東海第二発電所 審査資料
資料番号
PD-C-1 改 27
提出年月日
平成 29 年 7 月 19 日

東海第二発電所

設計基準対象施設について

平成 29 年 7 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

4条

地震による損傷の防止

H29.6.13 版

5条

津波による損傷の防止

H29.7.18 版

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（その他外部事象） H29.6.16 版

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（竜巻）6条

外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災） H29.1.31 版

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（火山）7条

発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

8条

火災による損傷の防止 H29.7.19 版

9条

溢水による損傷の防止等

10 条

誤操作の防止11 条

安全避難通路等

12 条

安全施設（静的機器の単一故障） H29.6.22 版

14 条

全交流動力電源喪失対策設備

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

17 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ H29.1.31 版

23 条

計測制御系統施設（第 16 条に含む） H29.6.16 版

24 条

安全保護回路26 条

原子炉制御室等 H29.1.31 版

31 条

監視設備

33 条

保安電源設備H29.6.22 版

34 条

緊急時対策所

H29.1.31 版

35 条

通信連絡設備H29.1.31 版

H29.4.20 版

H29.4.20 版

H29.7.19 版

H29.1.31 版
H29.1.31 版

H29.7.13 版

H29.7.13 版

H29.1.31 版

目次-1

H29.6.16 版

H29.7.19 版

東海第二発電所

地震による損傷の防止

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 4 条：地震による損傷の防止
目

次

第１部
1. 基本方針
1.1 要求事項の整理

下線部：今回提出範囲

1.2 追加要求事項に対する適合性（１）位置，構造及び設備（２）安全設計方針（３）適合性説明
1.3 気象等
1.4 設備等1.5 手順等
第２部
1. 耐震設計の基本方針
1.1 基本方針
1.2 適用規格
2. 耐震設計上の重要度分類
2.1 重要度分類の基本方針
2.2 耐震重要度分類
3. 設計用地震力
3.1 地震力の算定法
3.2 設計用地震力
4. 荷重の組合せと許容限界
4.1 基本方針
5. 地震応答解析の方針
5.1 建物・構築物
5.2 機器・配管系
5.3 屋外重要土木構造物
5.4 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備
又は津波監視設備が設置された建物・構築物
6. 設計用減衰定数
7. 耐震重要施設の安全機能への下位クラス施設の波及的影響
8. 水平２方向及び鉛直方向の地震力の組合せに関する影響評価方針
9. 構造計画と配置計画

（別

添）

別添−1

設計用地震力別添−2

動的機能維持の評価

別添−3

弾性設計用地震動Ｓ ｄ ・静的地震力による評価

別添−4

上位クラス施設の安全機能への下位クラス施設の波及的影響の検討について別添−5

水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針

別添−6

屋外重要土木構造物の耐震評価における断面選定の考え方

別添−7

主要建屋の構造概要及び解析モデルについて

（別

紙）

別紙−1

耐震評価に適用する手法について

別紙−2

使用済燃料乾式貯蔵建屋の杭の健全性について

＜概

要＞

第１部において，設計基準対象施設の設置許可基準規則，技術基準規則の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

第２部において，設計基準対象施設について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備または運用等について説明する。

４条−1

1

第１部

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
地震による損傷の防止について，設置許可基準規則第４条及び技術基準規則第５条において，追加要求事項を明確化する（表１）。

４条−2

2

４条−3

3

要求事項

備 考
第 4 条（地震による損傷の防止）
第 5 条（地震による損傷の防止）設 計 基 準 対 象 施 設 は ， 地 震 力 に 十 分 に 耐 え る こ 設 計 基 準 対 象 施 設 は ， こ れ に 作 用 す る 地 震 力 追加要求事項とができるものでなければならない。
（設置許可基準規則第四条第二項の規定により算定する地震力をいう。）による損壊により公衆
２ 前項の地震力は，地震の発生によって生ずる に 放 射 線 障 害 を 及 ぼ さ な い よ う に 施 設 し な け れ
お そ れ が あ る 設 計 基 準 対 象 施 設 の 安 全 機 能 の 喪 ばならない。
失に起因する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなければならない。
２ 耐震重要施設（設置許可基準規則第三条第一項に規定する耐震重要施設をいう。以下同じ。）
３ 耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要 は ， 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 （ 設 置 許 可 基 準 規
施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震に 則第四条第三項に規定する基準地震動による地よ る 加 速 度 に よ っ て 作 用 す る 地 震 力 （ 以 下 「 基 震力をいう。以下同じ。）に対してその安全性が準地震動による地震力」という。）に対して安全 損 な わ れ る お そ れ が な い よ う に 施 設 し な け れ ば
機 能 が 損 な わ れ る お そ れ が な い も の で な け れ ば ならない。
ならない。
３ 耐震重要施設が設置許可基準規則第四条第三４ 耐震重要施設は，前項の地震の発生によって 項 の 地 震 に よ り 生 ず る 斜 面 の 崩 壊 に よ り そ の 安
生ずるおそれがある斜面の崩壊に対して安全機 全性が損なわれるおそれがないよう，防護措置
能 が 損 な わ れ る お そ れ が な い も の で な け れ ば な その他の適切な措置を講じなければならない。
らない。

技術基準規則設置許可基準規則第４条及び技術基準規則第５条

設置許可基準規則

表１

1.2

追加要求事項に対する適合性（１）
ロ

位置，構造及び設備
発電用原子炉施設の一般構造

(1)

耐震構造
本発電用原子炉施設は，次の方針に基づき耐震設計を行い，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」に適合する構造とする。
(ⅰ)

設計基準対象施設の耐震設計
設計基準対象施設については，耐震重要度分類に応じて，適用する
地震力に対して，以下の項目に従って耐震設計を行う。
a.

耐震重要施設は，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して，安全機能が損なわれるおそれがないように設計する。

b.

設計基準対象施設は，地震により発生するおそれがある安全機能の喪失及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度に応じて，耐震重要度分類を以下のとおり，Ｓクラス，Ｂクラス又はＣクラスに分類し，それぞれに応じた地震力に十分に耐えられるように設計する。
Ｓクラス

地震により発生するおそれがある事象に対して，発電用原子炉（以下「原子炉」という。）を停止し，炉心を冷却す るた めに必 要な機能 を持 つ施設，自ら放 射性物質を 内蔵 してい る施設， 当該 施設に直接関係 しておりそ の機 能喪失 により放 射性 物質を外部に拡 散する可能 性の ある施 設，これ らの 施設の機能喪失 により事故 に至 った場 合の影響 を緩 和し，放射線に よ
４条−44

る公衆へ の影 響を軽 減するた めに 必要な機能を持 つ施設及び これ らの重 要な安全 機能 を支援するため に必要とな る施 設，並 びに地震 に伴 って発生するお それがある 津波 による 安全機能 の喪 失を防止するた めに必要となる施設であって，その影響が大きいもの
Ｂクラス

安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設

Ｃクラス

Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又 は 公共施設と同等の 安全性が要求される施設【説明資料（1.1(2)：P４条−70）（2.1：P４条−74）】c.

Ｓクラス（e.に記載のもののうち，津波防護機能を有する設備（ 以 下 「 津 波 防 護 施 設 」 と い う 。）， 浸 水 防 止 機 能 を 有 す る 設 備（以下「浸水防止設備」という。）及び敷地における津波監視機能を有する施設（以下「津波監視設備」という。）を除く。），Ｂクラ
ス及びＣクラスの施設は，建物・構築物については，地震層せん
断力係数Ｃ ｉ に，それぞれ 3.0，1.5 及び 1.0 を乗じて求められる
水平地震力，機器・配管系については，それぞれ 3.6，1.8 及び1.2 を乗じた水平震度から求められる水平地震力に十分に耐えられるように設計する。建物・構築物及び機器・配管系ともに，おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられるように設計する。
ここで，地震層せん断力係数Ｃ ｉ は，標準せん断力係数Ｃ ０ を 0.2以上とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる値とする。
ただし，土木構造物の静的地震力は，Ｃクラスに適用される静的４条−5

5

地震力を適用する。
Ｓクラスの施設（e.に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）については，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。鉛直
地震力は，建物・構築物については，震度 0.3 以上を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる鉛
直震度，機器・配管系については，これを 1.2 倍した鉛直震度より算定する。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とする。
d.

Ｓクラスの施設（e.に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）は，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して安全機能が保持できるように設計する。建物・構築物については，構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当
な安全余裕を有するように設計する。機器・配管系については，その施設に要求される機能を保持するように設計し，塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断
延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないように，また，動的機器等については，基準地震動
Ｓ Ｓ による応答に対して，その設備に要求される機能を保持するように設計する。
また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられるように設計する。建物・構築物については，発生する応力に対して，建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。機器・配管系について
４条−6

6

は，応答が全体的におおむね弾性状態に留まるように設計する。
なお，基準地震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力は，
水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。
基準地震動Ｓ Ｓ は，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動及び震源を特定せず策定する地震動について，敷地の解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定する。
策定した基準地震動Ｓ Ｓ の設計用応答スペクトルを第 1 図及び第 2
図に，基準地震動Ｓ Ｓ の時刻歴波形を第 3 図から第 10 図に示す。
原子炉建屋設置位置付近は，地盤調査の結果，新第三紀の砂質泥岩からなる久米層が分布し，EL.−370m 以深ではＳ波速度が 0.7km／s 以上であることが確認されている。したがって，EL.−370m の位置を解放基盤表面として設定する。
また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ は，基準地震動Ｓ Ｓ との応答スペク
トルの比率が目安として 0.5 を下回らない値とし，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（昭和 56 年 7 月 20 日原子力安全委員会決定，平成 13 年 3 月 29 日一部改訂）」における基準地震動
Ｓ １ を踏まえ，工学的判断から基準地震動Ｓ Ｓ に係数 0.5 を乗じて設定する。
【説明資料（3.1(2)：P４条−77）】
なお，Ｂクラスの施設のうち，共振のおそれのある施設について
は，弾性設計用地震動Ｓ ｄ に 2 分の 1 を乗じた地震動によりその影響についての検討を行う。建物・構築物及び機器・配管系ともに，おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられるように設計する。
【説明資料（3.1(2)：P４条−77）】
４条−7

7

e.

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設
備が設置された建物・構築物は，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるよ
うに設計する。
【説明資料（1.1(6)：P４条−71）（4.1(3)：P４条−81）（4.1(4)：P４条−84）】f.

