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原子力プラントが有する耐震余裕（歴史）
地表の揺れと 一般家屋の強度
建築基準法 （180ガル）
○ ☆ ○ ☆ ☆ 関東大震災
（最大330ガル） 兵庫県南部地震 （最大818ガル）
Eディフェンス 住宅倒壊実験 （JR鷹取観測波743ガル）
中越沖地震の
地表最大観測値
（～1200ガル）
震度４ 震度６弱 震度６強 震度７ 震度５
原子炉 基礎マット の揺れ
◎ 原子炉自動停止 （水平120ガル） （垂直100ガル）
◎ 従来設計S2地震 （水平273ガル） （１号機東西）
◎ 静的設計地震 （470ガル）
（建築基準法の３倍）
☆ 中越沖地震
（水平680ガル） （１号機東西）
◎ 新設計基準地震Sｓ （水平829ガル） （１号機東西）
◎ 耐震強化
（水平1000ガル）
一般住宅の 全壊割合59%
【論点】 ○地震以外の荷重も考慮して 設計されており、地震荷重が 想定を超えても全体の余裕は 簡単には不足しない ○解析で数値的に保証される 荷重に比べ、実力として機能を 維持できる限界荷重はさらに ずっと大きいことをNUPEC 多度津やEディフェンスの実験 等で実証済 ○数値解析には種々の余裕が ある
【論点】 一つ一つの機器・システムに ついて厳重な耐震設計に より格段の耐震性を確保し、 さらに複数の異なるシステム を重ねて持つことで様々な 破損モードに対しても総合的 な耐力をさらに確保 （多重防護と単一故障想定）
【論点】 基本は自動停止だが、事象を 緩和したり総合的にプラント を保護するために、運転員や 防災要員は常に訓練され、 設備的にも保護されている
【論点】 ○原子炉建屋は岩盤上に直接設置 ○原子炉建屋は頑丈な矩形の剛構造 ○そもそも一般建物の建築基準の３倍の 静的設計強度基準 ○埋め込み効果
制御棒駆動水圧ユニット （窒素圧力・水圧・炉圧） ホウ酸水注入系 など
【止める】
【閉じ込める】
【冷やす】
燃料ペレット、燃料被覆管、 原子炉圧力容器、原子炉 格納容器、原子炉建屋 など
非常用炉心冷却系 高圧/低圧炉心スプレイ 系、残留熱除去系低圧 炉心注入モード、隔離時 冷却系、自動減圧系、 格納容器スプレイ系 など
【その他】
電源設備 通常電源（変圧器） 非常用ディーゼル 発電機（軽油タンク） DC蓄電池 など
人（訓練）
防災訓練、 地震対応を含む運転員 訓練（平均40日／年） BWR運転訓練センター プログラムの充実 など
防災対策・防災設備
緊急時対策室の免震化 変圧器周辺の地盤基礎 補強（くい構造の採用） 構内道路などの地盤改良 ・耐震性強化 防火水源の多重化 ろ過水タンクの修理・補強 防災コミュニケーション 手段の充実 など
運転員の保護設備 中央操作室の耐震設計 中央操作室専用換気空調 など
（中越沖地震の教訓反映） ○徹底的な追加地質調査（陸域＋海域） ○最新の判断基準に基づく慎重な活断層 評価 ○中越沖地震のメカニズムの解明と基準 地震動への適切な反映 ○不確かさの考慮（２つの大きな不確かさ： 活断層評価と基準地震設定、伝播解析と 基準地震動策定）
○地震で設計時の想定を超えているのは地震動想定のプロセス。地震動想定については 追加調査結果や新たな知見に基づく分析結果等を反映しており、重要機器に対しては新 たな想定地震動に基づき、徹底的な耐震強化工事を実施している。 ◎基準地震動を超す事態に対しては、基本的な原子炉の耐震設計が有する保守性等により、 重要な建物や機器の健全性が確保されている（重要機器の発生応力＜ⅢAS）。 また、全ての運転中・停止中の様々な重要機器において地震による機能喪失が全く生じて いないことは、設計裕度の範囲内の事象であり、偶然によるぎりぎりの安全確保ではな かったことを示している。
