本資料のうち，枠囲みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

東海第二発電所 工事計画審査資料
資 料 番 号
補足-370-19 改 1
提出年月日
平成 30 年 8 月 21 日

補足-370-19【原子炉格納施設の基礎に関する説明書の補足説明】

平成３０年 8 月
日本原子力発電株式会社

目次
1. はじめに

1

2. 概要

2

3. 構造

3

4. 建設工認時からの差分整理

4

適用規格・基準類について

4

底部仕様とＣＣＶ規格との構造設計上の差分について

6

新規荷重と今回工認で実施する荷重組合せについて13

4.4 新規荷重（水力学的動荷重）の影響について20

1. はじめに本資料では，添付書類「Ⅴ-1-8-3 原子炉格納施設の基礎に関する説明書」の補足説明として，建設工認時からの耐震及び強度設計上の条件及び評価に関する差分抽出とその影響について明確にしたものである。
建設工認時からの差分抽出では，適用規格，新規荷重及び評価方法のほか，仕様変更（改造）について，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に対して影響を及ぼす差分要因を抽出する。また，これらの差分による影響について考察し，抽出される差分要因が耐震及び強度設計上に大きく影響しないことを確認する。

1

2. 概要建設工認時からの適用規格，新規荷重及び評価方法のほか，仕様変更（改造）について今回工認との差分を調査した。
その結果，適用規格については，建設工認時では「新型格納容器底部に関する仕様（昭和 47 年10 月）」（以下「底部仕様」という。）が，今回工認では「日本機械学会 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 (JSME S NE1-2003)」（以下,「ＣＣＶ規格」という。）が適用され，適用規格に差分が見られた。
また，評価方法における断面算定法については，建設工認時では日本建築学会「鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説」（以下「ＲＣ規準」という。
）が，今回工認では「ＣＣＶ規格」が適用されており，その規格内で適用される評価方法の出典を確認すると，同様に日本建築学会の計算規準が適用されている。原子炉格納容器底部コンクリートマットに対しては，近年，終局強度型の耐震設計の考え方が導入されるものの，いずれも基本的には，許容応力度設計体系を逸脱するものではなく差分は見られない。
更に建設工認時からの仕様変更（改造）については，変更履歴調査した結果，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に対して直接影響を及ぼすような仕様変更（改造）は見られなかった。
適用規格の差分による影響について，底部仕様とＣＣＶ規格の双方の記載内容を比較した結果，差分が見られる箇所は，「荷重とその組合せ」であった。
そのため，底部仕様に基づく荷重組合せの荷重内容とＣＣＶ規格及び「ＢＷＲ，ＭＡＲＫ−Ⅱ型格納容器圧力制御系に加わる動荷重の評価指針（昭和 56 年 7 月 20 日 原子力安全委員会決定）」（以下，「動荷重の評価指針」という。）において構造設計上必要となる荷重内容の差分を整理した結果，水力学的動荷重に建設工認時との設計上の差分があり，当時は，この荷重は考慮されていなかった。
その新規荷重による差分の影響検討については，「補足-370-9【原子炉格納容器底部コンクリートマットの耐震性評価についての補足説明】」にて，水力学的動荷重（逃がし安全弁作動時荷重,蒸気凝縮振動荷重，チャギング荷重）を考慮した荷重状態Ⅱの逃がし安全弁作動時及び荷重状態Ⅲの異常時の健全性評価を行っており,各許容値に対して十分満足する結果を得ており，その新規荷重による評価結果への影響が無いことを確認した。
従って，これらの差分が設計条件への論点とはならないと判断した。なお，上記の最新の規格・指針を踏まえて，新規荷重を考慮し，今回工認で評価を実施する。

2

3. 構造
原子炉建屋基礎盤は，原子炉格納容器底部に該当する原子炉格納容器底部コンクリートマット並びに，二次格納施設にあたる原子炉建屋原子炉棟のうち，原子炉格納容器底部コンクリートマット以外の基礎（以下「原子炉棟基礎」という。
）及び原子炉建屋付属棟の基礎（以下「付属棟基礎」という。
）で構成される。図 1 に原子炉建屋断面図を示す。