耐震重要施設は，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設の波及的影響によって，その安全機能を損なわないように設計する。
波及的影響の評価に当たっては，敷地全体を俯瞰した調査・検討を行い，事象選定及び影響評価を行う。なお，影響評価においては，耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用する。
【説明資料（1.1(9)：P４条−72）（7：P４条−93）】

４条−8

8

h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

10
00
0

0
10

100

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1

10

周 期 (s)

実線は NS 成分，破線は EW 成分を示す。

Ｓｓ−D１
Ｓｓ−１１
Ｓｓ−１２
Ｓｓ−１３
Ｓｓ−１４
Ｓｓ−２１
Ｓｓ−２２
Ｓｓ−３１

第1図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトル（水平方向）

４条−9

9

h=0.05

1000

変

速
度

(c
m/
s

)

2

m)
(c

加

位

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度 (cm/s)

10
00
0

0
10

100

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

10

期 (s)

Ｓｓ−D１
Ｓｓ−１１
Ｓｓ−１２
Ｓｓ−１３
Ｓｓ−１４
Ｓｓ−２１
Ｓｓ−２２
Ｓｓ−３１

第2図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトル（鉛直方向）

４条−10

10

加速度(cm/s2)

1200

水平方向

600
0
-600
-870

-1200
0

50

100
時間(s)

加速度(cm/s2)

1200

200

鉛直方向

560

600

150

0
-600
-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

第 3 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−Ｄ１）

４条−11

11

加速度(cm/s2)

1200

ＮＳ方向

600
0
-600

-717

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

2

加速度(cm/s )

1200

ＥＷ方向

619

600
0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

加速度(cm/s2)

1200

150

200

ＵＤ方向

600
0
-600

-579

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

第 4 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−１１）2

加速度(cm/s )

1200

ＮＳ方向

871

600
0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

1200
2

200

ＥＷ方向

600

加速度(cm/s )

150

0
-600

-626

-1200
0

50

100
時間(s)

2

加速度(cm/s )

1200

200

ＵＤ方向

602

600

150

0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

第 5 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−１２）

４条−12

12

2

加速度(cm/s )

1200

ＮＳ方向

903

600
0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

1200

ＥＷ方向

2

加速度(cm/s )

600
0
-600

-617

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

2

加速度(cm/s )

1200

ＵＤ方向

599

600
0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

第 6 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−１３）2

加速度(cm/s )

1200

ＮＳ方向

600
0
-600

-586

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

1200
2

加速度(cm/s )

ＥＷ方向

482

600
0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

2

加速度(cm/s )

1200

ＵＤ方向

451

600
0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

第 7 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−１４）

４条−13

13

2

加速度(cm/s )

1200

ＮＳ方向

901

600
0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

加速度(cm/s )

1200

200

ＥＷ方向

600

2

150

0
-600

-887

-1200
0

50

100
時間(s)

2

加速度(cm/s )

1200

150

200

ＵＤ方向

600
0
-600

-620

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

第 8 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−２１）2

加速度(cm/s )

1200

ＮＳ方向

600
0
-600

-1009

-1200
0

50

100
時間(s)

2

加速度(cm/s )

1200

200

ＥＷ方向

874

600

150

0
-600

-1200
0

50

100
時間(s)

2

加速度(cm/s )

1200

150

200

ＵＤ方向

600
0
-600

-736

-1200
0

50

100
時間(s)

150

200

第 9 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−２２）
４条−14

14

加速度(cm/s2)

1200

水平方向

600
0
-600

-610

-1200
0

5

10
時間(s)

15

20

加速度(cm/s2)

1200

鉛直方向

600
0
-280

-600

-1200
0

0

5

10
時間(s)

15

20

第 10 図 基準地震動ＳＳの時刻歴波形（ＳＳ−３１）

４条−15

15

（２）安全設計方針
1.10.4

耐震設計
原子炉施設の耐震設計は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」に適合するように，「1.10.4.1
基準対象施設の耐震設計」，「1.10.4.2「1.10.4.3

設計

重大事故等対処施設の耐震設計」，

主要施設の耐震構造」及び「1.10.4.4

地震検知による耐震安全性の確保」に従って行う。

1.10.4.1

設計基準対象施設の耐震設計

1.10.4.1.1 設計基準対象施設の耐震設計の基本方針
設計基準対象施設の耐震設計は，以下の項目に従って行う。
(1) 地震により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。）は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼす
おそれがある地震による加速度によって作用する地震力に対して，その安全機能が損なわれるおそれがないように設計する。
(2) 設計基準対象施設は，地震により発生するおそれがある安全機能の喪失（地震に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失を含む。）及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度（以下「耐震重要度」という。）に応じて，耐震重要度分類をＳクラス，Ｂクラス又はＣクラスに分類し，それぞれに応じた地震力に十分耐えられるように設計する。
(3) 建物・構築物については，耐震重要度分類の各クラスに応じて算定す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
４条−16

16

を有する地盤に設置する。
なお，建物・構築物とは，建物，構築物及び土木構造物（屋外重要
土木構造物及びその他の土木構造物）の総称とする。
また，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上重要な機器・配管系の間接支持機能，若しくは非常時における海水の通水機能を求められる土木構造物をいう。
(4) Ｓクラスの施設（(6)に記載のもののうち， 津 波 防 護 機 能 を 有 す る
設 備 （ 以 下 「 津 波 防 護 施 設 」 と い う 。）， 浸 水 防 止 機 能 を 有 す る 設
備 （ 以 下 「 浸 水 防 止 設 備 」 と い う 。） 及 び 敷 地 に お け る 津 波 監 視 機
能 を 有 す る 施 設 （ 以 下 「 津 波 監 視 設 備 」 と い う 。） を除く。）は，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対してその安全機能が保持できるように設計する。
また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
(5) Ｓクラスの施設（(6)に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）について，静的地震力は，水平地
震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。
また，基準地震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力は，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。なお，水平２方向及び鉛直方向の地震力が同時に作用し，影響が考えられる施設，設備については許容限界の範囲内に留まることを確認する。
(6) 屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設
備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物は，基準地震動Ｓ Ｓ
４条−17

17

による地震力に対して，構造全体として変形能力(終局耐力時の変形)について十分な余裕を有するとともに，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるように設計する。なお，基準地震動Ｓ Ｓ の水平２方向及び鉛直方向の地震力の組合せについては，上記(5)と同様とする。
また，重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設，
浸水防止設 備及 び津 波監視 設備 並び に浸 水防止 設備 が設置さ れた 建物・構築物についても同様の設計方針とする。
(7) Ｂクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる
範囲で耐えられるように設計する。
また，共振のおそれのある施設については，その影響についての検討を行う。その場合，検討に用いる地震動は，弾性設計用地震動Ｓ ｄに２分の１を乗じたものとする。なお，当該地震動による地震力は，
水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとし，Ｓクラス施設と同様に許容限界の範囲内に留まることを確認する。
(8) Ｃクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる
範囲で耐えられるように設計する。
(9) 耐震重要施設は，耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって，その安全機能を損なわないように設計する。
(10) 設計基準対象施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減されるように考慮する。

1.10.4.1.2

耐震設計上の重要度分類

設計基準対象施設の耐震重要度を，次のように分類する。
(1)

Ｓクラスの施設４条−18

18

地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きいものであり，次の施設を含む。
・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系
・使用済燃料を貯蔵するための施設
・原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設，及び原子炉の停止状態を維持するための施設
・原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去ずるための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱を除去するための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に，圧力障壁となり放射性物質の放散を直接防ぐための施設
・放射性物質の放出を伴うような事故の際に，その外部放散を抑制するための施設であり，上記の「放射性物質の放散を直接防ぐための施設」以外の施設
・津波防護施設及び浸水防止設備
・津波監視設備【説明資料（2.1(1)：P４条−75）】
４条−19

19

(2)

Ｂクラスの施設
安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設であり，次の施設を含む。
・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，1 次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施設
・放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし，内蔵量が少ない又は貯蔵方式により，その破損により公衆に与える放射線の影響が「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則(昭和 53 年通商産業省令第 77 号)」第 2 条第 2 項第 6 号に規定する「周辺監視区域」外における年間の線量限度に比べ十分小さいものは除く)・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設で，その破損により，公衆及び従事者に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設
・使用済燃料を冷却するための施設
・放射性物質の放出を伴うような場合に，その外部放散を抑制するための施設で，Ｓクラスに属さない施設【説明資料（2.1(2)：P４条−75）】(3)

Ｃクラスの施設
Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施
設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設である。
【説明資料（2.1(3)：P４条−75）】
上記に基づくクラス別施設を第 1.10.4.1 表に示す。
なお，同表には当該施設を支持する構造物の支持機能が維持されることを確認する地震動及び波及的影響を考慮すべき設備に適用する地震
４条−20

20

動についても併記する。

1.10.4.1.3

地震力の算定法

設計基準対象施設の耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法によ
る。
(1)

静的地震力
静的地震力は，Ｓクラス（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。），Ｂクラス及びＣクラスの施設に適用することとし，それぞれ耐震重要度に応じて次の地震層せん断力係数Ｃ ｉ 及び震度に基づき算定する。

ａ．建物・構築物
水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃ ｉ に，次に示す施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算定するものとする。
Ｓクラス

3.0

Ｂクラス

1.5

Ｃクラス

1.0

ここで，地震層せん断力係数Ｃ ｉ は，標準せん断力係数Ｃ ０ を 0.2以上とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる値とする。
また，必要保有水平耐力の算定においては，地震層せん断力係数Ｃｉに乗じる施設の耐震重要度分類に応じた係数は，Ｓクラス，Ｂクラ

ス及びＣクラスともに 1.0 とし，その際に用いる標準せん断力係数
Ｃ ０ は 1.0 以上とする。
Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利
４条−21

21

な方向の組合せで作用するものとする。鉛直地震力は，震度 0.3 以
上を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮し，高さ方向に一定として求めた鉛直震度より算定するものとする。
ただし，土木構造物の静的地震力は，安全上適切と認められる規格及び基準を参考に，Ｃクラスに適用される静的地震力を適用する。
ｂ．機器・配管系
静的地震力は，上記ａ．に示す地震層せん断力係数Ｃ ｉ に施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じたものを水平震度として，当該水平
震度及び上記ａ．の鉛直震度をそれぞれ 20％増しとした震度より求めるものとする。
なお，Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とする。
上記ａ．及びｂ．の標準せん断力係数Ｃ ０ 等の割増し係数の適用については，耐震性向上の観点から，一般産業施設，公共施設等の耐震基準との関係を考慮して設定する。
【説明資料（3.1(1)：P４条−76）】
(2)

動的地震力
動的地震力は，Ｓクラスの施設，屋外重要土木構造物及びＢクラスの施設のうち共振のおそれのあるものに適用することとし，基準地
震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ から定める入力地震動を入力として，動的解析により水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。なお，構造特性から水平２方向及び鉛直方向の地
震力の影響が考えられる施設，設備については，水平２方向及び鉛
直方向の地震力の組合せに対して，許容限界の範囲内に留まること
４条−22

22

を確認する。
Ｂクラスの施設のうち共振のおそれのあるものについては，弾性設
計用地震動Ｓ ｄ から定める入力地震動の振幅を 2 分の 1 にしたものによる地震力を適用する。
屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設
備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物については，基準
地震動Ｓ Ｓ による地震力を適用する。
添付書類六「6.4地震」に示す基準地震動Ｓ Ｓ は，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」
について，解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定し，年超過確率は，10−４ から 10 ―６ 程度である。
また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ は，基準地震動Ｓ Ｓ との応答スペクト
ルの比率が目安として 0.5 を下回らないよう基準地震動Ｓ Ｓ に係数0.5 を乗じて設定する。ここで，係数 0.5 は工学的判断として，原子炉施設の安全機能限界と弾性限界に対する入力荷重の比率が 0.5 程度であるという知見 ( １ ) を踏まえ，さらに「発電用原子炉施設に関する
耐震設計審査指針(昭和 56 年 7 月 20 日原子力安全委員会決定，平成13 年 3 月 29 日一部改訂)」における基準地震動Ｓ １ の応答スペクトルをおおむね下回らないよう配慮した値とする。また，建物・構築物及び機器・配管系ともに 0.5 を採用することで，弾性設計用地震動Ｓ ｄに対する設計に一貫性をとる。なお，弾性設計用地震動Ｓ ｄ の年超過確率は，10 − ３ から 10 ― ５ 程度である。弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答ス
ペクトルを第 1.10.4.1 図及び第 1.10.4.2 図に，弾性設計用地震動Ｓ
ｄの時刻歴波形を第 1.10.4.3 図から第 1.10.4.10 図に，弾性設計用

