JY1-7-1

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究所（南地区）の原子炉施設（高速実験炉原子炉施設）の変更に係る設計及び工事の計画の認可申請書の概要（新規制基準適合性確認等（第１回申請）：主冷却機建物の地盤改良（第五条適合性確認））

2023年10月30日

日本原子力研究開発機構
高速実験炉部

大洗研究所

「常陽」の概要
大洗研究所の施設群

材料試験炉（ＪＭＴＲ）

高速実験炉「常陽」＜使用の目的＞高速増殖炉の開発（ただし、その利用は平和目的に限られる）＜原子炉の型式、熱出力及び基数＞
型式
ｳﾗﾝ・ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ混合酸化物燃料ﾅﾄﾘｳﾑ冷却高速中性子型
熱出力 100MW
基数
1基＜原子炉を設置する事業所の名称及び所在地＞
事業所の名称
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所（南地区）
事業所の所在地 茨城県東茨城郡大洗町成田町4002番地

照射燃料集合体試験施設

高温工学試験研究炉（ＨＴＴＲ）

高速実験炉「常陽」照射後試験施設
ナトリウム技術開発施設

1

「常陽」プラント概要
原子炉
格納容器

主冷却機建物

原子炉建物及び原子炉附属建物

2次主循環ポンプ
1200t/h
主冷却機

燃料
交換機

補助
冷却機

電源盤

燃料
出入機
燃料取扱用
キャスクカー

2次冷却材
ダンプタンク
主中間
熱交換器

トランスファー
ロータ

空調換気設備
1次冷却材
ダンプタンク型 式 ： ナトリウム冷却型高速炉
熱出力 ： 100MW
燃 料 ： プルトニウム・ウラン混合酸化物
冷却材 ： ナトリウム
冷却系 ： 2ループ
除熱方法： 空気冷却 (4基)

1次主循環ポンプ
1350t/h

原子炉容器
入口：350℃
出口：456℃

オーバフロー
タンク
235U

濃縮度

炉心
18 wt%

プルトニウム含有率<32 wt%

核分裂性ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ富化度（内側/外側）

16/21 wt%2

高速実験炉原子炉施設の新規制基準適合性確認等に係る設工認申請書の構成の概要（1/2）
・

高速実験炉原子炉施設を「試験研究の用に供する原子炉等の技術基準に関する規則」に適合させるためには、原子炉本体、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設、計測制御系
統施設、放射性廃棄物の廃棄施設、放射線管理施設、原子炉格納施設、その他試験研究用等原子炉の附属施設の一部について、補強対策等を講じる必要がある。

・

高速実験炉原子炉施設では、自主的な安全性の向上を目的とした施設・設備の改造等を進めていることに鑑み、これらの施設等について、最終的に、バックフィット評価を主な目的として、新規制基準適合に係る設工認申請を実施する。設工認申請段階におけるすべてのバックフィット項目を対象とすることで、適合性確認の抜け・漏れを防止する。

※

行政相談を実施した「メンテナンス建物の耐震補強」等にあっては、「設置者の自主的な取り組みとして工事に着手し、本工事の新規制基準に係る適合性については、新規制基準に係る設置変更許可処分後に申請される設工認申請において確認する。」とされている。

・

一方で、新規制基準適合に係る補強対策等のうち、「主冷却機建物の地盤改良」にあっては、高速実験炉原子炉施設において、過去に同様の工事の経験がないことを踏まえ、設計及び工事の計画の認可の申請を、先行して実施するものとした。

・

上記を踏まえ、設計及び工事の計画の認可申請は、以下のように分割する。
＞ 新規制基準適合性確認等（第１回申請）：主冷却機建物の地盤改良※ 工事等に時間を要し、早期に工事着手が必要なもの
として、他の項目と分割して申請＞ 新規制基準適合性確認等（第２回申請）：耐震評価、外部事象評価等※ 技術基準規則への適合性を確認（バックフィット） 3

高速実験炉原子炉施設の新規制基準適合性確認等に係る設工認申請書の構成の概要（2/2）
第１回申請
今回申請の範囲

・ 主冷却機建物の地盤改良（第五条適合性確認）
第２回申請（主要なものを記載。また、今後、細分化する場合がある。）
・ 建物・構築物及び機器・配管系の耐震性評価（第六条適合性確認）
・ 避雷設備の整備（第八条（落雷）適合性確認）
・ 竜巻に係る建物・構築物及び機器・配管系の構造健全性評価（第八条（竜巻）適合性確認）
・ 降下火砕物に係る建物・構築物及び機器・配管系の構造健全性評価及び非常用ディーゼル電源系に関連する
冷却塔、排気筒及び吸気系統の降下火砕物影響評価（第八条（火山）適合性確認）
・ 外部火災に係る建物・構築物及び機器・配管系の構造健全性評価（第八条（外部火災）適合性確認）
・ ＭＫ-Ⅳ炉心の核熱特性評価（第十条適合性確認）
・ 照射燃料集合体の強度計算等（第五十七条適合性確認）
・ 炉心燃料集合体の強度計算等（第六十一条適合性確認）
・・

溢水対策機器の整備及び溢水の影響評価（第十九条適合性確認）
火災対策設備の整備及び火災の影響評価（第二十一条（火災）適合性確認）

・

中央制御室外原子炉停止盤の設置（第三十四条第五項適合性確認）

・・

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材の整備（第五十八条適合性確認）
固定モニタリング設備のデータ送信システムの多様化
4

「第1回申請：主冷却機建物の地盤改良」の概要①削孔②施工仕様確認・開始

主冷却機建物の東・西側の地盤を改良する。
（
で示した領域 ）

③造成

④造成完了

固化材
圧縮空気

ガイドホール
削孔機

ロッド

噴射装置

出典：新技術情報データベースNeTIDaに加筆

高圧噴射攪拌工法による地盤改良手順
高圧噴射攪拌工法：固化材を高圧で噴射し、地盤を切削しながら、固化材を混合し、攪拌して、強固な造成体を作ることで地盤を改良する方法。
他の原子力施設でも適用実績があり、高い信頼性を有する。