図 1 原子炉建屋断面図3

4. 建設工認時からの差分整理
適用規格・基準類について
表 1 に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建設工認時と今回工認にける適用規格・基準類の比較を示す。
建設工認時では，原子炉建屋基礎盤の設計については，ＲＣ規準が適用されており，原子炉格納容器のドライウェル及びサプレッションチェンバの基本版厚の決定に関する計算に対しては，「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（通商産業省告示 501 号）昭和 45 年 9 月 3日付」が用いられており，その格納容器底部コンクリートマットに対しては，当時，新型格納容器底部の設計・施行に適用することを目的として底部仕様が採用されている。
この仕様は，当時，関西電力（株）大飯発電所第 1，2 号機，東京電力（株）福島発電所第 6号機および日本原子力発電（株）東海第 2 発電所に採用される格納容器において，その底部構造として，鉄筋コンクリートに強度を，ライナーに耐漏洩性をもたせたものが新型格納容器となるため，これらの構造の妥当性を検討するための技術顧問会（コンクリートコンテナ検討会報告書(昭和 47 年 10 月 3 日)）において承認されたものである。
なお，底部仕様の適用範囲としては，新型格納容器底部の材料，設計，施工および試験・検査に関する仕様が示されており，適用対象としては，鉄筋コンクリート・マット（格納容器コンクリート圧力障壁部），ライナー部，ナックル部および格納容器胴アンカー部とされている。
一方，今回の工認においては，原子炉建屋基礎盤の設計については，ＲＣ規準（1999），「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（2005）」，日本電気協会「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１−1987」，同「原子力発電所耐震設計技術指針 重要度分類・許容応力度編ＪＥＡＧ４６０１・補−1984」，同「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ４６０１−1991 追補版」
，国土交通省住宅局建築指導課・国土交通省国土技術政策総合研究所・独立行政法人建築研究所・日本建築行政会議「2015 年版 建築物の構造関係技術基準解説書」を適用している。原子炉格納容器底部コンクリートマットに対しては，ＣＣＶ規格を適用している。
以上より，建設工認当時と今回工認における適用規格・基準類を比較すると，原子炉建屋基礎盤に対しては，当時から規準改定があるものの，共に同学会計算規準を採用しており，今回工認では更に日本電気協会の指針を盛り込んでいる。一方，格納容器底部コンクリートマットに対しては，限定されるプラントに対してのみ適用される当時の底部仕様から，今回工認では規格化されている日本機械学会のＣＣＶ規格を採用している点で差分がある。
次節では，当時採用された「新型格納容器底部に関する仕様」と「ＣＣＶ規格」との構造設計上での差分について整理する。

4

表 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基礎盤の建設工認時と今回工認にける適用規格・基準類の比較
今回工認
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）
原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ
４６０１−1987（（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・許容応力度編ＪＥＡＧ４６０１・補−1984（（社）日本電気協会）
原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ
４６０１−1991 追補版（（社）日本電気協会）
2015 年版 建築物の構造関係技術基準解説書（国土交通省住宅局建築指導課・国土交通省国土技術政策総合研究所・独立行政法人建築研究所・日本建築行政会議，2015）
原子炉格 納容 器底部
新型格納容器底部に関する仕様
発電用原子力設備規格 コンクリート製
コンクリートマット（昭和 47 年 10 月）※
原子炉格納容器規格（（社）日本機械学会，2003）
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。
）
原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ
４６０１−1987（（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・許容応力度編ＪＥＡＧ４６０１・補−1984（（社）日本電気協会）
原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ
４６０１−1991 追補版（
（社）日本電気協会）
注 ：「新型格納容器底部に関する仕様（昭和 47 年 10 月）」は，当時，関西電力（株）大飯発電所第 1，2 号機，東京電力（株）福島発電所第 6 号機および日本原子力発電（株）東海第 2 発電所に採用される格納容器において，その底部構造として，鉄筋コンクリートに強度を，ライナーに耐漏洩性をもたせたものが新型格納容器となるため，これらの構造の妥当性を検討するための技術顧問会において承認されたものである。
原子炉建屋基礎盤（原子炉棟基礎，付属棟基礎）