地震動Ｓ ｄ と基準地震動Ｓ １ の比較を第 1.10.4.11 図に，弾性設計用
４条−23

23

地震動Ｓ ｄ と解放基盤表面における地震動の一様ハザードスペクトルの比較を第 1.10.4.12 図から第 1.10.4.15 図に示す。
【説明資料（3.1(2)：P４条−77）】
ａ．入力地震動
原子炉建屋設置位置付近は，地盤調査の結果，新第三紀の砂質泥岩からなる久米層が分布し，EL.−370m 以深ではＳ波速度が 0.7km／s
以上であることが確認されている。したがって，EL.−370m の位置を
解放基盤表面として設定する。
建物・構築物の地震応答解析における入力地震動は，解放基盤表面で定義される基準地震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ を基に，対象
建物・構築物の地盤条件を適切に考慮したうえで，必要に応じ２次
元ＦＥＭ解析又は１次元波動論により，地震応答解析モデルの入力位置で評価した入力地震動を設定する。地盤条件を考慮する場合には，地震動評価で考慮した敷地全体の地下構造との関係にも留意し，地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮する。また，必要に応じ敷地における観測記録による検証や最新の科学的・技術的知見を踏まえ設定する。
ｂ．地震応答解析
(a)

動的解析法
ⅰ

建物・構築物動的解析による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性，適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，建物・構築物に応じた適切な解析条件を設定する。動的解析は，
時刻歴応答解析法による。また，３次元応答性状等の評価は，線形解析に適用可能な周波数応答解析法による。
４条−24

24

建物・構築物の動的解析に当たっては，建物・構築物の剛性はそれらの形状，構造特性等を十分考慮して評価し，集中質点系等に置換した解析モデルを設定する。
動的解析には，建物・構築物と地盤との相互作用を考慮するものとし，解析モデルの地盤のばね定数は，基礎版の平面形状，地盤の剛性等を考慮して定める。設計用地盤定数は，原則として，弾性波試験によるものを用いる。
地盤−建物・構築物連成系の減衰定数は，振動エネルギの地下逸散及び地震応答における各部のひずみレベルを考慮して定める。
基準地震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対する応答解析において，主要構造要素がある程度以上弾性範囲を超える場合には，実験等の結果に基づき，該当する建物部分の構造特性に応じて，その弾塑性挙動を適切に模擬した復元力特性を考慮した応答解析を行う。
また，Ｓクラスの施設を支持する建物・構築物の支持機能を検討するための動的解析において，施設を支持する建物・構築物の主要構造要素がある程度以上弾性範囲を超える場合には，その弾塑性挙動を適切に模擬した復元力特性を考慮した応答解析を行う。
応答解析に用いる材料定数については，地盤の諸定数も含めてばらつきによる変動幅を適切に考慮する。また，必要に応じて建物・構築物及び機器・配管系の設計用地震力に及ぼす影響を検討する。
原子炉建屋については，３次元ＦＥＭ解析等から，建物・構築物の３次元応答性状及び機器・配管系への影響を評価する。
屋外重要土木構造物の動的解析は，構造物と地盤の相互作用を考慮できる連成系の地震応答解析手法とし，地盤及び構造物の地震時における非線形挙動の有無や程度に応じて，線形，等価線形，非線
４条−25

25

形解析のいずれかにて行う。液状化の可能性を検討する場合には，有効応力解析を実施する。有効応力解析に用いる液状化強度特性は，代表性及び網羅性を踏まえた保守性を考慮して設定する。
なお，地震力については，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
【説明資料（5.1：P４条−88）（5.3：P４条−91）】
ⅱ

機器・配管系

動的解析による地震力の算定にあたっては，地震応答解析手法の適用性，適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，解析条件として考慮すべき減衰定数，剛性等の各種物性値は，適切な規格及び基準又は実験等の結果に基づき設定する。
機器の解析にあたっては，形状，構造特性等を考慮して，代表的な振動モードを適切に表現できるよう質点系モデル，有限要素モデル
等に置換し，設計用床応答曲線を用いたスペクトルモーダル解析法
又は時刻歴応答解析法により応答を求める。配管系については，適切なモデルを作成し，設計用床応答曲線を用いたスペクトルモーダ
ル解析法又は時刻歴応答解析法により応答を求める。スペクトルモーダル解析法及び時刻歴応答解析法の選択にあたっては，衝突・すべり等の非線形現象を模擬する観点又は既往研究の知見を取り入れ実機の挙動を模擬する観点で，建物・構築物の剛性及び地盤物性等の不確かさへの配慮をしつつ時刻歴応答解析法を用いる等，解析対象とする現象，対象設備の振動特性・構造特性等を考慮し適切に選定する。
また，設備の３次元的な広がりを踏まえ，適切に応答を評価できるモデルを用い，水平２方向及び鉛直方向の応答成分について適切に
４条−26

26

組み合わせるものとする。
なお，剛性の高い機器は，その機器の設置床面の最大応答加速度の1.2 倍の加速度を震度として作用させて地震力を算定する。
【説明資料（5.2：P４条−90）】(3) 設計用減衰定数
応答解析に用いる減衰定数は，安全上適切と認められる規格及び基準，既往の振動実験，地震観測の調査結果等を考慮して適切な値を定める。
なお，建物・構築物の応答解析に用いる鉄筋コンクリートの減衰定数の設定については，既往の知見に加え，必要に応じて既設施設の地
震観測記録等により，その妥当性を検討する。
また，地盤と屋外重要土木構造物の連成系地震応答解析モデルの減衰定数については，地中構造物としての特徴，同モデルの振動特性を考慮して適切に設定する。
【説明資料（6：P４条−93）】
1.10.4.1.4

荷重の組合せと許容限界

設計基準対象施設の耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下
による。
(1)

耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を次に示す。
ａ．建物・構築物(a)

運転時の状態
原子炉施設が運転状態にあり，通常の自然条件下におかれている状態。
ただし，運転状態には通常運転時，運転時の異常な過渡変化時
４条−27

27

を含むものとする。
(b)

設計基準事故時の状態
原子炉施設が設計基準事故時にある状態。

(c)

設計用自然条件
設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（積雪，風等）。

ｂ．機器・配管系(a)

通常運転時の状態
原子炉の起動，停止，出力運転，高温待機，燃料取替え等が計
画的又は頻繁に行われた場合であって運転条件が所定の制限値以内にある運転状態。

(b)

運転時の異常な過渡変化時の状態
通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生する異常な状態であって，当該状態が継続した場合には炉心又は原子炉冷却材圧力バ
ウンダリの著しい損傷が生じるおそれがあるものとして安全設計上想定すべき事象が発生した状態。

(c)

設計基準事故時の状態
発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常な状態であって，当該状態が発生した場合には原子炉施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべき事象が発生した状態。

(d)

設計用自然条件
設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（積雪，風等）
４条−28

28

【説明資料（4.1(1)：P４条−78）】
(2)

荷重の種類
ａ．建物・構築物(a)

原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，
すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件
による荷重

(b)

運転時の状態で施設に作用する荷重(c)

設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d)

地震力，風荷重，積雪荷重等
ただし，運転時の状態及び設計基準事故時の状態での荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には，
地震時土圧，機器・配管系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。
ｂ．機器・配管系(a)

通常運転時の状態で施設に作用する荷重(b)

運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重(c)

設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d)

地震力，風荷重，積雪荷重等【説明資料（4.1(2)：P４条−80）】(3)荷重の組合せ地震力と他の荷重との組合せは次による。
ａ．建物・構築物（ｃ．に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）(a)

Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時（通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時）の状態
４条−29

29

で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b)

Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重のうちの長時間
その作用が続く荷重と弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力とを組み合わせる。

(c)

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と動的地震
力又は静的地震力とを組み合わせる。

ｂ．機器・配管系（ｃ．に記載のものを除く。）(a)

Ｓクラスの機器・配管系については，通常運転時の状態で作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

(b)

Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化
時の状態及び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起
こされるおそれのある事象によって施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

(c)

Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化
時の状態及び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起
こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせる。

(d)

Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系については，通常運転時の状態で施設に作用する荷重及び運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
４条−30

30

ｃ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設
備が設置された建物・構築物(a)

津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と基準地震動Ｓ Ｓ による地震力とを組み合わせる。

(b)

浸水防止設備及び津波監視設備については，常時作用している
荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と基準地震動Ｓ Ｓ による地震力とを組み合わせる
なお，上記 c. (a)， (b)については，地震と津波が同時に作用する可能性について検討し，必要に応じて基準地震動Ｓ Ｓ による地
震力と津波による荷重の組合せを考慮する。また，津波以外による荷重については，「(2) 荷重の種類」に準じるものとする。
ｄ．荷重の組合せ上の留意事項(a)

Ｓクラスの施設に作用する地震力のうち動的地震力については，
水平２方向と鉛直方向の地震力とを適切に組み合わせ算定するものとする。

(b)

ある荷重の組合せ状態での評価が明らかに厳しいことが判明している場合には，その他の荷重の組合せ状態での評価は行わないことがある。

(c)

複数の荷重が同時に作用する場合，それらの荷重による応力の各ピークの生起時刻に明らかなずれがあることが判明しているならば，必ずしもそれぞれの応力のピーク値を重ねなくてもよいものとする。

(d)

上位の耐震重要度分類の施設を支持する建物・構築物の当該部分の支持機能を確認する場合においては，支持される施設の耐
４条−31

31

震重要度分類に応じた地震力と常時作用している荷重，運転時の状態で施設に作用する荷重及びその他必要な荷重とを組み合わせる。
なお，第 1.10.4.1 表に対象となる建物・構築物及びその支持機能が維持されていることを検討すべき地震動等について記載する。
【説明資料（4.1(3)：P４条−81）】
(4)

許容限界
各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界
は次のとおりとし，安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されている許容応力等を用いる。
ａ．建物・構築物（c．に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）(a)

Ｓクラスの建物・構築物

ⅰ)

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界
建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
ただし，冷却材喪失事故時に作用する荷重との組合せ（原子炉格納容器バウンダリにおける長期的荷重との組合せを除く。）
に対しては，下記ⅱ）に示す許容限界を適用する。
ⅱ)

基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を持たせることとする。
４条−32

32

なお，終局耐力は，建物・構築物に対する荷重又は応力を漸次増大していくとき，その変形又はひずみが著しく増加するに至る限界の最大耐力とし，既往の実験式等に基づき適切に定めるものとする。
(b)

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物（(e)及び(f)に記載のものを除く。）
上記(a)ⅰ）による許容応力度を許容限界とする。

(c)

耐震重要度分類の異なる施設を支持する建物・構築物（(e)及び(f)に記載のものを除く。）
上記(a)ⅱ）を適用するほか，耐震重要度分類の異なる施設を支持する建物・構築物が，変形等に対してその支持機能を損なわれないものとする。
なお，当該施設を支持する建物・構築物の支持機能を損なわないことを確認する際の地震動は，支持される施設に適用される
地震動とする。

(d)

建物・構築物の保有水平耐力（(e)及び(f)に記載のものを除く。）
建物・構築物については，当該建物・構築物の保有水平耐力が必要保有水平耐力に対して耐震重要度分類に応じた安全余裕を有していることを確認する。
(e)

屋外重要土木構造物ⅰ) 静的地震力との組合せに対する許容限界
安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
ⅱ) 基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
４条−33

33

構造部材の曲げについては，曲げ耐力，限界層間変形角，圧縮縁コンクリート限界ひずみ又は終局曲率に対して妥当な安全余裕を持たせることとし，構造部材のせん断についてはせん断耐力又は終局せん断強度に対して妥当な安全余裕をもたせることを基本とする。ただし，構造部材の曲げ，せん断に対する上記の許容限界に代わり，許容応力度を適用すること
で，安全余裕を考慮する場合もある。
なお，それぞれの安全余裕については，各施設の機能要求等を踏まえ設定する。
(f)

その他の土木構造物
安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。

ｂ.