主冷却機建物試験施工により、改良後の地盤が必要な強度を有していることを確認済。
出典：Googleマップに加筆

地盤改良の試験施工

5

「主冷却機建物の地盤改良」に係る高圧噴射攪拌工法による地盤改良手順
・高圧噴射攪拌工法は、改良体の中心にロッドを建て込み、計画深度まで削孔し、ロッドの先端からスラリー状固化材
を水平方向に噴射して原地盤を切削・撹拌混合しながら改良体を造成する。
・施工中は、固化材の配合仕様、噴射流量・圧力、引上げ時間、回転速度等を計測し、測定値を制御しながら施工を行い、改良体の品質を管理する※。
①削 孔
施工中心位置に施工
機械をセットし、計画深度までケーシン
グによる削孔を行う。

②造成ロッド挿入
ケーシング削孔完了
後、ロッドを挿入する③ケーシング引抜
ケーシングを引き抜く。

④造成準備
ロッド高さを計画深
度に合わせ、造成準備（回転速度、引上
げ時間等の設定）を行い、改良下端で初期噴射を実施する。

⑤造成
スラリー状固化材を噴射しながら所定の引上げ時間及び回転速度により、改良体を造成する。

⑥施工完了
ロッドを引き抜
き、造成完了。

クレーン

固化材・圧縮空気
施工機械

ロッド

ケーシングパイプ

排泥処理

排泥液

スラリー状固化材

改良体高さ

ケーシングパイプ

噴射装置

改良径

※要求した品質を実現できるよう、定めた施工仕様に基づき品質管理を行う。改良体の品質確認では、
ボーリングコア供試体を用いて改良体の強度確認を行い、品質が確保できていることを確認する。

6

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（設置許可段階での審査概要）■主冷却機建物の周辺地盤については、すべり安全率に対する耐力が不足することから、地盤を改良し抵抗力を向上させることにより、基準地震動に対し所定の安全率を確保する。
■設置許可段階では検討フローに基づき、次の項目を設定した。
①工法の選定は、すべり抵抗が向上することができる固結工法から、当該地盤への適用性、他の原子力施設等での施工実績を踏
まえ、高圧噴射撹拌工法を選定した。
②当該地盤において試験施工を行いその成立性を確認し、基礎地盤の安定性を評価した。
③改良地盤の範囲・強度の設定は、試験施工の結果に基づき設定した。
④品質管理項目は、「改良地盤の範囲」・「改良地盤の強度」として、管理方針については、関係基準等に基づき設定した。

⇒設工認段階では、設置許可の基本方針を踏まえ、工事方法の確認、品質確認を行う。

地盤改良の検討フロー

7

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（①工法の選定）・周辺地盤改良工法については、施工性、既設設備への影響の観点から工法選定を行った。
・検討の結果から、地盤改良の工法ついては、すべり抵抗を向上することができる固結工法から、深い施工深度に適用でき、既設設備への影響が小さい工法として高圧噴射撹拌工法を選定した。また、高圧噴射撹拌工法は、他の原子力サイトで基礎地盤のすべり対策等において適用事例があり、技術基準が明確である。

8

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（②試験施工の概要）
・試験施工では、本施工で用いる高圧噴射撹拌工法を用いて、同様の地盤条件での施工を行った。
・改良体については、熱電対、ボーリングコアの結果から改良範囲（改良対象深度（G.L.-28mからG.L.-13m）、 改良体の径（4.5m））が改良されていることを確認した。
・改良体強度については、必要強度が確保出来ることを確認した。

9参考：試験施工（改良径の確認:熱電対測定結果）

10参考：試験施工（改良範囲の確認：ボーリング結果）

11

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（ ②設置許可申請書における評価結果等（1/2））【添付書類六】3.6

原子炉施設の基礎地盤及び周辺斜面の安定性

主冷却機建物については、周辺地盤の改良を行い、基礎地盤のすべりに対して安定性を確保する。
3.6.1

地震力に対する基礎地盤の安定性評価

3.6.1.3

評価結果(1)基礎地盤のすべり
想定すべり線におけるすべり安全率を第3.6.2表(1)から第3.6.2表(3)に示す。
原子炉建物及び原子炉附属建物の最小すべり安全率は2.0、最小すべり安全率を示すケースについて、地盤強度のばらつきを考慮した場合は1.8であり、いずれも評価基準値1.5を上回ることから、基礎地盤はすべりに対して十分な安定性を有している。
主冷却機建物の最小すべり安全率は2.1、最小すべり安全率を示すケースについて、地盤強度のばらつきを考慮した場合は1.7であり、いずれも評価基準値1.5を上回ることから、基礎地盤はすべりに対して十分な安定性を有している。
3.8

改良地盤の品質確認

基礎地盤の安定性評価に用いる改良地盤については、施工において改良地盤の品質確認を以下のとおり実施する。
主冷却機建物のすべり安全率の評価において改良地盤の範囲及び強度を設定し、基礎地盤の安定性評価を実施していることから、改良
地盤の品質管理では、改良地盤の範囲及び強度が基準値を満足することを確認する。改良地盤の範囲を第3.6.3図(4)に、改良地盤の確認項目及び基準値を第3.8.1表に示す。
地盤改良の工法は、深層混合処理工法（高圧噴射撹拌工法）とし、品質確認準拠基準は高圧噴射撹拌工法の品質管理に係る詳細な記載がされている「建築物のための改良地盤の設計及び品質管理指針」（2018）(124)を適用する。なお、その他の基準(125)～(128)についても適宜参考とする。
品質確認試験の頻度は、各基準の目安を満足するように設定する。改良地盤の試験頻度を第3.8.2表に示す。