建設工認時
日本建築学会「鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説」

5底部仕様とＣＣＶ規格との構造設計上の差分について
表 2 に底部仕様とＣＣＶ規格との構成（設計章）の比較を示す。なお，ここでは，鉄筋コンクリート部の設計に着目して，以下記述する。
底部仕様とＣＣＶ規格の記載内容の比較について，今回工認で採用するＣＣＶ規格は，建設工認時に用いていた底部仕様の記載内容と比べ，主要項目は概ね同様であるが，構造設計上の必要な情報が細分化し，規格化されている。その設計については，近年の研究開発による設計の合理化や解析計算機の速度および計算容量の進歩と共に複雑な検討が可能になりつつあるが，構造的な設計概念については，ＣＣＶ規格内で引用される規格規準類は，底部仕様内で引用されている日本建築学会のＲＣ規準を鑑みると，一定の当時からの設計概念の連続性が見られる。
一方，双方の記載内容で差分が見られる箇所としては，「荷重の組合せ」である。
図 2 に底部仕様内及び建設工認時の荷重組合せの記載を，図 3 にＣＣＶ規格の別表 4 の抜粋を示す。
双方を比較すると，底部仕様で記載される「荷重組合せ」が，ＣＣＶ規格において各荷重状態が設定され，各荷重状態に応じて，コンクリート部に作用する荷重について，運転時圧力・温度荷重，異常時圧力・温度荷重等が設定され，それらの荷重が組合されている。これらの比較より，明らかに荷重組合せの設定について，建設工認時から差異が見られる。
更に，ＣＣＶ規格の別表 4 の表中には記載されていないが，その解説箇所においては，「水力学的動荷重」についての記載がある。
ここで，図 4（1／3〜3／3）にＣＣＶ規格の解説の抜粋を示す。
解説に記載されるように，沸騰水型原子炉特有の事象について，荷重状態Ⅱの逃がし安全弁作動時は，沸騰水型原子炉において，運転中の原子炉系の過渡的な圧力上昇を抑えるため，主蒸気配管に設けられた逃がし安全弁が作動する状態をいう。逃がし安全弁作動時に蒸気は，排気管を通って，サプレッションプール水中に導かれる。この蒸気の放出に先立ち，排気管内の非凝縮性ガスがサプレッションプール水中に吹き出し，気泡が膨張，収縮をすることにより，圧力荷重が原子炉格納容器に作用する。
また，荷重状態Ⅲの異常時においては，「本事象の発生状況を検討し適切に組み合わせるものとする。
」とされており，沸騰水型原子炉においては，「サプレッションプール水の水力学的動荷重も考慮するものとする。ただし，異常発生直後のプール水揺動による水力学的動荷重については，非常に短期間の事象であることから，荷重状態Ⅳのジェット力作用時において適切に考慮するものとする。
」とされている。
このように，別表 4 においては，表中には記載されていないが，沸騰水型原子炉においては，異常時に作用する荷重として，サプレッションプール水の水力学的動荷重も含むことが明記されている。

6

表 2 「新型格納容器底部に関する仕様」と「ＣＣＶ規格」との構成（設計章）の比較
規格・基準類構成

建設工認時「新型格納容器底部に関する仕様」

今回工認「ＣＣＶ規格」

第 3 章 設計
3.1 一般3.1.1 コンクリートマット
3.1.2 ライナー部
3.1.3 ナックル部
3.1.4 格納容器胴アンカー部

CVE-3000 設計
CVE-3100 一般事項
CVE-3110 コンクリート製原子炉格納容器の設計
CVE-3120 用語の定義
CVE-3130 記号の定義