機器・配管系（c．に記載のものを除く。）(a)

Ｓクラスの機器・配管系

ⅰ）

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界
応答が全体的におおむね弾性状態に留まることとする。
ただし，冷却材喪失時の作用する荷重との組合せ（格納容器，

非常用炉心冷却設備等における長期的荷重との組合せを除く。）
に対しては，下記(a)ⅱ）に示す許容限界を適用する。
ⅱ）

基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないように応力，荷重等を制限する値
を許容限界とする。
４条−34

34

また，地震時又は地震後に動的機能が要求される機器等については，基準地震動Ｓ Ｓ による応答に対して，実証試験等により確認されている機能確認済加速度等を許容限界とする。
(b)

Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系
応答が全体的におおむね弾性状態に留まることとする。

(c)チャンネル・ボックス
地震時に作用する荷重に対して，燃料集合体の冷却材流路を維持できること及び過大な変形や破損を生ずることにより制御棒の挿入が阻害されることがないことを確認する。

ｃ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設
備が設置された建物・構築物
津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物については，当該施設及び建物・構築物が構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有するとともに，その施設に要求される機能（津波防護機能及び浸水防止機能）が保持できることを確認する。
浸水防止設備及び津波監視設備については，その設備に要求される機能（浸水防止機能及び津波監視機能）が保持できることを確認する。
ｄ．基礎地盤の支持性能(a)

Ｓクラスの建物・構築物及びＳクラスの機器・配管系（(b)に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）の基礎地盤

ⅰ）

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界
４条−35

35

接地圧に対して，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の短期許容支持力度を許容限界とする。
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界

ⅱ）

接地圧が，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の極限支持力度に対して妥当な余裕を有することを確認する。
(b)

屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物の基礎地
盤ⅰ）

基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
接地圧が，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の極限支持力度に対して妥当な余裕を有することを確認する。

(c)

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物，Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系並びにその他の土木構造物の基礎地盤
上記(a)ⅰ）による許容支持力度を許容限界とする。
【説明資料（4.1(4)：P４条−84）】

1.10.4.1.5 設計における留意事項
耐震重要施設は，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設（以下「下位クラス施設」という。）の波及的影響によって，その安全機能を損なわないように設計する。
波及的影響については，耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用して評価を行う。なお，地震動又は地震力の選定に当たっては，施設の配置状況，使用時間等を踏まえて適切に設定する。また，波及的影響においては水平２方向及び鉛直方向の地震力が同時に作用する場合に影響を及ぼす可能性のある施設，設備を選定し評価する。
波及的影響の評価に当たっては，以下(1)から(4)をもとに，敷地全体
４条−36

36

を俯瞰した調査・検討を行い，耐震重要施設の安全機能への影響がないことを確認する。
なお，原子力発電所の地震被害情報をもとに，以下(1)から(4)以外に検討すべき事項がないかを確認し，新たな検討事項が抽出された場合には，その観点を追加する。
(1) 設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する不等沈下又は相対変位による影響
ａ．不等沈下
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して不等沈下に
より耐震重要施設の安全機能へ影響がないことを確認する。
ｂ． 相対変位
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力による下位クラス施設と耐震重要施設の相対変位により，耐震重要施設の安全機能へ影響がないことを確認する。
(2) 耐震重要施設と下位クラス施設との接続部における相互影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，耐震重要施設に接続する下位クラス施設の損傷により，耐震重要施設の安全機能へ影響がないことを確認する。
(3) 建屋内における下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重
要施設への影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，建屋内の下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等により，耐震重要施設の安全機能へ影響がないことを確認する。
(4) 建屋外における下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重
要施設への影響４条−37

37

ａ．耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，建屋外の下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等により，耐震重要施設の安全機能へ影響がないことを確認する。
ｂ．耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，耐震重
要施設の周辺斜面が崩壊しないことを確認する。

なお，上記(1)〜 (4)の検討に当たっては，溢水及び火災の観点からも波及的影響がないことを確認する。（火災については「東海第二発電所設計基準対象施設について」のうち「第８条火災による損傷の防止」に，溢水については「東海第二発電所設計基準対象施設について」のうち「第９条溢水による損傷の防止等」に記載）
上記の観点で検討した耐震重要施設に対して，波及的影響を考慮する施設を，第 1.10.4.1 表中に「波及的影響を考慮すべき施設」として記載する。
【説明資料（7：P４条−93）】

４条−38

38

1.10.4.1.6 構造計画と配置計画
設計基準対象施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減されるように考慮する。
建物・構築物は，原則として剛構造とし，重要な建物・構築物は，地震力に対し十分な支持性能を有する地盤に支持させる。剛構造としない建物・構築物は，剛構造と同等又はそれを上回る耐震安全性を確保する。
機器・配管系は，応答性状を適切に評価し，適用する地震力に対して構造強度を有する設計とする。配置に自由度のあるものは，耐震上の観点からできる限り重心位置を低くし，かつ，安定性のよい据付け状態になるよう配置する。
また，建物・構築物の建屋間相対変位を考慮しても，建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性を確保する設計とする。
下位クラス施設は原則，耐震重要施設に対して離隔をとり配置する若しくは，基準地震動Ｓ Ｓ に対し構造強度を保つようにし，耐震重要施設の安全機能を損なわない設計とする。
【説明資料（9：P４条−97）】
1.10.4.3
1.10.4.3.1

主要施設の耐震構造
原子炉建屋

原 子 炉 建 屋 は ,地 上 6 階 ,地 下 2 階 建 で ,平 面 が 約 67m(南 北 方 向 )×約67m(東 西 方 向 )の 鉄 筋 コ ン ク リ ー ト 造 (一 部 鉄 骨 造 )の 建 物 で あ る 。
最下階床面からの高さは約68mで地上高さは約56mである。
建物中央部には原子炉圧力容器および原子炉格納容器を囲むコンクリート
生体遮蔽壁があり,その外側に外壁である原子炉建屋側壁がある。
これらは,原子炉建屋の主要な耐震壁を構成している。
４条−39

39

これらの生体遮蔽壁と外壁の間を地下2階から地上6階までの床が一体に連絡し,全体として剛な構造としている。
原子炉建屋の基礎は，平面が約67m（南北方向）×約67m（東西方向），厚さ約5mのべた基礎で，人工岩盤を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
1.10.4.3.2

タービン建屋タ ー ビ ン 建 屋 は ,地 上 2 階 ,地 下 1 階 建 で 平 面 が 約 105m(南 北 方 向 )×
約 70m(東 西 方 向 )の 鉄 筋 コ ン ク リ ー ト 造 (一 部 鉄 骨 造 )の 建 物 で あ り ， 適
切に配置された耐震壁で構成された剛な構造としている。
タ ー ビ ン 建 屋 の 基 礎 は ， 平 面 が 約 105m（ 南 北 方 向 ） ×約 70m（ 東 西
方 向 ）， 厚 さ 約 1.9m で ， 杭 及 び ケ ー ソ ン を 介 し て ， 砂 質 泥 岩 で あ る 久
米層に岩着している。
1.10.4.3.3

廃棄物処理建屋

廃 棄 物 処 理 建 屋 は ,地 上 4 階 ,地 下 3 階 建 で 平 面 は ， 約 41m(東 西 方 向 )×約 69m(南 北 方 向 )の 鉄 筋 コ ン ク リ ー ト 造 の 建 物 で あ り ， 適 切 に 配 置 された耐震壁で構成された剛な構造としている。
1.10.4.3.4

使用済燃料乾式貯蔵建屋

使 用 済 燃 料 乾 式 建 屋 は , 地 上 1 階 建 で 平 面 が 約 52m( 南 北 方 向 )×約24m(東 西 方 向 ) の 鉄 筋 コ ン ク リ ー ト 造 ( 一 部 鉄 骨 鉄 筋 コ ン ク リ ー ト 造 及び 鉄 骨 造 )の 建 物 で あ り ， 適 切 に 配 置 さ れ た 耐 震 壁 で 構 成 さ れ た 剛 な 構造としている。
使 用 済 燃 料 乾 式 貯 蔵 建 屋 の 基 礎 は ， 平 面 が 約 60m （ 南 北 方 向 ） × 約
33m（ 東 西 方 向 ） ， 厚 さ 約 2.5m（ 一 部 約 2.0m） で ， 鋼 管 杭 を 介 し て ，
砂質泥岩である久米層に岩着している。
1.10.4.3.5

格納容器
４条−40

40

格 納 容 器 は ， 内 径 約 26m， 高 さ 約 16m， 厚 さ 約 3.2cm の 鋼 製 円 筒 殻 と
底 部 内 径 約 26m， 頂 部 内 径 約 12m， 高 さ 約 24m， 厚 さ 約 2.8〜 約 3.8cmの 鋼 製 円 錘 殻 ， 底 部 内 径 約 12m， 頂 部 内 径 約 9.7m， 高 さ 約 2m の 鋼 製 円
錘穀，その上に載る格納容器ヘッドおよび底部コンクリートスラブより 構 成 さ れ 全 体 の 高 さ は 約 48m で あ る ｡
円筒殻と底部コンクリートスラブの接続にはアンカーボルトを用いる。
円筒殻と円錘殻の接続部の高さに，格納容器を上下に分けるダイヤ
フ ラ ム が あ り ,下 部 は サ ブ レ ッ シ ョ ン プ ー ル に な っ て い る 。
円錘殻頂部附近にはラジアルキーがあり，原子炉圧力容器より格納容器に伝えられる水平力および格納容器にかかる水平力の一部を周囲の生体遮蔽壁に伝える構造となっている。
1.10.4.3.6

原子炉圧力容器

原 子 炉 圧 力 容 器 は 内 径 約 6.4m， 高 さ 約 23m， 重 量 は 炉 心 水 を 含 め て
約 1,600 ト ン で あ る ｡
こ の 容 器 は 底 部 の 鋼 製 ス カ ー ト で 支 持 さ れ ,ス カ ー ト は 鉄 筋 コ ン ク リート造円筒部に固定されたベヤリングプレートにボルトで止められている。
原子炉圧力容器は，さらにその外周の円筒壁頂部でスタビライザによって水平方向に支持されて，円筒壁の頂部は鋼製フレームによって
格 納 容 器 シ ェ ル に 結 合 さ れ て い る ｡ス タ ビ ラ イ ザ は ブ リ テ ン シ ョ ン に よって原子炉圧力容器を締めつけており，原子炉圧力容器の熱膨脹によってこのブリテンションが弛緩して締めつけ力がゼロにならないようにしてある。
したがって，水平力に対して原子炉圧力容器はスカートで下端固定，
４条−41