12

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（ ②設置許可申請書における評価結果等（2/2））【添付書類六】3.6.1.3 評価結果
(2) 基礎地盤の支持力
評価基準値は、対象施設の基礎地盤（東茨城層群Is-S1、M1段丘堆積物Mu-S2）における平板載荷試験の最大荷重から設定し、原子炉建物及び原子炉附属建物で2.94N/mm2、主冷却機建物で2.69N/mm2とする。地震時における基礎底面の接地圧は、原子炉建物及び原子炉附属建物で最大1.14N/mm2、主冷却機
建物で最大0.62N/mm2であり、評価基準値を下回ることから、基礎地盤は十分な支持性能を有している。
(3) 基礎底面の傾斜
基礎底面両端の鉛直方向の相対変位・傾斜を第3.6.3表に示す。基礎底面の最大傾斜は、原子炉建物及び原子炉附属建物で1/2,370、主冷却機建物で1/7,600であり、評価の目安である1/2,000を下回ることから、施設の安全機能に支障を与えるものではない。
3.6.2 液状化に対する安全性「建築基礎構造設計指針」(122)によると、液状化判定を行う必要がある土層は地表面から20m程度以浅の飽和土層で、土の種類は「沖積層で、細粒分含有率が35%以下の土層」、「粘土分含有率が10%以下又は塑性指数が15%以下の埋立地盤あるいは盛土地盤」又は「細粒土を含む礫や透水性の低い土層に囲まれた礫」とされている。
対象施設基礎地盤における飽和土層は地表面から32m以深に存在する。原子炉建物及び原子炉附属建物の支持地盤は地表面から31.8mに位置する第四系
更新統であり、主冷却機建物の支持地盤は地表面から20mに位置する不飽和土層（第四系更新統）である。いずれも液状化判定の対象土層に該当しない
ため、対象施設の支持地盤に液状化のおそれはなく、施設の安全機能に支障を与えるものではない。
3.6.3 地震発生に伴う周辺地盤の変状及び地殻変動による影響評価
3.6.3.1 周辺地盤の変状による施設への影響評価
原子炉建物及び原子炉附属建物は、十分な支持性能を有する地盤に支持されている。主冷却機建物は、改良地盤により基礎地盤のすべりを防止し、また、十分な支持性能を有する地盤に支持されている。以上のことから、対象施設が周辺地盤の不等沈下、液状化、揺すり込み沈下等による影響を受ける
おそれはない。
3.6.3.2 地殻変動による基礎地盤の変形の影響評価
敷地には将来活動する可能性のある断層等は認められないことから、地震活動に伴い生じる地殻変動による基礎地盤の変形は小さいと考えられるが、「5.地震」における地震動評価を踏まえ、敷地周辺に想定される断層のうち、すべり量が大きく、かつ、すべり域が敷地に近い「2011年東北地方太平洋沖型地震」の強震動生成域（SMGA）位置の不確かさを考慮したモデルを用いて地殻変動による基礎底面の傾斜を算出し、施設への影響評価を行った。
地殻変動による基礎底面の傾斜については、食い違い弾性論（Okada（1992）(123)）に基づく評価手法によって得られる地殻変動量より算出した。
地殻変動による基礎底面の最大傾斜は1/17,000であり、さらに基準地震動による基礎底面の傾斜との重畳を考慮した場合の最大傾斜は、原子炉建物及び原子炉附属建物で1/2,080、主冷却機建物で1/5,200であり、評価基準値の目安である1/2,000を下回ることから、施設の安全機能に支障を与えるもの
ではない。

13

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（③改良地盤の範囲・強度の設定：改良地盤の範囲）
・地盤安定性評価で設定した改良地盤の必要改良範囲を以下に示す。
・改良地盤は、想定すべり線に対して必要耐力が確保できるように建物の東西に配置した。
・改良地盤の強度は、試験施工結果に基づき設定した。
【添付書類六】
7m

7m

27.5m

必 要改良 範囲

改良地盤
(西側)

必 要改良 範囲

主冷却機建物

改良地盤
(東側)
南外壁面

南外壁面
東外壁面

西外壁面

平面図

7m

C
改良地盤
(西側)

7m

主冷却機建物

T.P.+38.5m(G.L.±0m)

掘削範囲（埋戻土）

C'
改良地盤
(東側)

すべり線の例

改良地盤上端
T.P.+21.5m(G.L.-17.0m)

改良地盤上端
T.P.+23.5m(G.L.-15.0m)

改良地盤下端
T.P.+10.3m(G.L.-28.2m)

T.P.+10.6m(G.L.-27.9m)

改良地盤下端断面図 (東西(C-C')断面)14

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（③改良地盤の範囲・強度の設定（主冷却機建物のすべり安全率評価結果））
主冷却機建物の東西断面は、すべり抵抗力を向上させるため、建物東側及び西側に改良地盤を設置し、すべり安全率が評価基準値1.5を上回ることを確認した。

【添付書類六】15

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（③改良地盤の範囲・強度の設定（原子炉建物及び原子炉附属建物のすべり安全率評価結果）
原子炉建物及び原子炉附属建物、主冷却機建物の南北断面については、すべり安全率が評価基準値1.5を上回ることを確認した。
【添付書類六】16

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（③改良地盤の範囲・強度の設定（原子炉建物及び原子炉附属建物のすべり安全率評価結果）
原子炉建物及び原子炉附属建物の東西断面については、すべり安全率が評価基準値1.5を上回ることを確認した。
【添付書類六】17

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（④品質管理項目：改良地盤の品質管理項目）
・改良地盤の品質管理については、一軸圧縮強度quが指標とされていることから、強度特性（粘着力、内部摩擦角、引張り強さ）と一軸圧縮強度との相関関係から算出した一軸圧縮強度qu 4.2N/mm2以上であることを確認する。