想定を超えた部分への改善
0
0.5
1
1.5
2
2.5
3
3.5
4
4.5
ケースＡ ケースＢ ケースＣ ケースＤ ケースX ケースY ケースZ
余裕度
許容値を満たさない
0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
0%
50%
100%
原子炉建屋＊１
（耐震壁）圧力容器（胴）
格納容器（上蓋）
配管（残留熱除去系）
排気筒圧力容器（基礎ボルト）
原子炉建屋（屋根トラス）
NUPEC多度津試験所に おける振動台実験の概要
再循環系配管1/1モデル 炉内構造物1/1モデル 格納容器1/3.2モデル 原子炉圧力容器1/2モデル 非常用DG 1/1モデル 電算機システム1/3.2モデル 停止時冷却系1/1モデル 主蒸気系1/2.5モデル RCCV 1/8モデル
配管終局強度1/1モデル 横型/縦型ポンプ1/1モデル 制御棒挿入性1/1モデル など － 配管終局強度実証試験では 許容応力の4倍でも漏えい無し
解析が有する裕度
地震荷重の占める割合
◆：S２による最大応答加
速度×1.2
▲：中越沖地震による床
の最大応答加速度×1.2
●：機器・配管系評価に
用いる静的水平震度
地震動の想定 プラント運営 システム設計 建物・機器設計 原子炉の基本的な耐震設計
3倍の静的地震荷重 使用済燃料プール
トップスラブ
RCCV
基礎スラブ
・主体構造は鉄筋コンクリート造壁式
構造 （一部フレーム構造）
・中央に鉄筋コンクリート製格納容器
（ＲＣＣＶ）を配置
・耐震壁の厚さ 地下部分：2m程度
・基礎スラブの厚さ 5.5m
特徴・主体構造は鉄筋コンクリート造壁式
構造 （一部フレーム構造）
・中央に鉄筋コンクリート製格納容器
（ＲＣＣＶ）を配置
・耐震壁の厚さ 地下部分：2m程度
・基礎スラブの厚さ 5.5m
・主体構造は鉄筋コンクリート造壁式
構造 （一部フレーム構造）
・中央に鉄筋コンクリート製格納容器
（ＲＣＣＶ）を配置
・耐震壁の厚さ 地下部分：2m程度
・基礎スラブの厚さ 5.5m
特徴
平面寸法 56.6m(NS)×59.6m(EW)
基礎底面からの高さ 63.4m
地上部高さ 37.3m
周期０．２秒程度の剛構造
建物の構造 （7号機）
拡幅の有無（実現象評価vs.設計評価）、荷重方向組み合わせ、スペクトルモーダルvs.時刻暦応答、ビームモデル＋応力係数vs.有限要素法解析、等々
（中越沖地震の教訓反映） ・防災組織/システムの充実 ・防災訓練等の更なる充実 ・防災設備の充実と耐震性向上
（中越沖地震の教訓反映） 一般地表面より格段に安定した原子炉 基礎マット上で1000ガルの耐震補強 を実施
＜震度7
深層防護の第３レベル
までの対応 深層防護の第４レベルへの対応
（技術分類）
○ 経年劣化評価のためのデータベース構築
・重要な部材等のモニタリングの考え方
○ 地震観測体制の見直し
・建屋，重要機器の地震応答の観測の 考え方
○ その他
・建設時の耐震評価基準
（技術分類）
○ 大地震後のプラント健全性評価
・評価方法の確立（地震防災などを含む）
（地震後の即時評価。安全宣言、 警告・警報、 避難勧告などを含め）
○ その他
・建設段階に引き続き、経年劣化を 考慮した重要な 部材等のモニタリング
・スクラム設定値の考え方
○ 地震後のプラント再立ち上げ基準
４． 運転段階
３． 建設段階
５． 廃炉段階
・地震安全についての 国民への透明性、 説明性、分かりやすさ、 双方向コミニュケーション
・耐震設計審査指針のあり方（性能指針） の検討
６． その他
プラント生涯に着目した耐震設計および地震時安全評価に係る技術課題と安全研究ニーズ ( 例） 2008 - 7 - 30 地震安全ロードマップ策定作業会
Ⅲ ． 地震波作成・地盤伝播解析