3.2 荷重組合せ
3.2.1 荷重
3.2.2 荷重組合せ

CVE-3200 荷重および荷重の組合せ
CVE-3210 コンクリート部に作用する荷重
CVE-3220 ライナプレート，ライナアンカ等に作用する荷重3.3 設計および解析手法

CVE-3300 コンクリート部の解析手法
CVE-3310 構造解析手法
CVE-3320 解析に用いる材料定数CVE-3330 熱応力の扱い

3.4 設計許容値
3.4.1 鉄筋コンクリートマット
3.4.2 ライナー部
3.4.3 ナックル部
3.4.4 格納容器胴アンカー部

CVE-3400 コンクリート部の許容応力度
CVE-3410 コンクリート
CVE-3420 鉄筋

3.5 設計詳細
3.5.1 鉄筋コンクリート

CVE-3500 コンクリート部の設計
CVE-3510 シェル部
CVE-3520 トップスラブ部および底部
CVE-3530 貫通部等
CVE-3540 配筋詳細
CVE-3550 プレストレスシステム

3.5.2 ライナー部

CVE-3600 ライナプレート，ライナアンカ等の設計
CVE-3610 ライナプレート
CVE-3620 ライナアンカ
CVE-3630 貫通部スリーブおよび附属物
CVE-3640 貫通部アンカ
CVE-3650 ライナプレート，ライナアンカ等の機械的荷重に対する評価

3.5.3 ナックル部
3.5.4 格納容器胴アンカー部

CVE-3700 ナックルおよび胴アンカの設計
CVE-3710 ナックル
CVE-3720 胴アンカ

7

2.2 新規荷重について（a）底部仕様（b）建設工認時

図 2 底部仕様内の記載及び工認時底部コンクリートマットの荷重組合せの記載 抜粋

89
図 3 ＣＣＶ規格の別表 4 の抜粋

図 4 ＣＣＶ規格の別表 4 解説 抜粋（1／3）

10図 4 ＣＣＶ規格の別表 4 解説 抜粋（2／3）

11図 4 ＣＣＶ規格の別表 4 解説 抜粋（3／3）

12新規荷重と今回工認で実施する荷重組合せについて
前節では，底部仕様とＣＣＶ規格との構造設計上の差分より，明らかに荷重組合せの設定（各荷重状態の詳細な荷重組合せ）と沸騰水型原子炉に対しての異常時におけるサプレッションプール水の水力学的動荷重の設計上の考慮について，建設工認当時からの差分が見られた。
ここでは，水力学的動荷重について，ＣＣＶ規格の別表 4 と共に,動荷重の評価指針を参照
し，設計において考慮すべき動荷重を整理する。
表 3 に水力学的動荷重を踏まえた今回工認で実施する荷重組合せを示す。
建設工認時に荷重組合せに含まれていなかった水力学的動荷重では，上記指針で記述される
ように，更に異常時の格納容器内の状態によって，逃がし安全弁作動時荷重，蒸気凝縮振動荷重，チャギング荷重，ジェット力作用時荷重が挙げられており，これらが新規荷重として挙げられる。また，新たに設定される地震動に対しては，基準地震動ＳｓによるＳｓ地震荷重及び弾性設計用地震動ＳｄによるＳｄ地震荷重が今回工認において設定される。そのため，これらの荷重に関連する荷重組合せ（No.2〜No.6 及び No.9〜No.10）は今回実施する項目となる。
一方，荷重状態Ⅰの通常運転時については，建設工認時に既に，同運転時圧力及び温度荷重下で評価がなされており，更に，荷重状態Ⅱの逃がし安全弁作動時の荷重組合せに包絡されており，評価は不要であると考える。
なお，荷重状態Ⅲの No.8 の異常時（3）の荷重組合せについては，建設工認時においては，事故後 100 時間における底部コンクリートマットの温度勾配を異常時の温度勾配として設計に用いられており，No.9 の（異常＋地震）時（1）の荷重組合せの星取表に対して，一見包絡されているように見られるが，No.9 の異常発生から 10−1 年以降における温度による荷重とＳｄ地震荷重との組合せによる設計応力が，必ずしも No.8 の荷重組合せによってコンクリート躯体に生じる設計応力を包絡するか否かは判断できないため，今回工認において評価を実施する必要がある。
図 5 に建設工認時に設計に用いた温度勾配及び分布を示す。また，参考に電源開発大間（株）
大間原子力発電所第 1 号機の工認における鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）の底部における荷重組合せについて調査し整理した荷重組合せを表 4 に示す。
東海第二発電所の今回工認で実施する荷重組合せ表（表 3）と大間原子力発電所第 1 号機の工認における鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）の底部における荷重組合せ表（表6）を比較すると，大間原子力発電所第 1 号機(表 6)では，荷重 No.7（荷重状態Ⅲ 異常時(3)）
において，逃がし安全弁作動時荷重（H1）とチャギング荷重（H22）との組合せを考慮しているが，東海第二発電所（表 3）では，この組合せを考慮しない。これは，東海第二発電所は，MarkⅡプラントであるため，逃がし安全弁作動時荷重（H1）とチャギング荷重（H22）の荷重の組合せを考慮する必要が無いためである。
この考え方の基となる資料としては，「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（経済産業省 平成 20・02・12 原院第 5 号）がある。
その資料の「別表第 4 荷重の組み合わせ及び許容応力状態」の欄外に記載される解説では，
SRV 荷重と LOCA 荷重は，BWR のみ考慮するとされており，尚書きとして，Mark-Ⅱプラントでは，SRV 荷重とチャギングは組合せなくてよいとされている。上記資料の「別表第 4 荷重の組み合わせ及び許容応力状態」の抜粋を図 6 に示す。
13