【添付書類六】18

「主冷却機建物の地盤改良」に係る原子炉設置変更許可の基本方針（④品質管理項目：改良地盤の試験頻度）
・施工における品質確認試験の頻度は、基準・指針の目安を満足するように設定した。
【添付書類六】19

「主冷却機建物の地盤改良」に係る設計条件及び設計仕様（1/4）（１）原子炉施設のうち、地震の発生によって生ずるおそれがあるその安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度が特に大きいもの（以下、「耐震重要施設」という。高速実験炉原子炉施設にあっては、Ｓクラスの施設。本申請にあっては、Ｓクラスの施設を内包する原子炉建物
及び原子炉附属建物並びに主冷却機建物が対象。）は、基準地震動による地震力が作用した場合においても、接地圧に対する十分な支持力を有する地盤として、設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。また、上記に加え、基準地震動による地震力が作用することによって弱面上のずれが発生
しないことを含め、基準地震動による地震力に対する支持性能を有する地盤として、設置（変更）
許可を受けた地盤に設置する。
（２）主冷却機建物の地盤については、周辺地盤の改良を行い、基礎地盤のすべりに対して安定性を確保する。
（３）耐震重要施設は、地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下、液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状により、その安全機能が損なわれるおそれがない地盤として、設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
（４）耐震重要施設は、将来活動する可能性のある断層等の露頭がないことが確認された地盤として、設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。

設置変更許可の内容（P12，13）と整合
20

「主冷却機建物の地盤改良」に係る設計条件及び設計仕様（2/4）

主
要
寸
法

項目

設計仕様

固化材

セメント系

改良体の直径m

4.5以上

改良地盤の幅m

7以上＊1

改良地盤の奥行きm

27.5以上＊2

上端

m

東側
西側

T.P.+23.5以上
T.P.+21.5以上

下端

m

東側
西側

T.P.+10.6以下
T.P.+10.3以下

改良地盤の高さ

改良地盤の強度（一軸圧縮強度）

N/mm2

4.2以上

＊1：基準位置（東外壁面又は西外壁面）からの距離＊2：基準位置（南外壁面）からの距離
設置変更許可の内容（P18）と整合

21

「主冷却機建物の地盤改良」に係る設計条件及び設計仕様（3/4）
【西側】

【東側】

出典：Googleマップに加筆※

設置変更許可の内容（P14右上図）と整合

埋設物等により、当該位置にロッドが挿入できない場合、ロッド挿入位置を改良範囲に未改良部ができない範囲で変更する場合がある。

22

「主冷却機建物の地盤改良」に係る設計条件及び設計仕様（4/4）

【西側（鉛直方向断面図）】※

埋設物等により、当該位置にロッドが挿入できない場合、ロッド挿入位置を改良範囲に未改良部ができない範囲で変更する場合がある。

【東側（鉛直方向断面図） 】

設置変更許可の内容（P14下図）と整合

23

参考：改良範囲のイメージ（例：東側）（水平図）（鉛直方向断面図）

・ 改良が要求される範囲は、東側基準位置（東外壁面
又 は 南 外 壁 面 ： 上 図 参 照 ） か ら の 距 離 で 7.0m 以 上
×27.5m以上。
・ 改良体は、要求される範囲を包絡するように造成（改良体の造成のイメージ：右図ピンク部分参照）。
※ 建物に干渉する部分には、固化材が浸透しない
ため改良体は造成されない。
24

「主冷却機建物の地盤改良」に係る使用前事業者検査の主な項目【改良範囲の確認に関するもの】
・・

寸法検査イメージ図

寸法検査：改良地盤の高さを、改良開始深度と改良終了深度のロッ
ド長さを記録した書類の確認により行う。＊1
配置検査：改良体の配置を、ロッド挿入位置を記録した書類の確認により行う。＊2

ロッド引抜方向改良開始点（マーキング）
レベル測定器等【改良地盤の強度の確認に関するもの】
・

測定手順①

強度検査：ボーリングコア供試体を用いた一軸圧縮試験＊3により改良地盤の強度を記録した書類の確認により行う。ボーリ
ングコア供試体は、西側・東側の改良地盤に対して、各3箇所とする。一軸圧縮試験は、改良範囲内の各土層に対して実施する。

改良体
長さ

開始ロッド
長さ

上記以外に「適合性確認検査」及び「品質管理検査」を実施する。

改良終了点（マーキング）

測定手順②＊1： 「建築物のための改良地盤の設計及び品質管理指針－セメント系固化材を用いた深層・浅層混合処理工法－」に基づき、改良開始時／改良
終了時のロッド長さ（標高）を測定し記録する。

改良体
長さ＊2： 改良体の直径が4.5m以上であることは、試験施工の結果に基づき、噴射圧力・流量、引上げ時間・回転速度等を測定し、検査前条件として確認する。
＊3： 「陸上工事における深層混合処理工法 設計施工マニュアル」等に基づき、1回の試験結果は、3個の供試体の試験値の平均値とし、かつ、各供試体の試験結果は改良地盤設計強度の85%以上を確保する。また、強度試験に用いる供試体の材齢は28日とする。なお、試験日が土日祝日等となる場合は28日より早い材齢において試験を行う。

測定手順③
測定手順
①改良体ロッドの長さを鋼製巻尺を用いて測定し、改良開始
点、終了点をマーキングする。
②改良開始の標高を、レベル等を用いた計測により確認する。
③改良終了の標高を、レベル等を用いた計測により確認する。