Ⅱ ． 地震・地震動の策定 Ⅳ ． 建屋・機器系の地震応答解析，応力解析 Ⅰ ． 地質・地形調査
Ⅴ ． 地盤安定性解析
（技術分類） ・ 海底断層、震源断層の探知技術
・ 変動地形学
・ サイト近傍の孤立した短い断層の評価
Ⅵ ． 地震随伴事象 （斜面、津波）
（技術分類）
○ 津波
（技術分類）
・漂流物，海底砂移動，
○ 地震起因による斜面の崩壊
（技術分類） ○ 地震・地震動
・断層モデルの技術課題
－プレート境界地震
－鉛直動
－不確実さ評価
－断層モデルと距離減衰式
－地域性
－断層モデルと地震動の位相
・地震動のばらつきと分布（上下限の評価） ・スラブ内地震の地震動特性の検討
○ 超過確率
・ロジックツリー
○ 地盤伝播解析
・地盤はぎ取り解析手法
○ 模擬地震動作成
・群遅延位相の考慮
○ その他
現実的な応答、耐力の考慮
２． 耐震安全性評価段階
（技術分類） ○ 経年劣化を考慮した評価技術
・地震応答、耐力への影響 －中性子脆化、応力腐食割れ 、
減肉、摩耗、疲労、ｺﾝｸﾘｰﾄ劣化
○ 初通過理論によらない損傷評価方法
・疲労等に着目した損傷確立評価方法
○ 機器配管系の現実的な耐力評価方法
・試験による耐力把握
（廃炉の機器を用いた試験） ・ 試験結果を反映した限界耐力評価法
○ その他
・原子炉格納容器損傷部位評価方法
Ⅰ 耐力評価 １
10 - １
10 ‐
10 ‐
10 ‐
損傷確率
最大加速度 （Ｇａｌ）
0 400 800 1200
制御棒 （原子炉建屋）
外部電源設備 （屋外）
熱交換器 （海水熱交 換器建屋）
制御盤 （制御建屋）
Ⅱ ． 地震ＰＳＡ技術の更なる展開
（技術分野）
・津波に対する地震ＰＳＡ
・停止時地震ＰＳＡ評価
・地震ＰＳＡを用いた地震時の 事故状態把握と事故進展予測
． その他
Ⅲ ． 地震波作成・地盤伝播解析
Ⅱ ． 地震・地震動の策定 Ⅳ ． 建屋・機器系の地震応答解析，応力解析 Ⅰ ． 地質・地形調査
Ⅴ ． 地盤安定性解析
（技術分類） ・ 海底断層、震源断層の探知技術
・ 変動地形学
・ サイト近傍の孤立した短い断層の評価
Ⅵ ． 地震随伴事象
・周辺斜面解析機能
・斜面崩壊メカニズム
○
（技術分類）
・津波解析技術
・漂流物，海底砂移動，
遡上解析技術
（技術分類） ○ 地震・地震動/震源断層推定
・断層モデルの技術課題
－プレート境界地震、鉛直動、地域性
－不確実さ評価
－断層モデルと距離減衰、地震動位相
・地震動のばらつきと分布
・スラブ内地震の地震動特性
○ ロジック ・ロジックツリーの見直し
○ 地盤伝播解析
・地盤はぎ取り解析手法
○ 模擬地震動作成
・群遅延位相の考慮
現実的な応答、耐力
（決定論的手法と確率論的手法 の融合）
１． 立 地 ・ 耐 震 設 計 段 １． 立 地 ・ 耐 震 設 計 段 階
２． 地震安全性評価段階
（技術分類） 新たな耐力評価法の検討
・疲労等に着目した損傷確率評価方法
○ 機器配管系の現実的な耐力評価方法
・限界強度の再評価
・試験による耐力（廃炉の機器を用いた試験等）
・ 試験結果を反映した限界耐力評価法
試験による実耐力評価
Ⅱ ． １
10 - １
10 ‐
10 ‐
10 ‐
損傷確率
最大加速度 （Ｇａｌ）
0 400 800 1200
制御棒 （原子炉建屋）
外部電源設備 （屋外）
熱交換器 （海水熱交 換器建屋）
制御盤 （制御建屋）
制御棒 （原子炉建屋）
外部電源設備 （屋外）
熱交換器 （海水熱交 換器建屋）
制御盤 （制御建屋）
制御棒 （原子炉建屋）
外部電源設備 （屋外）
熱交換器 （海水熱交 換器建屋）
制御盤 （制御建屋）
Ⅰ ． 地震ＰＳＡ技術の更なる展開
（技術分野）
・地震起因による火災
・余震を考慮した地震ＰＳＡ
・ヒューマンエラーを起因とする損傷確率評価 ． その他
0.地震安全
評価基準