：今回評価を実施する

表 3 荷重の組合せ（原子炉格納容器底部コンクリートマット）

720時間直後(P21) (P22) (P24) (P25)

14

Ⅰ

1

通常運転時

●

●

●

●

Ⅱ

2

逃がし安全弁作動時

●

●

●

●

3

試験時

●

●

4

地震時(1)●●

5

異常時(1)●●

6

異常時(2)●●

8

異常時(3)●●

9（異常＋地震）時(1)

●

●

10

地震時(2)

●

●

Ⅲ

Ⅳ

11

異常時(4)●●

12

ジェット力作用時●●13（異常＋地震）時(2)

●

●

1.2時間

190
時間

720時間

(H21)

(H22)

(P3)

(H3)

(K1) (K2)

建設工認時
荷重組合せ
（許容限界）(H1)(T21) (T22) (T24) (T25)（0）D＋O （長期）
●
●*1

●

評価に用いる「異常時圧力」の値

190
時間

地震荷重Ss

1.2時間地震荷重
Sd

直後

ジェット力作用時
水力学的動荷重

異常発生後の経過時間

ジェット力作用時圧力(T2)
異常発生後の経過時間

異常時水力学的動荷重（チャギング荷重）

(PD)

(T1)

異常時水力学的動荷重（蒸気凝縮振動荷重）(P2)

逃がし安全弁作動時荷重

異常時温度荷重(P0)

最高使用圧力

異常時圧力

(P1)

試験圧力

(L)

運転時温度荷重

活荷重

(D)

運転時圧力

死荷重

荷重時名称

荷重状態

No

：今回評価を実施しない。

1.1PD

●

●
●

●
●

●
●

●*2

（2）D＋O＋L （短期）
●

●

●
●

約 0.11PD （5）D＋O＋L＋S1（終局）
●

*3

●

（4）D＋O＋S2 （終局）
1.5PD●●*4（3）D＋O＋S1 （短期）

●
●

●

●

（1）D＋O＋L*（長期）●●約 0.77PD

凡例：●：建設工認時に考慮していなかった荷重●：今回工認で新たに再設定された荷重*1 ：試験圧力は，最高使用圧力（1PD：310kPa）を 1.1 倍した値を考慮する。
*2 ：ＣＣＶ規格 別表 4 解説（4）に記載の通り，荷重状態Ⅲ（異常＋地震）時の異常時圧力として，異常発生から 10−1 年以降における圧力による荷重としており，30 日後を考慮している。
*3 ：荷重状態Ⅳの異常時（4）では，荷重係数として 1.5 を用い，最高使用圧力（1PD：310kPa）の 1.5 倍を考慮する。
*4 ：ＣＣＶ規格 別表 4 解説（5）に記載の通り，荷重状態Ⅳの異常時圧力として最大内圧を用いることとしている。

