指針 ＪＥＡＧ４６０１－1987（日本電気協会）(3) 原子力発電所耐震設計技術指針 ＪＥＡＧ４６０１－1991 追補版（日本電気協会）(4) 鋼構造設計基準－許容応力度設計法－（2005 改定）（日本建築学会 2005 年 9 月）
（以下「鋼構造設計基準」という。
）

1-3

2.4 記号の説明

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R3記

号記

号 の 説 明単位ρ

密度kg/m3Ｆ

許容応力度の基準値

MPaｆｂ

許容曲げ応力MPaｆｓ

許容せん断応力MPaｆｔ

許容引張応力・組合せ応力

MPa

Ｗ

荷重

N

Ｍ

モーメント

Ｆ

せん断力・引張力

NＳｓ

基準地震動Ｓｓにより定まる地震荷重NＡ

面積mm2Ｚ

断面係数mm3σｔ

引張応力

MPa

σｂ

曲げ応力

MPa

τ
σ

せん断応力

MPa

組合せ応力

MPa

Ｌ

長さmm

Ｓｙ

材料の設計降伏点

MPa

Ｓｕ

材料の設計引張強さ

MPa

ＣＨ

水平方向設計震度－ＣＶ

鉛直方向設計震度

－

Ｋ

係数

－

Ｄ

死荷重

N

ＦＣ

コンクリートの設計基準強度

N･mm

1-4kg/cm2

2.5 計算精度と数値の丸め方
表示する数値の丸め方を表 2-2 に示す。
表 2-2 表示数値の丸め方

単位

処理桁

処理法

表示桁

許容応力

鋼材／アンカーボルト

MPa

小数点以下第１位切捨て

整数

許容引抜力

コンクリートN

小数点以下第 5 位切捨て

小数点以下第 4 位

算出応力鋼材／アンカーボルト

MPa

小数点以下第１位切上げ

整数

引抜力

コンクリートN

小数点以下第 5 位 四捨五入

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

数値の種類

1-5

小数点以下第 4 位

3. 評価部位
コリウムシールドの耐震評価は，「5.1 構造強度評価手法」に示す条件に基づき，耐震評価上厳しくなる水平支持型鋼，水平支持ボルト，鉛直支持プレート，鉛直支持ボルトについて実施する。コリウムシールドの耐震評価部位については，表 2-1 の概略構造図に示す。また，コリウムシールドの形状及び主要寸法を図 3-1 に示す。
鉛直支持ボルト()

鉛直支持プレート(幅×厚さ

水平支持ボルト())

水平支持型鋼NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2()

Ａ

水平支持材負担範囲

鉛直支持材負担範囲（度ピッチ）

Ａ視図
図 3-1 コリウムシールドの形状及び主要寸法（単位：mm）

1-6

4. 固有周期
コリウムシールドは鉛直支持プレート，水平支持型鋼，鉛直支持ボルト及び水平支持ボルトにより固定されており，全体的に一つの剛体とみなせるため，固有周期は十分に小さく，固有周期の計算は省略する。
5.

構造強度評価5.1 構造強度評価方法
次の条件で計算する。
(1)

死荷重
図 3-1 に示すとおり，水平支持材及び鉛直支持材が負担する荷重範囲は，水平支持ボルト及び鉛直支持ボルトの支持スパンをそれぞれ考慮し，周方向は度ピッチとする。その範囲のシールド材に作用する地震加速度によって，水平方向及び鉛直方向に負荷される荷重を以下に示す。
kg/m3

シールド材の密度ρ

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

シールド材の死荷重（方向は図 3-1 参照）(2)

水平支持材が荷重を負担する範囲の荷重ＷＨ

N

鉛直支持材が荷重を負担する範囲の荷重ＷＶN

水荷重
コリウムシールドに囲まれる空間には，通常運転時の液体廃棄物の検知機能を維持する目的と，重大事故時の溶融炉心の冷却機能を維持する目的で，常時水張りをしている。これらの水による水頭圧は最大でもMPa であり，コリウムシールドに圧縮荷重として作用した場合でもシールド材の圧縮耐力であるMPa に比べ十分小さいため，水荷重による応力は評価対象としない。

1-7

5.2 荷重の組合せ及び許容応力(1)

使用材料の許容応力評価条件
コリウムシールドの使用材料の許容応力評価条件を表 5-1 に示す。
表 5-1 使用材料の許容応力評価条件
評価部材

材料

温度条件

ＳｙＳｕ

（℃）

（MPa）

（MPa）

40205

520

40315490

水平支持型鋼
水平支持ボルト
垂直支持プレート
垂直支持ボルト(2)