41

ス タ ビ ラ イ ザ で 上 部 ピ ン 支 持 と な っ て い る の で ,き わ め て 剛 な 構 造 で ある｡
1.10.4.3.7

圧力容器内構造物

炉心に作用する水平力はステンレス鋼のシュラウドによって支持されている。シュラウドは円筒形をした構造で原子炉圧力容器の下部に溶接されている。
燃料集合体に作用する水平力は上部炉心板および炉心支持板を通してシュラウドに伝えられ，燃料棒はジルカロイ製の細長い箱形チャン
ネ ル ・ ボ ッ ク ス に 納 め ら れ て い る 。 燃 料 棒 は チ ャ ン ネ ル ･ボ ッ ク ス 頂 部と底部の燃料支持金具で止められ，中間もスぺーサによっておさえられている｡
このため，燃料棒は過度の変形を生ずることはない。スタンド・パ
イプと気水分離器は溶接によってー体となっている。乾燥器は原子炉圧力容器につけたリングによって支持されているジェットポンプは炉
心シュラウドの外周に配置されている。ライザは圧力容器を貫通して立 上 り ， 上 部 に お い て 圧 力 容 器 に 支 持 さ れ ， ジ ェ ッ ト ･ポ ン プ は 上 部 においてライザに結合されている｡
ジ ェ ッ ト ･ポ ン プ の 下 部 は バ ッ フ ル ・ プ レ -ト に 溶 接 さ れ て い る 。 この機構によってジェットポンプは熱膨脹を拘束されずに振動を防止でき る 構 造 と な っ て い る ｡制 御 棒 駆 動 機 構 シ ン ブ ル は ， 上 部 は 原 子 炉 圧 力
容器底部に溶接されており，地震荷重に対しても十分な強度をもつように設計されている。
1.10.4.3.8

再循環系

再 循 環 回 路 は 2 ル ー プ あ っ て ,外 径 約 610mm の ス テ ン レ ス 鋼 管 で 原 子
炉圧力容器から下方にのびその最下部に再循環ポンプを持ち再び立ち
４条−42

42

上 が っ て ， 管 寄 せ に 入 り そ こ か ら 5 本 の 外 径 約 320mm の ス テ ン レ ス 鋼
管に別れ，原子炉圧力容器に接続される。この系の支持方法は，熱膨脹による動きを拘束せず，できる限り剛な系になるように，適当なス
プリングアンカあるいはダンパを採用する。再循環ポンプはケーシン
グに取り付けられたコンスタント・ハンガによって支持される。
1.10.4.3.9

その他

その他の機器・配管系については，運転荷重，地震荷重，熱膨張による荷重を考慮して，必要に応じてスナッバ，リジットハンガ，その他の支持装置を使用して耐震的にも熱的にも安全な設計とする。
1.10.4.4(1)

地震検知による耐震安全性の確保

地震検出計
安全保護系の一つとして地震検出計を設け，ある程度以上の地震が起こった場合に原子炉を自動的に停止させる。スクラム設定値は弾性設計用地震動Ｓｄの加速度レベルに余裕を持たせた値とする。安
全保護系は，フェイル・セーフ設備とするが，地震以外のショックによって原子炉をスクラムさせないように配慮する。
地震検出計は，基盤の地震動をできるだけ直接的に検出するため
建屋基礎版の位置，また主要な機器が配置されている代表的な床面に設置する。なお，設置に当たっては試験及び保守が可能な原子炉
建屋の適切な場所に設置する。

(2)

地震観測等による耐震性の確認
原子炉施設のうち安全上特に重要なものに対しては，地震観測網を適切に設置し，地震観測等により振動性状の把握を行い，それらの測定結果に基づく解析等により施設の機能に支障のないことを確認していくものとする。
４条−43

43

地震観測を継続して実施するために，地震観測網の適切な維持管
理を行う。

４条−44

44

４条−45

45

Ｓクラス

耐震重要度
分
類

適 用 範 囲(ⅴ) 原子炉冷却材圧 ・非常用炉心冷却系
力バウンダリ破損 1)高圧炉心スプレイ系
事故後，炉心から 2)低圧炉心スプレイ系
崩壊熱を除去する 3)残留熱除去系（低圧注ための施設
入モード運転に必要な設
備）4)自動減圧系
・冷却水源としてのサプレッション・プール(ⅲ) 原子炉の緊急停 ・制御棒，制御棒駆動機構
止のために急激に 及び制御棒駆動水圧系
負の反応度を付加 （スクラム機能に関するするための施設， 部分）及び原子炉の停止状態を維持するための施設（注６）(ⅳ) 原子炉停止後， ・原子炉隔離時冷却系
炉心から崩壊熱を ・高圧炉心スプレイ系除去するための施 ・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード運転に必設
要な設備）
・冷却水源としてのサプレッション・プール(ⅰ) 原子炉冷却材圧 ・原子炉圧力容器
力バウンダリを構 ・原子炉冷却材圧力バウン
成する機器・配管 ダリに属する容器・配管・ポンプ・弁系(ⅱ) 使用済燃料を貯 ・使用済燃料プール蔵するための施設 ・使用済燃料貯蔵ラック
・使用済燃料乾式貯蔵容器

クラス別施設・使用済燃料プール水補給設備（残留熱除去系）
・非常用電源及び計装設
備（非常用ディーゼル
発電機及びその冷却系・補助施設を含む）
・炉心支持構造物
・電気計装設備・チャンネル・ボックス

・残留熱除去系海水系
・炉心支持構造物
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及びその冷却系・補助施設
・非常用電源及び計装設
備（非常用ディーゼル
発電機及びその冷却系・補助施設を含む）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及びその冷却系・補助施設
・中央制御室の遮蔽と空調設備
・非常用電源及び計装設
備（非常用ディーゼル
発電機及びその冷却系・補助施設を含む）

Ｓ
Ｓ
Ｓ

Ｓ
Ｓ
Ｓ

Ｓ

Ｓ

Ｓ

Ｓ

・隔離弁を閉とするために必要な電気計装設備

適 用 範 囲

Ｓ

Ｓ

Ｓ
Ｓ

Ｓ

Ｓ
Ｓ
Ｓ

Ｓ
Ｓ
Ｓ

Ｓ

Ｓ

Ｓ

耐 震
クラス

・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

・原子炉圧力容器スカート
・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

適 用 範 囲・原子炉建屋ＳＳ・原子炉建屋・海水ポンプ基礎等の海水系を支持する構造物
・軽油貯蔵タンクの基礎

・原子炉建屋・海水ポンプ基礎等の海水系を支持する構造物
・軽油貯蔵タンクの基礎

・原子炉建屋・使用済燃料乾式貯蔵建
屋
・軽油貯蔵タンクの基礎

ＳＳ

・原子炉本体の基礎
・原子炉建屋

適 用 範 囲

ＳＳ

ＳＳ
ＳＳ

ＳＳ

ＳＳ
ＳＳ

ＳＳ

ＳＳ

ＳＳ
ＳＳ

ＳＳ
ＳＳ

（注６）

検討用
地震動

間接支持構造物（注４）

Ｓ
Ｓ

耐 震
クラス

直接支持構造物（注３）

耐震重要度分類表

補 助 設 備（注２）

Ｓ
Ｓ

耐 震
クラス

主 要 設 備（注１）

第 1.10.4.1 表

４条−46

46

※

Ｓ
Ｓ
Ｓ

Ｓ
Ｓ
Ｓ

(ⅸ) 敷地における津波 ・取水ピット水位計
監視機能を有する施 ・潮位計
・津波監視カメラ
設

Ｓ
Ｓ
Ｓ
Ｓ

(ⅷ) 津波防護機能を有 ・防潮堤する設備及び浸水 ・防潮扉防止機能を有する ・放水路ゲート
・構内排水路逆流防止設
設備
備
・貯留堰
・浸水防止蓋・貫通部止水処置

Ｓ

Ｓ
Ｓ
Ｓ
Ｓ
Ｓ

Ｓ

(ⅶ) 放射性物質の放出 ・残留熱除去系（格納容を伴うような事故の 器スプレイ冷却モード際に，その外部放散 運転に必要な設備）を抑制するための設 ・可燃性ガス濃度制御系
備であり，(ⅵ)以外 ・原子炉建屋
・非常用ガス処理系の施設
・非常用ガス再循環系
・原子炉格納容器圧力低減装置（ダイヤフラム
フロア，ベント管）
・冷却水源としてのサプ
レッション・プール

耐 震
クラス
Ｓ
Ｓ

適 用 範 囲(ⅵ) 原子炉冷却材圧力 ・原子炉格納容器
バウンダリ破損事故 ・原子炉格納容器バウンの際に，圧力障壁と ダリに属する配管・弁なり放射性物質の放散を直接防ぐための施設

クラス別施設

主 要 設 備（注１）・非常用電源及び計装設備（非常用ディーゼル発電機及びその冷却系・補助施設を含む）

−

Ｓ

−

Ｓ
Ｓ

Ｓ

・隔離弁を閉とするために必要な電気計装設備
・残留熱除去系海水系
・非常用電源及び計装設備（非常用ディーゼル発電機及びその冷却系・補助施設を含む）

−

−

耐 震
クラス

補 助 設 備（注２）

適 用 範 囲炉内構造物は，炉内にあることの重要性からＳクラスに準ずる。

Ｓクラス

耐震重要度
分
類

（つづき）

・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

・機器等の支持構造物

・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

・電気計装設備等の支持構造物

・機器・配管等の支持構造物

適 用 範 囲

Ｓ

Ｓ

Ｓ

Ｓ

Ｓ

耐 震
クラス

直接支持構造物（注３）・原子炉建屋
・当該の屋外設備を支持す
る構造物

・原子炉建屋
・当該の屋外設備を支持す
る構造物

・原子炉建屋・海水ポンプ基礎等の海水系を支持する構造物
・排気筒
・軽油貯蔵タンクの基礎

・原子炉建屋・原子炉建屋

適 用 範 囲

ＳＳ
ＳＳ

ＳＳ
ＳＳ

ＳＳ
ＳＳ

ＳＳ
ＳＳ

ＳＳ

ＳＳ

（注６）

検討用
地震動

間接支持構造物（注４）４条−47

47

Ｂクラス

耐震重要度
分
類

（つづき）

適 用 範 囲(ⅳ) 使用済燃料を冷却するための施設

・燃料プール冷却浄化系(ⅱ) 放射性廃棄物を内 ・放射性廃棄物処理施設
蔵している施設（た （Ｃクラスに属するもだし，内蔵量が少な のは除く）
い又は貯蔵方式により，その破損による公衆に与える放射線の影響が周辺監視区
域外における年間の線量限度に比べ十分
小さいものは除く。
）(ⅲ) 放射性廃棄物以外 ・タービン，復水器，給の放射性物質に関連 水加熱器及びその主要した施設で，その破 配管損により，公衆及び ・復水脱塩装置
従事者に過大な放射 ・復水貯蔵タンク
線被ばくを与える可 ・燃料プール冷却浄化系
・放射線低減効果の大き能性のある施設い遮蔽・制御棒駆動水圧系（放射性流体を内蔵する部分）
・原子炉建屋クレーン
・燃料取替機・使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
・制御棒貯蔵ラック(ⅰ) 原子炉冷却材圧力 ・主蒸気系（外側主蒸気バウンダリに直接接 隔離弁より主塞止弁ま続されていて，一次 で）冷却材を内蔵してい ・主蒸気逃がし安全弁排るか又は内蔵し得る 気管施設
・主蒸気系及び給水系
・原子炉冷却材浄化系