：今回評価を実施する

表 4 ＳＡ施設としての「耐震評価」における組合せ：今回評価を実施しない。
異常時荷重

●

●＊1

＊29'' （異常＋地震）時（1）

●

●

●＊3＊2

●

13（異常＋地震）時（2）

●

●

●

●＊4

地震荷重●Ｓｄ Ｓｓ

地震荷重（異常＋地震）時（1）

●

●

地震荷重

ジェット力作用時荷重9地震時（2）●

チャギング荷重●

蒸気凝縮振動荷重●

逃がし安全弁作動時荷重

地震時（1）

水力学的動荷重

ジェット力作用時圧力

異常時温度荷重

異常時圧力

運転時温度荷重

15410

●

試験圧力

運転荷重

運転時圧力

活荷重

荷重状態
Ⅲ→Ⅴ

通常荷重

死荷重

荷重時名称

No

備考

●

DB 施設としての評価と同じ●

異常時圧力： PSAL=465(kPa)●

異常時圧力：310(kPa)＊5●●

DB 施設としての評価と同じ●＊4

異常時圧力：PSALL=200(kPa)＊6

Ⅳ→Ⅴ
●

＊3

*1 ：Ｓｄ地震荷重との組合せに用いるＳＡ長期荷重（ＳＡ（Ｌ））としての異常時圧力は，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」より，保守的な条件とするため，ＳＡ短期荷重（事故後ピーク荷重）ＳＡ（Ｓ）期間中における最大圧力 465(kPa)を設定する。
*2 ：荷重状態Ⅴの評価においては，設計基準事象を超えた終局状態での評価であることから，自己拘束的な応力である温度荷重については考慮しない。また，この評価条件において，温度によってコンクリート強度の低下は生じないことを確認している。詳細は，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 別紙 鉄筋コンクリート構造物の重大事故時等の高温による影響（原子炉格納容器底部コンクリートマット」を参照。
*3 ：添付書類「Ⅴ-2-9-2-1 原子炉格納容器本体の耐震性についての計算書」より，原子炉冷却材喪失事故時荷重と組合せる場合には，事象に応じた内圧を設定する。
*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，Ｓｄ地震荷重との組合せに用いるＳＡ時の水力学的動荷重を設定した。
*5 ：Ｓｄ地震荷重と水力学的動荷重を組合せる場合に設定する事故時圧力は，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」に基づき，ＳＡ長期荷重としての異常時圧力 310(kPa)を設定した。
*6：ＳＡ長期より更に長期的に作用する荷重（ＳＡ（ＬＬ））としては，添付書類「Ⅴ-2-9-2-1 原子炉格納容器本体の耐震性についての計算書」より 200(kPa)を用い，Ｓｓ地震荷重と組合せる。