荷重の組合せ及び許容応力
基準地震動の策定に伴う地震荷重との組合せの評価として，荷重の組合せを表 5-2 に示

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

し，許容応力を表 5-3 に示す。
表5-2 荷重の組合せ及び荷重の種類
施設区分
原子炉コリウム－

格納施設

設備分類＊1

機器名称

機器等の区分

常設／緩和

シールド

荷重の組合せ

荷重の種類

Ｄ＋Ｓｓ

短期荷重－

注記 ＊1：「常設／緩和」は常設重大事故緩和設備を示す。
表5-3 許容応力

材料(単位：MPa)

許容応力*2

基準応力

引張応力

曲げ応力

せん断応力

組合せ応力

1.5・ｆｔ1.5・ｆｂ

1.5・ｆｓ1.5・ｆｔ

205205205118205315315363181315

Ｆ*1

注記 *1：基準応力Ｆは以下の計算式で求める。
Ｆ＝Ｍｉｎ（Ｓｙ，0.7・Ｓｕ）
ここで，Ｓｙ：材料の設計降伏点
Ｓｕ：材料の設計引張強さ*2：ｆｔ，ｆｂ，ｆｓはそれぞれ以下の計算式で求める。
ｆｔ＝Ｆ／1.5

3

ｆｂ＝Ｆ／1.5 又はＦ／1.3
ｆｓ＝Ｆ／(1.5・)
1-8

5.3 設計用地震力(1)

設計用地震力コリウムシールドは，ブロック状のシールド材を原子炉本体の基礎の上部円筒部および中間スラブに隙間なく敷設することにより，原子炉本体の基礎と一体の地震応答挙動を示すことから，設計用地震荷重として，添付書類「Ⅴ-2-3-2 炉心，原子炉圧力容器及び圧力容器内部構造物並びに原子炉本体の基礎の地震応答計算書」によって算出された設計震度を適用する。コリウムシールドの設計震度を表 5-3 に示す。
表 5-3 設計震度
弾性設計用地震動Ｓｄ

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R3据付場所
及び

固有周期

床面高さ(m)（s）

又は静的震度
水平方向

鉛直方向

水平方向

鉛直方向

設計震度

設計震度

設計震度

設計震度－－－＊2
11.656基準地震動Ｓｓ*1

注記 ＊1：基準床レベルを示す。
＊2：固有周期は十分に小さく，計算は省略する。

1-9

5.4 計算方法
5.4.1 応力評価点
応力評価点を表 5-4 及び図 5-1 に示す。

表 5-4 応力評価点
応力評価点

Ｐ１水平支持型鋼Ｐ２

水平支持ボルトＰ３鉛直支持プレート

Ｐ４鉛直支持ボルト

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

応力評価点番号P4P3P1P2

図 5-1 応力評価点

1-10

5.4.2 水平支持材の応力計算（応力評価点Ｐ１及びＰ２）
(1)

計算モデル
図 3-1 に示す水平支持材が荷重を負担する範囲のシールド材の水平地震荷重が，水平支持型鋼に等分布荷重として作用することとなる。水平支持型鋼は，水平支持ボルトと溶接によって接続されるため，計算モデルは図 5-2 に示す両端固定はりとして計算する。
ＬH水平地震荷重ｗHＭP1
水平支持ボルト

ＦP1，ＦP2水平支持型鋼

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

図 5-2 計算モデル
a. 水平方向地震による等分布荷重
Hｗ ＝Ｗ H・ Ｃ H
ＬH

ここで，
ＬH：水平支持スパン＝㎜

b. 水平支持型鋼に作用する曲げモーメントH

ＭP1＝ｗH・Ｌ 2
12ＦP1＝ｗH・

H2

c. 水平支持型鋼に作用するせん断力

Ｌd. 水平支持ボルトに作用する引張力
ＦP2＝2 ・ＦP1(2)応力計算
a. 水平支持型鋼の曲げ応力
σ bP1 ＝

Ｍ P1
Ｚ P1

ここで，
ＺP1＝mm31-11

b. 水平支持型鋼のせん断応力τ P1 ＝

Ｆ P1
Ａ P1

ここで，
ＡP1：水平支持型鋼のせん断断面積＝

3σ P1 ＝ σ21Pbc. 水平支持型鋼の組合せ応力＋ ・τ P12d. 水平支持ボルトの引張応力
σ tP2 ＝Ｆ P2Ａ P2

ここで，mm2NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

ＡP2：ボルト有効断面積＝1-12mm2

5.4.3 鉛直支持材の応力計算（応力評価点Ｐ３及びＰ４）
(1)