クラス別施設

Ｂ

Ｂ

Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ｂ

Ｂ
Ｂ
Ｂ
Ｂ

Ｂ

Ｂ

Ｂ
Ｂ

（注８）

Ｂ

（注７）

Ｂ

耐 震
クラス

主 要 設 備（注１）・原子炉補機冷却系
・補機冷却海水系
・電気計装設備

−

−

−

−

適 用 範 囲

Ｂ
Ｂ
Ｂ

−

−

−

−

耐 震
クラス

補 助 設 備（注２）・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物

・機器・配管等の支持構造
物

・機器・配管等の支持構造
物

・機器・配管等の支持構造
物

・機器・配管等の支持構造物

適 用 範 囲・原子炉建屋・廃棄物処理建屋

ＢＢ

Ｂ

・原子炉建屋・海水ポンプ基礎等の海水系を支持する構造物

・原子炉建屋・タービン建屋
・廃棄物処理建屋

・原子炉建屋・タービン建屋（外側主蒸気隔離弁より主塞止弁までの配管・弁を支持する
部分）
・原子炉建屋・タービン建屋ＢＢ

適 用 範 囲

ＳＢ
ＳＢ

ＳＢ
ＳＢ
ＳＢ

ＳＢ
ＳＢ

ＳＢ
ＳＢ

Ｓｄ
Ｓｄ

（注５）

検討用
地震動

間接支持構造物（注４）

耐 震
クラス

直接支持構造物（注３）４条−48

48

−

−

Ｃ
Ｃ

Ｃ
Ｃ
Ｃ

(ⅱ) 放射線物質を内蔵 ・試料採取系
しているか，又はこ ・洗濯廃液処理系
れに関連した施設で ・固化装置より下流の固Ｓクラス及びＢクラ 体廃棄物処理系（貯蔵庫を含む）
スに属さない施設
・雑固体減溶処理設備
・放射性廃棄物処理施設のうち濃縮装置の凝縮
水側・新燃料貯蔵庫
・その他
Ｃ
Ｃ

Ｃ
Ｃ

−

(ⅰ) 原子炉の反応度を ・再循環流量制御系
制御するための施設 ・制御棒駆動水圧系（ＳでＳクラス及びＢク クラス及びＢクラスにラスに属さない施設 属さない部分）

−

Ｃクラス

−

適 用 範 囲(ⅴ) 放射性物質の放出を伴うような場合に，その外部放散を抑制するための施設
で，Ｓクラスに属さ
ない施設

耐 震
クラス

Ｂクラス

適 用 範 囲

−

−

−

耐 震
クラス

補 助 設 備（注２）

クラス別施設

主 要 設 備（注１）

耐震重要度
分
類

（つづき）

・機器・配管，電気計装設
備等の支持構造物−−

適 用 範 囲

Ｃ

−

−

耐 震
クラス

直接支持構造物（注３）・原子炉建屋・タービン建屋
・廃棄物処理建屋・固体廃棄物貯蔵庫
・給水加熱器保管庫
・固体廃棄物作業建屋

・原子炉建屋

−適 用 範 囲

ＳＣ
ＳＣ
ＳＣ
ＳＣ
ＳＣ
ＳＣ

ＳＣ

−

（注５）

検討用
地震動

間接支持構造物（注４）４条−49

49

（注６）
（注７）
（注８）

（注１）
（注２）
（注３）
（注４）
（注５）

Ｃクラス

耐震重要度
分
類

適 用 範 囲(ⅲ) 原子炉施設では ・循環水系
あるが，放射線安 ・タービン補機冷却系
全に関係しない施 ・所内ボイラ及び所内蒸
気系
設
・消火系
・主発電機・変圧器
・空調設備
・タービン建屋クレーン
・所内用空気系及び計器
用空気系
・その他

クラス別施設

Ｃ

Ｃ
Ｃ
Ｃ
Ｃ
Ｃ

Ｃ
Ｃ
Ｃ

耐 震
クラス

主 要 設 備（注１）−

適 用 範 囲

−

耐 震
クラス

補 助 設 備（注２）・機器・配管，電気計装設備等の支持構造物

適 用 範 囲Ｃ

耐 震クラス

直接支持構造物（注３）・原子炉建屋・タービン建屋
・廃棄物処理建屋

適 用 範 囲

ＳＣ
ＳＣ
ＳＣ

（注５）

検討用
地震動

間接支持構造物（注４）

主要設備とは，当該機能に直接的に関連する設備をいう。
補助設備とは，当該機能に間接的に関連し，主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
直接支持構造物とは，主要設備，補助設備に直接取り付けられる支持構造物，若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
間接支持構造物とは，直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
Ｓ Ｓ ： 基準地震動Ｓ Ｓ により定まる地震力
Ｓ ｄ ： 弾性設計用地震動Ｓ ｄ により定まる地震力
Ｓ Ｂ ： 耐震Ｂクラス施設に適用される地震力
Ｓ Ｃ ： 耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力
ほう酸水注入系は，安全機能の重要度を考慮して，構造強度についてはＳクラスに準じて取り扱う。
Ｂクラスではあるが，弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対して破損しないことの検討を行うものとする。
地震により主蒸気逃がし安全弁排気管が破損したとしても，ドライウェル内に放出された蒸気はベント管を通してサプレッション・チェンバのプール水中に導かれて凝縮するため，格納容器の内圧が有意に上昇することはないと考えられるが，基準地震動Ｓ Ｓ に対し破損しないことを確認する。

（つづき）

h=0.05

1000

変

速
度

(c
m/
s

)

2

(c

加

位
m)
10

100

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

度

(cm/s)

10
00
0

0

10

10
0

20
0

1

1

0.
1

0.1
0.01

0.1

1

10

周 期 (s)

実 線 は NS 成 分 ， 破 線 は EW 成 分 を 示 す 。
Ｓｄ−D１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２
Ｓｄ−３１

第 1.10.4.1 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ の 応 答 ス ペ ク ト ル （ 水 平 方 向 ）

４条−50

50

h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

10
00
0

0
10

100

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

Ｓｄ−D１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２
Ｓｄ−３１

第 1.10.4.2 図

弾性設計用地震動Ｓｄの応答スペクトル（鉛直方向）

４条−51

51

加速度(cm/s )

600

水平方向

2

300
0

-300
-435

-600
0

50

100
時間(s)

200

鉛直方向

280

300

2

加速度(cm/s )

600

150

0
-300
-600
0

50

100
時間(s)

150

200

弾性設計用地震動Ｓｄの時刻歴波形（Ｓｄ−Ｄ１）

第 1.10.4.3 図

加速度(cm/s2)

600

ＮＳ方向

300
0
-300

-359

-600
0

50

100
時間(s)

加速度(cm/s2)

600

200

ＥＷ方向

309

300

150

0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

150

200

加速度(cm/s2)

600

ＵＤ方向

300
0

-300

-290

-600
0

50

100
時間(s)

150

200

第 1.10.4.4 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ の 時 刻 歴 波 形 （ Ｓ ｄ − １ １ ）

４条−52

52

2

加速度(cm/s )

600

435

ＮＳ方向

300
0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

600
2

200

ＥＷ方向

300

加速度(cm/s )

150

0

-300
-313

-600
0

50

2

加速度(cm/s )

600

100
時間(s)

301

150

200

ＵＤ方向

300
0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

150

200

弾性設計用地震動Ｓｄの時刻歴波形（Ｓｄ−１２）

第 1.10.4.5 図

2加速度(cm/s )

600

452

ＮＳ方向

300
0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

150

200

加速度(cm/s )

600

ＥＷ方向

2

300
0

-300
-309

-600
0

2

加速度(cm/s )

600

50

100
時間(s)

300

150

200

ＵＤ方向

300
0

-300
-600
0

第 1.10.4.6 図

50

100
時間(s)

150

200

弾性設計用地震動Ｓｄの時刻歴波形（Ｓｄ−１３）

４条−53

53

2

加速度(cm/s )

600

ＮＳ方向

300
0

-300

-293

-600
0

50

100
時間(s)

加速度(cm/s )

600
2

200

ＥＷ方向

241

300

150

0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

150

200

2

加速度(cm/s )

600

ＵＤ方向

226

300
0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

150

200

弾性設計用地震動Ｓｄの時刻歴波形（Ｓｄ−１４）

第 1.10.4.7 図

2加速度(cm/s )

600

451

ＮＳ方向

300
0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

加速度(cm/s )

600

200

ＥＷ方向

300

2

150

0

-300
-443

-600
0

50

100
時間(s)

150

200

2

加速度(cm/s )

600

ＵＤ方向

300
0

-300
-310

-600
0

第 1.10.4.8 図

50

100
時間(s)

150

200

弾性設計用地震動Ｓｄの時刻歴波形（Ｓｄ−２１）

４条−54

54

2

加速度(cm/s )

600

ＮＳ方向

300
0

-300
-505

-600
0

50

2

加速度(cm/s )

600

100
時間(s)

150

437

200

ＥＷ方向

300
0

-300
-600
0

50

100
時間(s)

150

2

加速度(cm/s )

600

200

ＵＤ方向

300
0

-300
-368

-600
0

50

100
時間(s)

150

200

弾性設計用地震動Ｓｄの時刻歴波形（Ｓｄ−２２）

第 1.10.4.9 図

加速度(cm/s2)

600

水平方向

300
0

-300

-305

-600
0

5

10
時間(s)

加速度(cm/s2)

600

15

20

鉛直方向

300
0
-140

-300
-600

0

0

5

10
時間(s)

15

20

第 1.10.4.10 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ の 時 刻 歴 波 形 （ Ｓ ｄ − ３ １ ）

４条−55

55

h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

10
00
0

0
10

100

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

実 線 は NS 成 分 ， 破 線 は EW 成 分 を 示 す 。
Ｓ１ ※
Ｓｄ−D１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２
Ｓｄ−３１

※ 「発電用原子炉施設に関する耐震設計
審 査 指 針 (昭 和 56 年 7 月 20 日 原 子 力
安 全 委 員 会 決 定 ， 平 成 13 年 3 月 29 日
一 部 改 訂 )」 に お け る 基 準 地 震 動 Ｓ １

第 1.1 0.4. 11 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ と 基 準 地 震 動 Ｓ １ の応答スペクトル（水平方向）

４条−56

56

h=0.05

1000

(c
位

加
速

変

度
(c

m/

s

)

2

m)

年超過確率10-6
年超過確率10-5
0
10

100

年超過確率10-4

00
50
50

0

10
0

0

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

1000

0

年超過確率10-3

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

実 線 は NS 成 分 ， 破 線 は EW 成 分 を 示 す 。
一様ハザードスペクトル
Ｓｄ−D１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２

第 1.1 0.4. 12 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ の 応 答 ス ペ ク ト ル と一様ハザードスペクトル（水平方向）

４条−57

57

h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

年超過確率10-6
0
10

100

年超過確率10-5
年超過確率10-4

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

1000
0

年超過確率10-3

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

一様ハザードスペクトル
Ｓｄ−D１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２

第 1.1 0.4. 13 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ の 応 答 ス ペ ク ト ル と一様ハザードスペクトル（鉛直方向）

４条−58

58

h=0.05

1000

(c

加

位

速

変

度
(c

m/

s

)