設置変更許可の内容（P14、18、19）と整合

25

「主冷却機建物の地盤改良」に係る工事フロー等

26

技術基準規則への適合性（対象：第5条（試験研究用等原子炉施設の地盤））（試験研究用等原子炉施設の地盤）
第五条 試験研究用等原子炉施設（船舶に設置するものを除く。第六条、第七条及び第八条第一項
において同じ。）は、試験炉許可基準規則第三条第一項の地震力が作用した場合においても当該試
験研究用等原子炉施設を十分に支持することができる地盤に設置されたものでなければならない。
第五条に適合させるため、耐震重要施設は、基準地震動による地震力が作用した場合においても、接地圧に対する十分な支持力を有する地盤として、設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。また、上記に加え、基準地震動による地震力が作用することによって弱面上のずれが発生しないことを含め、基準地震動による地震力に対する支持性能を有する地盤として、設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
主冷却機建物の地盤については、周辺地盤の改良を行い、基礎地盤のすべりに対して安定性を確保する。改良地盤については、試験施工に基づいた各種試験から強度及び範囲を設定し、改良地盤の施工においては、品質管理方針を示した上で、所定の値が確保されていることを施工時の品質管理で確認することを、原子炉設置変更許可申請書の添付書類六に記載している。当該品質管理方針に基づき、主冷却機建物の地盤改良を行う。
耐震重要施設は、地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下、液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状により、その安全機能が損なわれるおそれがない地盤として、設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
耐震重要施設は、将来活動する可能性のある断層等の露頭がないことが確認された地盤として、設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
以上より、本原子炉施設は、基準地震動による地震力が作用した場合においても、本原子炉施設を十分に支持することができる地盤に設置されており、第五条に適合する設計となっている。
27

技術基準規則への適合性（対象：第5条を除く）（1/7）

項
－
－
－

号
－
－
－

評価の
必要性
の有無
有・無
－
－
－

－

－

－

技術基準の条項
第一条 適用範囲
第二条 定義第三条 特殊な設計による試験研究用等原子炉施設
第四条 廃止措置中の試験研究用等
原子炉施設の維持
第五条 試験研究用等
原子炉施設の地盤
第六条 地震による損
傷の防止

適合性

技術基準の条項－－－

第九条 試験研究用等
原子炉施設へ
の人の不法な
侵入等の防止－1－有P25に示すとおり

1
2

－
－

無
無

3

－

無

第七条 津波による損
傷の防止

1

－

無

第八条 外部からの衝撃による損傷
の防止

1
2

－
－

無
無

本申請は、建物・構築物や機器・配管系を変更等するもの
ではなく、該当しない。
原子炉施設を設置する敷地に該当する斜面はなく、該当しない。
原子炉施設は、丘陵地帯の台地に位置するため、津波により重大な影響を受けるおそれがなく、該当しない。
本申請は、建物・構築物や機器・配管系を変更等するもの
ではなく、該当しない。

3

－

無

4

－

無

原子炉を船舶に設置しないた
め、該当しない。
航空機の落下確率は、防護設計の要否を判断する基準である10-7回／炉・年を下回るた
め、「航空機の墜落」を考慮する必要はなく、該当しない。

評価の
必要性
適合性
の有無
有・無
無
本申請は、人の不法な侵入等の防止に係る設計等を変更するものではないため、該当し
ない。

項
1

号
－

1

－

無

2

－

無

第十一 機能の確認等
条

1

－

無

第十二 材料及び構造
条

1
2

1
2
－

無
無
無

3

－

無

1

－

無

第十条 試験研究用等
原子炉施設の機能

第十三 安全弁等条

本申請は、反応度の制御能力等を変更するものではないため、該当しない。
原子炉を船舶に設置しないた
め、該当しない。
本申請は、主冷却機建物の地
盤改良に関するものであり、原子炉の安全を確保する上で必要な設備の機能の確認をするための試験又は検査及びこれらの機能を健全に維持するための保守又は修理を必要としないため、該当しない。
本申請は、容器等を変更する
ものではなく、該当しない。
本申請は、主冷却機建物の地
盤改良に関するものであり、耐圧試験又は漏えい試験を行わないため、該当しない。
本申請は、主冷却機建物の地
盤改良に関するものであり、容器ではなく、かつ、中性子照射を受けないため、該当しない。
本申請は、安全弁等を変更するものではなく、該当しない。

28

技術基準規則への適合性（対象：第5条を除く）（2/7）

技術基準の条項

評価の
必要性
適合性
の有無
有・無
無
放射性物質を含む一次冷却材
その他の流体を内包する容器
若しくは管又は放射性廃棄物を廃棄する設備へ放射性物質を含まない流体を導く管に設置する逆止め弁を有しないため、該当しない。
無
本申請は、放射性物質を含む
無流体を取り扱うものではない
ため、該当しない。

項
1

号
－

1
2

－
－

3

－

無

4

－

無

第十六 遮蔽等
条

1
2

第十七 換気設備条1

第十八 適用
条

－

－
1
2
3
1
2
3
4
－

無
無
無
無
無
無
無
無
－

第十四 逆止め弁条

第十五 放射性物質に条 よる汚染の防止

本申請は、排水路や施設内の床等を変更するものではない
ため、該当しない。
本申請は、建物の内部の壁や床等を変更するものではない
ため、該当しない。
本申請は、遮蔽設備等を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、換気設備を変更するものではないため、該当し
ない。

評価の
必要性
技術基準の条項
適合性
の有無
項
号
有・無
第十九 溢水による損 1－
無本申請は、溢水に係る防護措条 傷の防止置等を変更するものではない
ため、該当しない。
2－
無本申請は、放射性物質を含む
液体が管理区域外へ漏えいす
ることを防止するために必要な措置を変更するものではな
いため、該当しない。
第二十 安全避難通路 1
1
無本申請は、安全避難通路等を
条 等
2
無変更するものではないため、3
無該当しない。
第二十 安全設備
11
無
本申請は、安全設備を変更す
一条
2
無るものではないため、該当し
3
無
ない。
4
無
5
無
6
無
第二十 ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において二条 準用の対象外
第二十 熱遮蔽材
11
無原子炉容器の材料が中性子照三条
2
無射を受けることにより著しく劣化することを防止するための熱遮蔽材を有しないため、該当しない。