計算モデル
図 3-1 に示す鉛直支持材が荷重を負担する範囲のシールド材の鉛直地震荷重が，鉛直支持プレートに等分布荷重として作用する場合，図 5-3 に示す片持ちはりとして計算することができる。ただし，5.3 項に示すとおり，コリウムシールドに作用する鉛直震度は 1.0 未満であり，実際にはシールド材の浮き上がりによる荷重は作用しないため，発生応力は生じない。

鉛直支持プレート対称面（固定境界）

ＦP3,P4ＭP3

鉛直地震荷重ｗv
ＬV

図 5-3 計算モデルa. 鉛直方向地震による等分布荷重v

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2鉛直支持ボルト

ｗ ＝

Ｗ v・ Ｃ v
Ｌv

ここで，Ｌv：荷重を負担する範囲の鉛直支持プレート長さ＝b. 鉛直支持プレートに作用する曲げモーメントv

22ｗv・ ＬＭP3＝

2ＦP3＝ｗv・v2c. 鉛直支持プレートに作用するせん断力

Ｌd. 鉛直支持ボルトに作用する支持反力
ＦP4＝2 ・ＦP3

1-13㎜

(2)

応力計算
a. 鉛直支持プレートの曲げ応力
σ bP3 ＝

Ｍ P3
Ｚ P3

ここで，
mm3ＺP3＝b. 鉛直支持プレートのせん断応力τ P3 ＝

Ｆ P3
Ａ P3

ここで，
ＡP3：鉛直支持プレートのせん断断面積＝NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R23

σ P3＝ σ23Pbc. 鉛直支持プレートの組合せ応力＋ ・τ P32d. 鉛直支持ボルトの引張応力
σ tP4 ＝Ｆ P4
Ａ P4

ここで，ＡP4：ボルト有効断面積＝mm2

1-14mm2

6.

評価結果

6.1 重大事故等対処設備としての評価結果
コリウムシールドの重大事故等対処設備としての耐震評価結果を以下に示す。発生値は評価基準値を満足しており，耐震性を有することを確認した。
(1) 構造強度評価結果

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

短期荷重に対する構造強度評価結果を次頁以降の表 6-1 に示す。

1-15

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

表 6-1 短期荷重に対する応力評価結果（Ｄ＋Ｓｓ）
短期荷重部

材

応力評価点

水平支持型鋼Ｐ１

水平支持ボルト

Ｐ２

鉛直支持プレートＰ３

鉛直支持ボルトＰ４

1-16

すべて許容値以下である。

材料

応

力

曲げせん断組合せ
引張り
曲げせん断組合せ
引張り算出応力（MPa）
σbP1＝ 47
τP1＝ 6σP1＝ 49σｔP2＝ 69σbP3＝ 0τP3＝ 0σP3＝ 0σｔP4＝ 0

許容応力（MPa）
205118205205363
181315315

7. 床ドレンサンプライナの機能維持について
7.1 構造の概要
床ドレンサンプライナは，原子炉本体の基礎の側面及び底面に敷き詰められたコリウムシールドのシールド材の表面に，ステンレス製のライナを内張りした構造となっており，耐漏洩機能を有するよう設計されている。
床ドレンサンプライナは，コリウムシールドに囲まれる空間が，通常運転時の液体廃棄物の検知機能を維持する目的と，重大事故時の溶融炉心の冷却機能を維持する目的で常時水張りを実施しているため，原子炉本体の基礎内（ドライウェル部）に水位を形成及び維持できるよう設置されている。