（技術分類）
○地震を起因事象と
する”原子力安全“ のロ ジックの構築
○安全重要度と地震
重要度の再構築
○設備保全と社会・ 安心との関係の見
直し
○バックチェックの
対応の基本的
考え方 ・評価要の対象
・評価基準
地震安全評価
○ 追加の項目
・地震基盤からの増幅特性評価
・地震動スペクトル
（技術分類） ○基礎地盤・周辺
斜面の安定性
評価
新たな課題へ
の取組み
（地震を起因事象
とした原子力安全
確保のロジック
の構築）
（中越沖地震後の知見による検討）
・再立ち上げ時の安全基準の考え方
・具体的手順の基準化
（技術分類） ・材料劣化、経年劣化を考慮した耐震性評価技術の確立
－減肉、磨耗、疲労、コンクリート劣化 ○ 立地拡大
・機器免震，制振に対する耐震性評価技術
・基礎地盤条件による地震応答解析手法（杭 等） ○ 建屋・機器系の非線形解析
・金属キャスク，コンクリートキャスクの地震時内部収納物
衝突挙動評価 法
・建屋、屋根ﾄﾗｽ、機器系、屋外構築物の非線形解析手法
○ 鉛直地震動対応
・機器系の鉛直地震動に対する解析手法
・地盤安定性解析手法
○ その他
・耐震クロスチェック信頼性向上を目指したコード整備
・衝撃的地震波（キラーパルス）に対する構造健全性 評価技術 ・建屋接地率評価方法 ・建屋の３次元地震応答解析手法
・耐震重要度分類 （波及的影響等）
（技術分類）
○ 立地拡大
・機器免震，制振に対する耐震性評価技術
・基礎地盤条件による地震応答解析手法
○ 建屋・機器系の非線形解析
・建屋、屋根ﾄﾗｽ、機器系、屋外構築物の非線形解析手法
○ 鉛直地震動対応
・機器系の鉛直地震動に対する解析手法
・地盤安定性解析手法
○ その他
・耐震クロスチェック信頼性向上を目指したコード整備
・パルス的地震波に対する構造健全性評価技術
・材料データの見直し
衝突挙動評価
○ 建屋・機器系の解析モデルの統合
・建屋、機器系、屋外構築物の線形解析手法の一元化 ○運転プラントの現実の 健全性評価手法の確立
○地震後のプラント
立ち上げ基準の確立
○経年劣化事象への対応と
耐震性評価との関連評価
○建設段階での地震健全性
評価データ取得の検討
・解析モデルと地震応答精度の明確化
○
・エネルギ法などの検討
○ 減衰率の最適化 ○
・解析モデルとの整合した減衰率の設定
・新たな設計法への取組み（LRFD法など）
・建屋の３次元地震応答解析手法
○津波の評価基準
○溢水評価基準
○耐震安全評価基準の設定
○重要度分類と評価手法・ 基準の見直し
○原子炉安全以外の発電
所全体の耐震評価基準
の設定
○基準地震動の決定
○不確定要素の評価手法
（残余のリスク評価）
○地震時応答解析と設計法の見直
（弾塑性解析手法、LRFD法）
○基盤・建屋モデル（最適化）の開発
○適切な減衰率の設定
○耐力の最適化
○弾性限界と耐力の評価法
○断層モデルの見直し
○地盤伝搬解析手法の高度
rev1.08-8-19
地震安全評価基準
新設ﾌﾟﾗﾝﾄ設計基準
運転ﾌﾟﾗﾝﾄ評価基準
立ち上げ基準
地震PRA
地震に伴う発電所関連の機能維持
・廃止措置段階の耐震性
rev2.08-8-28
基礎・建屋モデル 建屋・床振動応答 機器・配管振動応答 日本列島
内陸地殻内地震大陸プレート
海洋プレート
e.活断層との関連付けが困難な地震
a.活断層
d.海洋プレート内地震（スラブ内地震）
c.海洋プレート内地震
原子力施設日本列島
内陸地殻内地震大陸プレート
海洋プレート
e.活断層との関連付けが困難な地震
a.活断層
d.海洋プレート内地震（スラブ内地震）
c.海洋プレート内地震
原子力施設日本列島
内陸地殻内地震大陸プレート
海洋プレート
e.活断層との関連付けが困難な地震
a.活断層
d.海洋プレート内地震（スラブ内地震）
c.海洋プレート内地震
原子力施設