－

29

技術基準規則への適合性（対象：第5条を除く） （3/7）
評価の必要性
技術基準の条項
適合性
の有無
項
号
有・無
第二十 熱遮蔽材
11
無原子炉容器の材料が中性子照三条
2
無射を受けることにより著しく劣化することを防止するための熱遮蔽材を有しないため、該当しない。
第二十 一次冷却材1－
無
本申請は、一次冷却材を変更
四条するものではないため、該当しない。
第二十 核燃料物質取 11
無本申請は、核燃料物質取扱設
五条 扱設備2
無備を変更するものではないた
3
無め、該当しない。
4
無
5
無
6
無
7
無
8
無
第二十 核燃料物質貯 11
無本申請は、核燃料物質貯蔵設
六条 蔵設備2
無備を変更するものではないた
3
無め、該当しない。
2
1
無
2
無
3
無
4
無
第二十 ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において七条 準用の対象外～第三十条
第三十 放射線管理施 1
1
無
本申請は、放射線管理施設を
一条 設
2
無変更するものではないため、3
無該当しない。

評価の必要性
技術基準の条項
適合性
の有無
項
号
有・無
第三十 安全保護回路 11
無本申請は、安全保護回路を変二条
2
無更するものではないため、該
3
無
当しない。
4
無
5
無
6
無
7
無
第三十 ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において三条 準用の対象外
第三十 原子炉制御室 1－
無本申請は、原子炉制御室等を
四条 等
2
－
無
変更するものではないため、3－
無該当しない。
4－
無5－
無第三十 廃棄物処理設 11
無
本申請は、放射性廃棄物を廃五条 備
2
無棄する能力や廃棄物処理設備
3
無の設計を変更するものではな
4
無いため、該当しない。
5
無
6
無
7
無
固体状の放射性廃棄物（放射性廃棄物を保管廃棄する設備
を除く。）を廃棄する設備を有しないため、該当しない。
2
1
無本申請は、液体状の放射性廃
2
無棄物を廃棄する設備が設置さ3
無れる施設を変更するものではないため、該当しない。
第三十 保管廃棄設備
六条

1

2
3

1
2
3
－
－

無
無
無
無
無

本申請は、保管廃棄設備を変更するものではないため、該
当しない。

30

技術基準規則への適合性（対象：第5条を除く） （4/7）
評価の必要性
技術基準の条項
適合性
の有無
項
号
有・無
第三十 保管廃棄設備 11
無本申請は、保管廃棄設備を変六条
2
無更するものではないため、該
3
無
当しない。
2
－
無
3
－
無
第三十 ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において七条 準用の対象外
第三十 実験設備等
1
1
無現在、実験設備等を有しない
八条
2
無ため、該当しない。
3
無
4
無
5
無
第三十 ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において九条 準用の対象外
第四十 保安電源設備 1－
無本申請は、保安電源設備を変条
2－
無更するものではないため、該
3
－
無
当しない。
第四十 警報装置
1－
無本申請は、放射性物質の濃度
一条
や線量当量の著しい上昇又は液体廃棄物の著しい漏えいを検知し警報する設備を変更するものではないため、該当しない。
第四十 通信連絡設備 1－
無本申請は、設計基準事故時に
二条 等
2
－
無
使用する通信連絡設備等を変更するものではないため、該当しない。
第四十 ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において三条 準用の対象外～第五十六条
第五十 試験用燃料体 1－
無本申請は、試験用燃料体を変七条
更するものではないため、該
当しない。

評価の
必要性
技術基準の条項
適合性
の有無
項
号
有・無
第五十 多量の放射性 1－
無本申請は、多量の放射性物質
八条 物質等を放出
等を放出する事故の拡大の防する事故の拡止に係る設計や措置等を変更大の防止するものではないため、該当しない。
第五十 ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において九条 準用の対象外
第六十 適用－－－－条
第六十 炉心等
1－
無本申請は、燃料体及び反射材
一条
2－
無並びに炉心支持構造物の材料
3－
無や設計等を変更するものでは4－
無ないため、該当しない。
第六十 原子炉冷却材 1－
無本申請は、原子炉冷却材バウ
二条 バウンダリ等 2－
無ンダリを構成する機器を変更
3－
無するものではないため、該当
しない。
4

－

無

5

－

無

6

－

無

本申請は、原子炉カバーガス
等のバウンダリを構成する機器を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、原子炉冷却材バウンダリからの一次冷却材の漏えいを検出する装置及び原子炉カバーガス等のバウンダリ
からの原子炉カバーガスの漏えいを検出する装置を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、ナトリウムを液体の状態に保つことができる設備を変更するものではないため、該当しない。

31

技術基準規則への適合性（対象：第5条を除く） （5/7）

技術基準の条項項
第六十 原子炉冷却材 1
二条 バウンダリ等 2
3

号
－
－
－

4

－

評価の
必要性
適合性
の有無
有・無
無
本申請は、原子炉冷却材バウ
無ンダリを構成する機器を変更無するものではないため、該当
しない。
無

5

－

無

6

－

無

本申請は、原子炉カバーガス
等のバウンダリを構成する機器を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、原子炉冷却材バウンダリからの一次冷却材の漏えいを検出する装置及び原子炉カバーガス等のバウンダリ
からの原子炉カバーガスの漏えいを検出する装置を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、ナトリウムを液体の状態に保つことができる設備を変更するものではないため、該当しない。

技術基準の条項第六十 計測設備
三条

項
1

2

号
1
2
3
4
5
6
－

評価の
必要性
の有無
有・無
無
無
無
無
無
無
無

適合性
本申請は、計測設備を変更するものではないため、該当しない。

本申請は、設計基準事故が発生した場合の状況を把握し及び対策を講ずるために必要なパラメータを、設計基準事故時に想定される環境下において、十分な測定範囲及び期間にわたり監視し及び記録することができる設備を変更する
ものではないため、該当しない。