2

m)
10

100

年超過確率10-60

年超過確率10-55000

年超過確率10-3

50

0

10

00

20

00

速

10

10

度

(cm/s)

1000

0

年超過確率10-4

10

0

20

0

1

1

0.
1

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

一様ハザードスペクトルＳｄ−３１

第 1.1 0.4. 14 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ の 応 答 ス ペ ク ト ル と一様ハザードスペクトル（水平方向）

４条−59

59

h=0.05

1000

加

m)
(c
位

速

変

度
(c
m/
s

)

2

0
10

100

年超過確率10-6

1000
0

年超過確率10-5

50
00

10

10

50
0

10
00

20
00

年超過確率10-3

20
0

1

1

10
0

速 度

(cm/s)

年超過確率10-4

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

10

期 (s)

一様ハザードスペクトルＳｄ−３１

第 1.1 0.4. 15 図 弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ の 応 答 ス ペ ク ト ル と一様ハザードスペクトル（鉛直方向）

４条−60

60

1.10.4.5

参考文献( 1 ) 「 静 的 地 震 力 の 見 直 し （ 建 築 編 ） に 関 す る 調 査 報 告 書 （ 概 要 ）」社団法人日本電気協会電気技術基準調査委員会原子力発電耐震設計特別調査委員会建築部会（平成 6 年 3 月）

４条−61

61

(３)

適合性説明

第四条

地震による損傷の防止

１ 設計基準対象施設は，地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。
２ 前項の地震力は，地震の発生によって生ずるおそれがある設計基準対象施設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に応じて算定しなければならない。
３ 耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力（以下「基準地震動による地震力」という。）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
４ 耐震重要施設は，前項の地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。

適合のための設計方針

第１項について
設計基準対象施設は，耐震重要度分類をＳクラス，Ｂクラス又はＣクラスに分類し，それぞれに応じて設定した地震力に対しておおむね弾性範囲の設計を行う。
なお，耐震重要度分類及び地震力については，「第２項について」に示すとおりである。
【説明資料（1.1(2)：P４条−70）】
４条−62

62

第２項について
設計基準対象施設は，地震により発生するおそれがある安全機能の喪失（地震に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失を含む。）及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度に応じて，以下のとおり，耐震重要度分類をＳクラス，Ｂクラス又はＣクラスに分類し，それぞれに応じた地震力を算定する。
【説明資料（1.1(1)：P４条−70）（1.1(2)：P４条−70）】(1)

耐震重要度分類
Ｓクラス：地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きいもの【説明資料（2.1(1)：P４条−75）】
Ｂクラス：安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳ
クラスの施設と比べ小さい施設【説明資料（2.1(2)：P４条−75）】

４条−63

63

Ｃクラス：Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般
産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設【説明資料（2.1(3)：P４条−75）】(2)

地震力
上記(1)のＳクラスの施設（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。），Ｂクラス及びＣクラスの施設に適用する地震力は以下のとおり算定する。
なお，Ｓクラスの施設については，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力
又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力を適用する。
ａ．静的地震力
静的地震力は，Ｓクラス，Ｂクラス及びＣクラスの施設に適用することとし，それぞれ耐震重要度分類に応じて次の地震層せん断力係数Ｃ ｉ
及び震度に基づき算定する。
(a)

建物・構築物
水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃ ｉ に，次に示す施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算定するものとする。
Ｓクラス 3.0
Ｂクラス 1.5
Ｃクラス 1.0
ここで，地震層せん断力係数Ｃ ｉ は，標準せん断力係数Ｃ ０ を 0.2以上とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる値とする。
Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。鉛直地震力は，震度 0.3 以
４条−64

64

上を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求めた鉛直震度より算定するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とする。
(b)

機器・配管系
耐震重要度分類の各クラスの地震力は，上記(a)に示す地震層せん

断力係数Ｃ ｉ に施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じたものを水平震度とし，当該水平震度及び上記(a)の鉛直震度をそれぞれ 20％増しとした震度より求めるものとする。
なお，Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とする。
【説明資料（3.1(1)：P４条−76）】ｂ．弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力
弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力は，Ｓクラスの施設に適用する。
弾性設計用地震動Ｓ ｄ は，「添付書類六 6.4 地震」に示す基準地震動
Ｓ Ｓ に工学的判断から求められる係数 0.5 を乗じて設定する。
また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力は，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定する。
なお，Ｂクラスの施設のうち，共振のおそれのある施設については，
弾性設計用地震動Ｓ ｄ に２分の１を乗じた地震動によりその影響についての検討を行う。当該地震動による地震力は，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。
【説明資料（3.1(2)：P４条−77）】
第３項について
耐震重要施設（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）
４条−65

65

については，最新の科学的・技術的知見を踏まえ，敷地及び敷地周辺の地質・地質構造，地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切な地震動，すなわち「添付書類六 6.4 地震」に示す
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して，安全機能が損なわれるおそれがない
ように設計する。
【説明資料（1.1(5)：P４条−71）】
また，屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設
備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物については，基準地震動ＳＳ

による地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるように設計する。
【説明資料（1.1(6)：P４条−71）】
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力は，基準地震動Ｓ Ｓ を用いて，水平２方向及
び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定する。
【説明資料（1.1(5)：P４条−71）（1.1(6)：P４条−71）】
なお，耐震重要施設は，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設の波及的影響によって，その安全機能を損なわないように設計する。
【説明資料（1.1(9)：P４条−72）】

第４項について
耐震重要施設については，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力によって生じるおそれがある周辺の斜面の崩壊に対して，その安全機能が損なわれるおそれがない場所に設置する。
【説明資料（7(4)：P４条−94）】

４条−66

66

1.3

気象等
該当なし

1.4

設備等
該当なし

1.5

手順等
該当なし

４条−67

67

第４条：地震による損傷の防止
＜目

次＞

第２部
1. 耐震設計の基本方針
1.1 基本方針
1.2 適用規格
2. 耐震設計上の重要度分類
2.1 重要度分類の基本方針
2.2 耐震重要度分類
3. 設計用地震力
3.1 地震力の算定法
3.2 設計用地震力
4. 荷重の組合せと許容限界
4.1 基本方針
5. 地震応答解析の方針
5.1 建物・構築物
5.2 機器・配管系
5.3 屋外重要土木構造物
5.4 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備
又は津波監視設備が設置された建物・構築物
6. 設計用減衰定数
7. 耐震重要施設の安全機能への下位クラス施設の波及的影響
8. 水平２方向及び鉛直方向の地震力の組合せに関する影響評価方針
9. 構造計画と配置計画

４条−68

68

（別

添）

別添−1

設計用地震力別添−2

動的機能維持の評価

別添−3

弾性設計用地震動Ｓ ｄ ・静的地震力による評価

別添−4

上位クラス施設の安全機能への下位クラス施設の波及的影響の検討について別添−5

水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針

別添−6

屋外重要土木構造物の耐震評価における断面選定の考え方

別添−7

主要建屋の構造概要及び解析モデルについて

４条−69

69

第２部
1. 耐震設計の基本方針
東海第二発電所の設計基準対象施設の耐震設計方針について説明する。
1.1 基本方針
発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の耐震設計は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年 6 月 28 日原子力規制委員会規則第５号）」及び「実用発電用原子炉
及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成 25 年 6 月 28 日原子力規制委員会規則第６号）」に適合するよう以下の項目に従って行う。
(1) 地震により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。）は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼす
おそれがある地震による加速度によって作用する地震力に対して，その安全機能が損なわれるおそれがない設計する。
(2) 地震により発生するおそれがある安全機能の喪失（地震に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失を含む。）及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度（以下「耐震重要度」という。）に応じて，耐震重要度分類をＳクラス，Ｂ
クラス又はＣクラスに分類し，それぞれに応じた地震力に十分耐えられる設計する。
(3) 建物・構築物及び土木構造物（屋外重要土木構造物及びその他の土木構造物）については，耐震重要度分類の各クラスに応じて算定する
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に設置する。
４条−70

70

(4) Ｓクラスの施設（(6)に記載のもののうち， 津 波 防 護 機 能 を 有 す る
設 備 （ 以 下 「 津 波 防 護 施 設 」 と い う 。）， 浸 水 防 止 機 能 を 有 す る 設
備 （ 以 下 「 浸 水 防 止 設 備 」 と い う 。） 及 び 敷 地 に お け る 津 波 監 視
機 能 を 有 す る 施 設 （ 以 下 「 津 波 監 視 設 備 」 と い う 。） を除く。）について，静的地震力は，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。
(5) Ｓクラス（(6)に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）の施設は，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対してその安全機能が保持できる設計とする。建物・構築物は，基準地
震動Ｓ Ｓ による地震力に対して，構造全体として変形能力(終局耐力時の変形)について十分な余裕を有するように，機器・配管系について
は，塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設の機能を保持できるように設計する。
また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
(6) 屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設
備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物は，
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して，構造全体として変形能力(終局耐力時の変形)について十分な余裕を有するとともに，それぞれの施設に要求される機能が保持できる設計とする。
屋外重要土木構造物は，構 造 部 材 の 曲 げ に つ い て は ， 曲 げ 耐 力 ，限界層間変形角，圧縮縁コンクリート限界ひずみ又は終局曲率に対して妥当な安全裕度を持たせることとし，構造部材のせん断に
４条−71

71

ついては，せん断耐力又は終局せん断強度に対して妥当な安全余裕を持たせることを基本とする。ただし，構造部材の曲げ，せん断に対する上記の許容限界に変わり，許容応力度を適用すること
で，安全余裕を考慮する場合もある。
なお，それぞれの安全余裕については，各施設の機能要求等を踏まえ設定する。
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設 備 又は津波監視設備が 設 置 さ れ た 建 物 ・ 構 築 物 に つ い て は ， (5)に示す基準地震動ＳＳに対する設計方針を適用する。基準地震動
ＳＳによる地震力は，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。
また，重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設，
浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物についても同様の設計方針とする。
(7) Ｂクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる
範囲で耐えられる設計とする。
また，共振のおそれのあるものについては，その影響についての検討を行う。その場合，検討に用いる地震動は，弾性設計用地震動Ｓ ｄに２分の１を乗じたものとする。当該地震動による地震力は，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとし，Ｓクラス施設と同様に許容限界の範囲内に留まることを確認する。
(8) Ｃクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる
範囲で耐えられる設計とする。
(9) 耐震重要施設は，耐震重要度分類の下位のクラスに属するもの（資機材等含む）の波及的影響によって，その安全機能を損なわない設計
４条−72

72

とする。
(10) 設計基準対象施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減されるように考慮する。

1.2 適用規格
適用する規格としては，既往工認で適用実績がある規格のほか，最新の規格基準についても技術的妥当性及び適用性を示したうえで適用可能とする。
既往工認で実績のある適用規格を以下に示す。
・「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601−1987」(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 JEAG4601−1991 追補版」(社)日本電気協会（以降，「JEAG4601」と記載しているものは上記３指針を指す。）
・建築基準法・同施行令
・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 改定）
・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 制定）
・鋼構造設計規準−許容応力度設計法−（（社）日本建築学会，2005 改
定）・鉄骨鉄筋コンクリート構造計算基準・同解説−許容応力度設計と保有
水平耐力−（（社）日本建築学会，2001 改定）
・建築耐震設計における保有耐力と変形性能（（社）日本建築学会，1990
改定）
・建築基礎構造設計指針（（社）日本建築学会，2001 改定）
４条−73