地震伝搬モデル
地震発生メカニズム
Rev2-1.2015-10-20
他研究機関に委託 ３年計画
大学
学会
国・大学・民間
他研究機関と３年計画
他研究機関と３年計画
国・民間研究機関
学会
国・大学・民間
による効果的・効率的 ,
研究の推進
評価実施手順高度化
・地震 PSA 評価手法の高度化
耐震指針に対応した評価手法の高度化
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準） ・地震動解析モデルの高度化
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
データベース整備 ・地質地形調査・メカニズムの高度化
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
規制ニーズ
・大地震後のプラント健全性評価方法
・立ち上げ基準の策定
・地震時の発電所機能確保・社会安全
・運転ﾌﾟﾗﾝﾄ・に関する地震安全基準化
・建屋，機器の耐震安全評価法の高度化など
１０ ９
８ ５ ３ ２ １
研究期間 （平成）
他研究機関
大学共同
他研究機関
他研究機関
産官学の連携
,
評価実施手順高度化
・地震 PRA 評価手法の高度化
耐震指針に対応した評価手法の高度化
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
データベース整備
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
規制ニーズ
・地震随伴事象の評価手法の高度化
６
１
研究期間 （年数）
▼ 地震安全基準（耐震指針改定） （既設プラント決定論的バックチェック）
（既設プラント確率論的バックチェック）
（物理探査法による断層検知技術高度化）
（変動地形学高度化）
（短い断層の扱い方）
（立ち上げ基準・バックチェックの基本的考え方）
（断層モデルの高度化）
（伝搬解析モデルも高度化）
（津波解析技術の高度化）
（レベル１、２、３地震 PSAの連携）
（地震ロジックツリーの見直し）
（大地震後のプラント健全性評価－評価と公表、安全宣言、等）
（周辺斜面解析機能の高度化）
（地震起因とする火災、津波 PSA評価手法）
（機器配管の現実的な耐力評価方法確立）
（建屋、機器、構築物の非線形 解析手法高度化）
（機器免震、制振に対する 耐震性評価技術の高度化）
（運転プラントの健全性評価手法の確率）
（プラントデータの収集・蓄積）
（大地震後のプラント健全性評価方法の確立）
（プラント再立ち上げ手順の基準化） （実機適用検討）
10年間の計画とし短期・中期・長期に目標を設定
地盤･ 地震動
建屋/機器/配管
総合安全･評価基準
地震に伴う発電所関連の機能確保
地震発生メカニズム
地震伝播モデル
新設プラント設計基準
運転プラント評価基準
PRA基準
立ち上げ基準
▼
・地震時の安全確保のロジックの確立
地震安全評価基準 安全 評価 基準
（基準化）
（重要度分類の見直し）
（地震起因事象の原子力安全のロジック）
（運用・基準の見直し）
（解析評価減衰率の適正化） （基準化）
（新たな耐力評価法）
（基準化） （データの蓄積）
（地震後のプラント立ち上げ基準の検討）
（原子炉安全以外での発電所全体の耐震安全評価基準）
（基準化）
（基準化）
学会
学会
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
評価実施手順高度化
規格基準整備 （判断基準）
４ ７
2008 - 7 - 30 地震安全ロードマップ策定作業会
rev1.08-8-19
rev2.08-8-28 Rev2-1.2015-10-20
耐震設計・地震安全研究 中長期研究開発計画（案）