32

技術基準規則への適合性（対象：第5条を除く） （6/7）

号
1
2
3
4
1
2
3
4
－

評価の
必要性
の有無
有・無
無
無
無
無
無
無
無
無
無

1
2
3

無
無
無

－

無

技術基準の条項
第六十 反応度制御系
四条 統及び原子炉
停止系統

項
1

2

3

4

5

6

－

無

適合性

技術基準の条項

本申請は、反応度制御系統を変更するものではないため、該当しない。

第六十 原子炉格納施
五条 設

本申請は、原子炉停止系統を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、制御棒の材料や設計を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、制御棒を駆動する設備を変更するものではない
ため、該当しない。
本申請は、制御棒の最大反応度価値及び反応度添加率を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、原子炉停止系統を反応度制御系統と共用する場
合において、反応度制御系統を構成する設備の故障が発生した場合においても通常運転時、運転時の異常な過渡変化
時及び設計基準事故時に試験研究用等原子炉を未臨界に移行することができ、かつ、低温状態において未臨界を維持できることの設計を変更する
ものではないため、該当しない。

第六十 ナトリウムの六条 漏えいによる影響の防止

第六十 ナトリウムの七条 取扱い

2
3
4
5
1

号
1
2
3
－
－
－
－
－

評価の
必要性
の有無
有・無
無
無
無
無
無
無
無
無

1

－

無

2

－

無

3

－

無

項
1

適合性
本申請は、原子炉格納施設を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、隔離弁を変更する
ものではないため、該当しない。
本申請は、ナトリウムの漏えいによる物理的又は化学的影
響を抑制するための措置を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、ナトリウムを取り扱う機器について、ナトリウ
ムとの共存性を考慮して使用する材料を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、ナトリウムを取り扱う系統は原則として密閉したものとするとともに、当該系統に属する機器のうち内部に液面を有するものは、その液面上をカバーガスで覆う構造とする設計を変更するものではないため、該当しない。
本申請は、放射性物質を含む
ナトリウムを通常運転時において系統外に排出しないため該当しない。

33

技術基準規則への適合性（対象：第5条を除く）（7/7）
技術基準の条項
第六十 カバーガスの八条 取扱い

項
1

号
－

2

－

3

－

評価の
必要性
適合性
の有無
有・無
無
本申請は、カバーガスを変更するものではないため、該当しない。
無本申請は、カバーガスを取り扱う系統において、圧力が過度に上昇することを防止し得る設備を変更するものではな
いため、該当しない。
無
本申請は、放射性物質を含む
カバーガスを通常運転時において系統外に排出しないため該当しない。

技術基準の条項
第六十 冷却設備等
九条

項
1

号
1

2

3

4

5

6

7

号
－

評価の
必要性
の有無
有・無
－

－

－

技術基準の条項項－

第七十 準用
条
第七十 第六章 雑則 －
一条

適合性
－
－

2

－

評価の
必要性
適合性
の有無
有・無
無
本申請は、冷却材を循環させる設備を変更するものではな
いため、該当しない。
無
本申請は、原子炉容器内の液位を調整する設備を変更する
ものではないため、該当しない。
無
本申請は、一次冷却材等の放射性物質及び不純物の濃度並
びに二次冷却材の不純物の濃度を所定の値以下に保つ設備を変更するものではないため該当しない。
無
本申請は、一次冷却材及び二次冷却材の温度を所定の値以上に保つ設備を変更するものではないため、該当しない。
無
本申請は、原子炉停止時における原子炉容器内の残留熱を除去する設備を変更するものではないため、該当しない。
無
本申請は、非常用冷却設備を変更するものではないため、該当しない。
無
本申請は、原子炉停止時における原子炉容器内の残留熱を除去する設備及び非常用冷却設備により除去された熱を最終ヒートシンクへ輸送することができる設備を変更するものではないため、該当しない
無
本申請は、冷却設備等の設計を変更するものではないため該当しない。
34

品質保証に係る原子炉設置変更許可申請書との整合性

・

・

・

「原子力施設の保安のための業務に係る品質管理に必要な体制の基準に関する規則（令和2年原子力規制委員会規則第2号）」（以下「品管基準規則」という。）への適合に関しては、
次のように確保する。
高速実験炉部
調達先（建設部）外部業者

原子炉設置変更許可申請書（本文）に記載した品質管理計画を受け、品管基準規則に適合するように「大洗研究所原子炉施設等品質マネジメント計画書（QSP12）」（以下「品質マネジメント計画書」という。）を策定している。
設計及び工事に係る品質管理について
は、品質マネ ジメント計画書 （一次文書）及び二次文書を適用し、設計、工事及び検査の各段階に係るプロセス（調達を含む。）を管理する。

本申請にあっては、調達先には、建設部が該当する。機構内の専門組織として、
高速実験炉部の依頼を受け、設計及び工事において、依頼された業務を履行する（「契約」を「依頼」に読替）。
→ 本申請において、建設部は、地盤改良工事を外部業者に発注する。当該発注業務には、建設部品質保証計画書（一次文書）及び二次文書を適用する。

設計・開発の計画
発注

設計

納入

依頼履行

発注

契約履行
納入

設工認申請
発注

依頼履行

工事

発注

納入

契約履行
納入

使用前事業者検査

使用前確認証完了

本申請におけるイメージ

35

参考資料

36

評価対象施設配置図
第458回審査会合
資料3 一部追記• 原子炉施設は、原子炉建物及び原子炉附属建物、主冷却機建物、第一使用済燃料貯蔵建物、第二使用済燃料貯蔵建物、メンテナン
ス建物、廃棄物処理建物、旧廃棄物処理建物、放射線管理室で構成されている。