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R3

床ドレンサンプライナの概要を図 7-1 に示す。

図 7-1 床ドレンサンプライナの概要

1-17

7.2 機能維持の方針
床ドレンサンプライナの構造，形状及び寸法を図 7-2 に示す。
床ドレンサンプライナは，原子炉本体の基礎の側面及び底面に敷き詰められたシールド材の表面に，ステンレス製のライナが内張りされる構造となっており，耐漏洩機能を有している。そのため，地震時に対してライナは強度部材として扱わず，分割したシールド材をコリウムシールドのサポートにより支持する構造としている。また，5.3 項に示すとおり，コリウムシールドに作用する鉛直震度は 1.0 未満であり，浮き上がりが生じない構造であるため，床ドレンサンプライナに対する鉛直地震荷重は作用しない。
内側シールド材は，目地材により外側シールド材に接着されており，水平方向支持材で内側シールド材の一部を拘束する構造となっている。本書では，内側シールド材にライナ方向の水平荷重が作用した場合に，全て床ドレンサンプライナが荷重負担することを仮定し，耐震評価を実施する。鉛直地震荷重に対しては，床ドレンサンプライナに対する荷重が伝達されないため，底面部のライナは評価対象外とする。
床ドレンサンプライナの評価にあたっては，水平方向支持材の高さ方向のピッチに着目mm）を設定する。

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R3

し，保守的なピッチ（

評価対象箇所

図 7-2 床ドレンサンプライナの構造，形状及び寸法

1-187.3 評価内容
7.3.1 応力評価方法
(1)

曲げ応力
図 7-2 に示す範囲の内側シールド材の水平地震荷重がライナに等分布荷重として作用するものと考え，図 7-3 に示す両端固定はりとして計算する。

水平地震荷重ライナ

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

鉛直支持ＨL ｗLスパン

ＭLＦL

図 7-3 計算モデル
a. 水平方向地震による等分布荷重
Lｗ ＝

Ｗ L・ Ｃ H
ＨL

ここで，
ＷL：ライナが負担する死荷重＝
ＨL：鉛直支持スパン＝㎜

b. ライナに作用する曲げモーメント

ＭL＝ｗL・ＨL212Ｈ

2ＦL＝ｗL・L

c. ライナに作用するせん断力1-19N(2)応力計算
a. ライナの曲げ応力
σ bL ＝ＭLＺL

ここで，mm3ＺL＝b. ライナのせん断応力
τ L＝ＦLＡL

ここで，mm2ＡL：ライナのせん断断面積＝NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2(3)3σ L＝ σ2L
bc. ライナの組合せ応力＋ ・ τ L2

使用材料の許容応力評価条件
床ドレンサンプライナの使用材料の許容応力評価条件を表 7-1 に示す。
表 7-1 使用材料の許容応力評価条件
評価部材

材料

床ドレンサンプライナ

SUS304

(4)

温度条件

ＳｙＳｕ

（℃）

（MPa）

（MPa）

40205

520

荷重の組合せ及び許容応力
床ドレンサンプライナの機能維持評価として，荷重の組合せを表 7-2 に示し，許容応力を
表 7-3 に示す。
表7-2 荷重の組合せ及び荷重の種類
施設区分

放射性気体，液体又は廃棄物の固体廃棄物廃棄施設処理設備

機器名称
床ドレンサンプ
ライナ

1-20

耐震設計上の機器等荷重の荷重の重要度分類の区分

組合せ種類

Ｂ－Ｄ＋Ｓｓ

短期荷重

表7-3 許容応力

材料

荷重の種類

SUS304

基準応力
Ｆ*1

短期荷重

(単位：MPa)
許容応力

*2

引張応力

曲げ応力

せん断応力

組合せ応力

1.5・ｆｔ1.5・ｆｂ

1.5・ｆｓ

1.5・ｆｔ

－236

118

205

205

注記 *1：基準応力Ｆは以下の計算式で求める。
Ｆ＝Ｍｉｎ（Ｓｙ，0.7・Ｓｕ）
ここで，Ｓｙ：材料の設計降伏点
Ｓｕ：材料の設計引張強さ*2：ｆｔ，ｆｂ，ｆｓはそれぞれ以下の計算式で求める。
ｆｔ＝Ｆ／1.5

3

ｆｂ＝Ｆ／1.5 又はＦ／1.3

NT2 補③ Ⅴ-2-9-4-3-5-2 R2

ｆｓ＝Ｆ／(1.5・)

7.3.2 応力評価結果
床ドレンサンプライナの応力評価結果を表 7-4 に示す。算出応力は許容応力を満足しており，耐震性を有することを確認した。

部材

床ドレンサンプ
ライナ

表 7-4 短期荷重に対する応力評価結果（Ｄ＋Ｓｓ）
短期荷重
材 料
応 力
算出応力
許容応力
（MPa）
（MPa）
236
曲げσbL＝ 51
SUS304せん断τ L＝ 1118
組合せ
σL＝ 51205

すべて許容値以下である。

1-21