：今回評価を実施する

表 5 ＳＡ施設としての「強度評価」における組合せ

●

●

●

2

逃がし安全弁作動時*1

●

●

2

逃がし安全弁作動時*3

●

●

3

試験時

●

●

地震荷重

●

Ｓｄ Ｓｓ

地震荷重

逃がし安全弁作動時

地震荷重

ジェット力作用時荷重2チャギング荷重●

蒸気凝縮振動荷重●

逃がし安全弁作動時荷重●

水力学的動荷重

ジェット力作用時圧力●

異常時温度荷重

通常運転時

異常時荷重

異常時圧力

運転時温度荷重

1

試験圧力

運転荷重

運転時圧力

活荷重

荷重状態
Ⅰ→Ⅴ

通常荷重

死荷重

荷重時名称

No

：今回評価を実施しない。

備考

ＤＢ施設としての評価と同じ●ＤＢ施設としての評価と同じ

●＊2

●＊2

異常時圧力：200(kPa)●●

Ⅱ→Ⅴ16Ⅲ→Ⅴ●

異常時圧力：25(kPa)●

ＤＢ施設としての評価と同じ

5異常時（1）

●

●

●

*4

6異常時（2）

●

●

●

*4

8異常時（3）

●

●

●

*4

11異常時（4）

●

●

●*3

12

ジェット力作用時●●

No,11 にて評価*6●●*5

異常時圧力：465(kPa)No,11 にて評価*6
限界温度・限界圧力（200℃，2Pd）で別途評価

Ⅳ→Ⅴ
●

●

ＤＢ施設としての評価と同じ*1 ：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，原子炉停止機能喪失時の有効性評価結果を考慮。
*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」に基づき，各運転状態による荷重組合せで想定される最大圧力と逃がし安全弁作動時の組合せについては，原子炉停止機能喪失時の原子炉格納容器最大圧力時の内圧による影響又は原子炉圧力容器最大圧力時の動荷重による影響が最も厳しくなるものを考慮。
*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」に基づき，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。
*4 ：荷重状態Ⅴの評価においては，設計基準事象を超えた終局状態での評価であることから，自己拘束的な応力である温度荷重については考慮しない。また，この評価条件において，温度によってコンクリート強度の低下は生じないことを確認している。詳細は，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別紙「鉄筋コンクリート構造物の重大事故時等の高温による影響（原子炉格納容器底部コンクリートマット）」を参照。
*5 ：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，チャギング荷重を設定した。
*6 ：No.5 ,8 異常時圧力は，No.11 に包絡される。
*7 ：荷重状態Ⅴにおける設計としては，限界温度・限界圧力（200℃，2Pd）で別途評価を確認している。詳細は，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を参照。

（a）建設工認時の事故時及び通常時の設計に用いた温度勾配（b）温度勾配
図 5 建設工認時に設計に用いた温度勾配及び分布 抜粋
17

表 6 電源開発大間（株）大間原子力発電所第 1 号機の工認における鉄筋コンクリート製原子炉格納容器（ＲＣＣＶ）の底部における荷重組合せ調査結果

6 時間

230時間

異常発生後の経過時間

720
時間

直後

(P21) (P22) (P23) (P24) (P25)
1

通常運転時

●

●

●

●

Ⅱ

2

逃がし安全弁作動時

●

●

●

●

3

試験時

●

●

4

地震時（1）●●

5

異常時（1）●●

6異常時（2）●●7

異常時（3）●●

8

異常時（4）●●

9（異常＋地震）時（1） ●●10

地震時（2）●●

11

異常時（5）●●

12

ジェット力作用時●●13（異常＋地震）時（2） ●

●

18ⅠⅢⅣ

30 分

6 時間

230時間

720時間

(H21)

(H22)

Ｓｓ地震荷重30 分

Ｓｄ地震荷重

直後

ジェット力作用時
水力学的動荷重

異常発生後の経過時間(H1)

ジェット力作用時圧力(T2)

異常時水力学的動荷重（チャギング荷重）

(PD)

(P2)

異常時水力学的動荷重（蒸気凝縮振動荷重）

異常時温度荷重(P0)

最高使用圧力

異常時圧力

(T1)

試験圧力

(P1)

逃がし安全弁作動時荷重(L)

運転時温度荷重

活荷重

(D)

運転時圧力

死荷重

荷重時名称

荷重状態

No

(K1) (K2)(P3) (H3)(T21) (T22) (T23) (T24) (T25)

●
●*1

●

●

●

●
●

●
●

●

●
●

●
●

●

●
●

●
●

●

●

●

●

●
●*2
●
●

*1 ：試験圧力は，最高使用圧力を 1.1 倍した値を考慮する。
*2 ：荷重状態Ⅳの異常時（5）では，荷重係数として 1.5 を用いる。

●●

備考図 6 「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（経済産業省 平成 20・02・12 原院第 5 号）
「別表第4 荷重の組み合わせ及び許容応力状態」抜粋