＜耐震重要施設 (Sクラスの施設) を有する建物＞• 原子炉建物及び原子炉附属建物• 主冷却機建物※Sクラスに属する機器・配管系は、すべて原子炉建物
及び原子炉附属建物、主冷却機建物内に設置されている。
＜B、Cクラスの施設を有する建物＊1＞• 第一使用済燃料貯蔵建物• 第二使用済燃料貯蔵建物• メンテナンス建物• 廃棄物処理建物• 旧廃棄物処理建物• 放射線管理室＊1：Ｂ、Ｃクラスの施設を有する建物にあっては、既許可又は既認可において、各建物の必要とする十分な支持性能を有する地盤に支持されることを確認している。

評価対象施設配置図

評価対象施設は、原子炉施設のうち、耐震設計上の重要度分類Sクラスの機器・配管系を支持する原子炉建物及び原子炉
附属建物、主冷却機建物とする。

37

すべり安全率の評価方法（局所安全係数）
・基礎地盤の安定性評価では、JEAG4601に基づき、基準地震動Ssが作用した場合の地盤の局所安全係数Fs（地盤の小さな要素ごとの強度評価結果）を算出し、各要素の安全係数から、全体のすべり線のすべり安全率を算出している。
・地盤の局所安全係数が部分的に1.0以下であっても、全体のすべり安全率が評価基準値を満足することで、地盤の安定性が確保できる。

【すべり安全率の評価式】
すべり安全率 =

すべり線上のせん断抵抗力（地盤の強度）の和
すべり線上のせん断力の和【局所安全率の例】
・基本ﾓﾃﾞﾙ（地盤強度： 平均）・入力地震動Ss-D（水平＋、鉛直－）
・すべり線の立ち上がり角度25°、25°
・発生時刻 46.64ｓ

破壊包絡線を超えると要素破壊

2.0＜Fs
1.5＜Fs≦2.0
1.0＜Fs≦1.5
せん断破壊
引張破壊
複合破壊

すべり安全率2.2
すべり線

主冷却機建物JEAG4601-1987（抜粋）※赤字加筆

地盤の局所安全率Fs38

すべり安全率の評価方法（すべり安全率算定フロー）

第458回審査会合
資料3 加筆・地盤の強度設定は、すべり線上の要素の応力状態に応じて、ピーク強度、残留強度、強度ゼロを使い分け、すべり安全率を算定する。
・破壊判定となった要素についても、次ステップ以降、地盤中で拘束圧を受けることで強度を発揮できることから、
局所安全係数の算出（要素の破壊判定）は、ステップの都度実施し、すべり安全率を算定する。

全時刻、ステップ数繰り返す
地震時の応力（常時応力+地震時増分応力）

局所安全係数算出
非破壊の要素引張破壊が発生した要素（せん断強度に達した要素も含む）

すべり線上の要素の破壊判定

すべり線の垂直方向
応力σn が引張

せん断強度に
達した要素

YES

NO

ピーク強度

残留強度

強度ゼロ

すべり安全率算定

すべり安全率算定のフロー39

【補足説明】基準地震動Ss発生前に改良体に破壊等があった場合の影響について
・基準地震動Ss発生前に、Ssより規模の小さい地震が発生し、地盤（改良体を含む。）に破壊等があった場合にあっても、すべり安
全率の算定において、当該地盤は、地盤中で拘束圧を受ける場合には、強度を発揮することができる。
・すべり安全率の算定では、Ss発生から時々刻々、地盤の要素の応力状態に応じた強度を考慮しており、最小すべり安全率が発生する時刻は基準地震動Ssの主要動の範囲にあり、発生時刻前の局所安全係数（要素の破壊判定）の結果を反映した上で、評価
基準値1.5以上となることを確認している。
・そのため、基準地震動Ss発生前に、Ssより規模の小さい地震が発生し、地盤（改良体を含む。）に破壊等があった場合に、Ssの初期振幅程度の地震であれば、Ssに対するすべり安全率の評価に影響を及ぼすおそれはない。
700

加速度（cm/s²）

1000

基準地震動Ss-D（水平）の時刻歴

500
0
-500
-1000
0

50

100

150

時間（s）

初期振幅

200

主要動

5

すべり安全率

すべり安全率の時刻歴
・基本ﾓﾃﾞﾙ（地盤強度： 平均）・入力地震動Ss-D（水平＋、鉛直－）
・すべり線の立ち上がり角度25°、25°
・発生時刻 46.64ｓ

43

2.8 (19.96s )2.3 (22.78s )2

2.2 (46.64s )1

2.0＜Fs
1.5＜Fs≦2.0
1.0＜Fs≦1.5
せん断破壊
引張破壊
複合破壊

0

0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間(s)

すべり安全率2.8

すべり安全率2.3

すべり安全率2.2

主冷却機建物

主冷却機建物

主冷却機建物

すべり線

すべり線

すべり線

19.96s

22.78s
各時刻での地盤の局所安全係数Fs46.64s40

原子力施設の高圧噴射撹拌工法による地盤改良施工事例①
第457回 審査会合
資料-2 再掲

・東北電力
原子力 電所において、地盤の水平抵抗力、力等の向上を目 とした地盤改良（高圧噴射撹拌工法）を行っており、原子力施設への適用がである。

出
第647回原子力 電所の基準適合性に係る審査会合 資料2-1-4
足 明資料
施工実 の
に係る記 内 については、を とに機 の
において
に 理した

のです。

41

原子力施設の高圧噴射撹拌工法による地盤改良施工事例②
第457回 審査会合
資料-2 再掲

・東 電力 ーングス
原子力 電所の圧力 がし 置基礎の周辺地盤において、地盤改良（高圧噴射撹拌工法）を行っており、原子力施設への適用が
である。

A

B

B

A

出
第863回原子力 電所の基準適合性に係る審査会合 資料3-3 に加筆
施工実 のに係る記 内 については、を とに機 のにおいてに 理した のです。

42