19

4.4 新規荷重（水力学的動荷重）の影響について
新規荷重（水力学的動荷重）による差分の影響検討について，これらの解析及び健全性評価結果の詳細は，「補足-370-9 原子炉格納容器底部コンクリートマットの耐震性評価についての補足説明 」にて記載されている。
水力学的動荷重（逃がし安全弁作動時荷重, 蒸気凝縮振動荷重，チャギング荷重）を考慮した
荷重状態Ⅱの逃がし安全弁作動時及び荷重状態Ⅲの異常時の評価結果としては，ＣＣＶ規格に基づく各荷重状態における許容限界に対して検定している。
評価結果についは，同資料 表 3−1，表 3−3 及び表 3−4 に示すように，許容値を超えないことを確認しており，水力学的動荷重を考慮した場合でも，安全上支障とならない。
5.

原子炉建屋基礎盤の基礎の評価についての整理
表 7 に原子炉建屋基礎盤の基礎の評価についての整理を示す。
評価の詳細は，同表に示すとおり，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」，添付書類「Ⅴ-2-9-3-4 原子炉建屋基礎盤の耐震性についての計算書」及び添付書類「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」において説明している。
また，それ以外の評価は，『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」及び添付資料「Ⅲ-4 原子炉格納施設の基礎に関する説明書」（47 公第 12076 号 昭和 48 年 4 月 9 日認可）
』にて評価を実施していることとしているが，水力学的動荷重等を考慮した場合の健全性について，「補足-370-9 原子炉格納容器底部コンクリートマットの耐震性評価についての補足説明」に別途示す。

20

表 7 原子炉建屋基礎盤の基礎の評価についての整理
項目

荷重状態＊１荷重時

記載資料＊２

荷重状態Ⅰ

通常運転時

①逃がし安全弁作動時

①＊4

試験時

①＊4地震時③異常時①＊4

原子炉格納容器（異常＋地震）時

③底部

地震時

③異常時

①＊4

ジェット力作用時①＊4（異常＋地震）時③異常時②（異常＋地震）時

③

部位

荷重状態Ⅱ

荷重状態Ⅲ
基礎の健全性評価
荷重状態Ⅳ

荷重状態Ⅴ
原子炉棟及び付属棟
基礎スラブ

Ｓｓ地震時，Ｓｄ地震時④地震時③（異常＋地震）時③地震時※3③及び④（異常＋地震）時③（異常＋地震）時③

荷重状態Ⅲ
地盤の健全性

地盤

荷重状態Ⅳ
荷重状態Ⅴ

＊1

荷重状態Ⅲ：「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」（以下「ＣＣＶ規格」という。
）に基づく荷重状態で，荷重状態Ⅰ（通常運転時の状態），荷重状態Ⅱ（逃し安全弁作動時，試験時または積雪時の状態）及び荷重状態Ⅳ以外の状態
荷重状態Ⅳ：「ＣＣＶ規格」に基づく荷重状態で，格納容器の安全設計上想定される異常な事態が生じている状態
荷重状態Ⅴ：発電用原子炉施設が重大事故に至るおそれがある事故，又は，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＊2 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」及び添付書類「Ⅲ-4 原子炉格納施設の基礎に関する説明書」（47 公第 12076 号 昭
和 48 年 4 月 9 日認可）②：添付書類「Ⅴ-3-9-1-1-6 原子炉格納容器底部コンクリートマットの強度計算書」③：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」④：添付書類「Ⅴ-2-9-3-4 原子炉建屋基礎盤の耐震性についての計算書」＊3 原子炉棟及び付属棟基礎スラブの評価におけるＳｓ地震時の評価に相当する。
＊4 水力学的動荷重等を考慮した健全性評価結果については，「補足-370-9【原子炉格納容器底部コンクリートマットの耐震性評価についての補足説明】」に別途示す。

21