73

・各種合成構造設計指針・同解説（（社）日本建築学会 2010）
・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）
・コンクリート標準示方書［構造性能照査編］（（社）土木学会，2002 年
制定）
・道路橋示方書（Ⅰ 共通編・Ⅳ 下部構造編）・同解説（社）日本道路協会，平成 14 年 3 月）
・道路橋示方書（Ⅴ 耐震設計編）・同解説（社）日本道路協会，平成 14
年 3 月）
・水道施設耐震工法指針･解説（(社)日本水道協会,1997 年版）
・地盤工学会基準（JGS1521−2003）地盤の平板載荷試験方法
・地盤工学会基準（JGS3521−2004）剛体載荷板による岩盤の平板載荷試
験方法
ただし，JEAG4601 に記載されているＡ Ｓ クラスを含むＡクラスの施設をＳクラスの施設とした上で，基準地震動Ｓ ２ ，Ｓ １ をそれぞれ基準地震動Ｓ Ｓ ，
弾性設計用地震動Ｓ ｄ と読み替える。
また，「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」(昭和 55 年通商産業省告示第 501 号，最終改正平成 15 年 7 月 29 日経済産業省告示第 277 号)
に関する内容については，「発電用原子力設備規格 設計・建設規格(2005 年
版(2007 年追補版を含む))〈第Ⅰ編 軽水炉規格〉JSME S NC1-2005/2007」(日本機械学会)に従うものとする。

2. 耐震設計上の重要度分類
2.1 重要度分類の基本方針
設計基準対象施設の耐震設計上の重要度を次のように分類する。
４条−74

74

(1) Ｓクラスの施設
地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きい施設(2) Ｂクラスの施設
安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラスの施設と比べ小さい施設(3) Ｃクラスの施設
Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設
2.2 耐震重要度分類
耐震重要度分類について第１部第 1.10.4.1 表に示す。なお，同表には当該施設を支持する構造物の支持機能が維持されることを確認する地震動及び波及的影響を考慮すべき施設に適用する地震動についても併記する。

４条−75

75

3. 設計用地震力
3.1 地震力の算定法
耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法による。
(1) 静的地震力
静的地震力は，Ｓクラスの施設(津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く)，Ｂクラス及びＣクラスの施設に適用することとし，それぞれ耐震重要度分類に応じて，以下の地震層せん断力係数Ｃ ｉ 及び震度に基づき算定するものとする。
a.

建物・構築物
水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃ ｉ に，次に示す施設の耐震重要度
分類に応じた係数を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算定するものとする。
Ｓクラス 3.0
Ｂクラス 1.5
Ｃクラス 1.0
ここで，地震層せん断力係数Ｃ ｉ は，標準せん断力係数Ｃ ０ を 0.2 以上とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる値とする。
また，必要保有水平耐力の算定においては，地震層せん断力係数Ｃ ｉ に乗じる施設の耐震重要度分類に応じた係数は，Ｓクラス，Ｂクラス及びＣクラスともに 1.0 とし，その際に用いる標準せん断力係数Ｃ ０ は 1.0 以上とする。
Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。鉛直地震力は，震度 0.3 以上を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮し，高さ方向に一
４条−76

76

定として求めた鉛直震度より算定するものとする。
b.

機器・配管系
静的地震力は，上記 a.に示す地震層せん断力係数Ｃ ｉ に施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じたものを水平震度として，当該水平震度及び上記 a.の鉛直震度をそれぞれ 20％増しとした震度より求めるものとする。
Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とする。

c.

土木構造物（屋外重要土木構造物及びその他の土木構造物）
土木構造物の静的地震力は，JEAG4601 の規定を参考に，Ｃクラスの建物・構築物に適用される静的地震力を考慮する。
上記 a.及び b.並びに c.の標準せん断力係数Ｃ ０ 等の割増し係数の適用については，耐震性向上の観点から，一般産業施設及び公共施設等の耐震基準との関係を考慮して決定する。
(2) 動的地震力
動的地震力は，Ｓクラスの施設，屋外重要土木構造物及びＢクラスの施設のうち共振のおそれのあるものに適用する。Ｓクラスの施設(津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。)については，基準地震動
Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ から定める入力地震動を適用する。
基準地震動Ｓ Ｓ は，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動及び震源を特定せず策定する地震動について，敷地の解放基盤表面における水平方
向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定する。また，弾性設計用地震動Ｓ ｄ は，基準地震動Ｓ Ｓ との応答スペクトルの比率が目安として 0.5 を下回らない値とし，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（昭和56 年 7 月 20 日原子力安全委員会決定，平成 13 年 3 月 29 日一部改訂）」
４条−77

77

における基準地震動Ｓ １ を踏まえ，工学的判断から基準地震動Ｓ Ｓ に係数0.5 を乗じて設定する。基準地震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ の最大加速度等を第 1 表に示すとともに，基準地震動Ｓ Ｓ の設計用応答スペクトルを第 1 図から第 3 図に，弾性設計用地震動Ｓ ｄ の設計用応答スペクトルを
第 4 図から第 6 図に示す。
Ｂクラスの施設のうち共振のおそれのあるものについては，弾性設計用
地震動Ｓ ｄ から定める入力地震動の振幅を２分の１にしたものによる地震力を適用する。
屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並
びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物について
は，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力を適用する。
動的解析においては，地盤の諸定数も含めて材料のばらつきによる変動幅を適切に考慮する。

3.2 設計用地震力
設計用地震力については別添−１に示す。

4. 荷重の組合せと許容限界
4.1 基本方針
耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下による。
(1) 耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を以下に示す。
a.

建物・構築物
以下の(a)から(c)の状態を考慮する。
(a) 運転時の状態
４条−78

78

原子炉施設が運転状態にあり，通常の自然条件下におかれている状
態。
ただし，運転状態には通常運転時，運転時の異常な過渡変化時を含
むものとする。
(b) 設計基準事故時の状態
原子炉施設が設計基準事故時にある状態。
(c) 設計用自然条件
設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（風，積雪等）。
b.

機器・配管系
以下の(a)から(c)の状態を考慮する。
(a) 通常運転時の状態
原子炉の起動，停止，出力運転，高温待機及び燃料取替え等が計
画的又は頻繁に行われた場合であって，運転条件が所定の制限値以内にある運転状態。
(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態
通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生する異常な状態であって，当該状態が継続した場合には炉心又は原子炉冷却材圧力バウンダリの著しい損傷が生ずるおそれがあるものとして安全設計上想定すべき事象が発生した状態。
(c) 設計基準事故時の状態
発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常な状態であって，当該状態が発生した場合には発電用原子炉施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべき事象が
４条−79

79

発生した状態。
(d) 設計用自然条件
設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（風，積雪等）。
c.

土木構造物
以下の(a)から(c)の状態を考慮する。
(a) 運転時の状態
原子炉施設が運転状態にあり，通常の自然条件下におかれている状
態。
ただし，運転状態には通常運転時，運転時の異常な過渡変化時を含
むものとする。
(b) 設計基準事故時の状態
原子炉施設が設計基準事故時にある状態。
(c) 設計用自然条件
設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（風，積雪等）。

(2) 荷重の種類a.

建物・構築物
以下の(a)から(d)の荷重とする。
(a) 原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による
荷重(b) 運転時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d) 地震力，風荷重，積雪荷重等
ただし，運転時の状態及び設計基準事故時の状態での荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には地震
４条−80

80

時の土圧，機器・配管系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。
b.

機器・配管系
以下の(a)から(d)の荷重とする。
(a) 通常運転時の状態で施設に作用する荷重。
(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重。
(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重。
(d) 地震力，風荷重，積雪荷重等。

c.

土木構造物
以下の(a)から(d)の荷重と考慮する。
(a) 原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による荷重。
(b) 運転時の状態で施設に作用する荷重。
(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重。
(d) 地震力，風荷重，積雪荷重等。
ただし，運転時の状態及び設計基準事故時の状態での荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には地震時の土圧，機器・配管系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。

(3) 荷重の組合せ(2)で定めた地震力と他の荷重との組合せは以下による。
a.

建物・構築物（d.に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備
及び津波監視設備を除く。）(a) Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び運
４条−81

81

転時（通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時）に施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b) Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重のうち長時間その作用が続く荷重と弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
(c) Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
b.

機器・配管系（d.に記載のものを除く。）(a) Ｓクラスの機器・配管系については，通常運転時の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b) Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされる
おそれのある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(c) Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされる
おそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間
及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせる。
(d) Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系については，通常運転時の状態で施設に作用する荷重及び運転時の異常な過渡変化時の状態で作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力を組み合わせる。

c.

土木構造物
４条−82

82

(a) 屋外重要土木構造物については，常時作用している荷重及び運転時（通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時）の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b) その他の土木構造物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と，静的地震力を組み合わせる。
d.

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物(a) 津波防護施設及び浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と基準地震動Ｓ Ｓ による地震力とを組み合わせる。
(b) 浸水防止設備及び津波監視設備については，常時作用している荷重
及び運転時の状態で施設に作用する荷重等と基準地震動Ｓ Ｓ による地震力とを組み合わせる。
なお，上記 d.(a)，(b)については，地震と津波が同時に作用する可能性について検討し，必要に応じて基準地震動Ｓ Ｓ による地震力と津波による荷重の組合せを考慮する。また，津波以外による荷重について
は，「(2)荷重の種類」に準じるものとする。

e.

荷重の組合せ上の留意事項(a) 動的地震力については，水平２方向と鉛直方向の地震力とを適切に組み合わせて算定するものとする。
(b) ある荷重の組合せ状態での評価が明らかに厳しい場合には，その妥当性を示した上で，その他の荷重の組合せ状態での評価は行わないものとする。
(c) 複数の荷重が同時に作用し，それらの荷重による応力の各ピークの生起時刻に明らかなずれがある場合には，その妥当性を示した上で，
４条−83

83

必ずしもそれぞれの応力のピーク値を重ねなくてもよいものとする。
(d) 上位の耐震クラスの施設を支持する建物・構築物の当該部分の支持機能を確認する場合においては，支持される施設の耐震重要度分類に応じた地震力と，常時作用している荷重，運転時の状態で施設に作用する荷重及びその他必要な荷重とを組み合わせる。
第１部第 1.10.4.1 表に対象となる建物・構築物及びその支持機能が維持されていることを検討すべき地震動等について記載する。
(4) 許容限界
各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界は以下のとおりとし，JEAG4601 等の安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されている値を用いる。
a.

建物・構築物（d．に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備

及び津波監視設備を除く。）(a) Ｓクラスの建物・構築物
イ．弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界
建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応
力度を許容限界とする。
ただし，冷却材喪失事故時に作用する荷重との組合せ（格納容器における長期的荷重との組合せを除く。）に対しては，下記ロ．に示す許容限界を適用する。
ロ．基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
建物・構築物が構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，終局耐力に対して妥当な安全余裕をもたせることとする。なお，終局耐力は，建物・構築物に対する荷重
４条−84

84

又は応力を漸次増大していくとき，その変形又はひずみが著しく増加するに至る限界の最大耐力とし，既往の実験式等に基づき適切に定めるものとする。
(b) Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物
上記(a)イ.による許容応力度を許容限界とする。
(c) 耐震重要度の異なる施設を支持する建物・構築物
上記(a)ロ.の項を適用するほか，耐震重要度の異なる施設がそれを支持する建物・構築物が，変形等に対して，その支持機能が損なわないものとする。なお，当該施設を支持する建物・構築物の支持機能が維持されることを確認する際の地震動は，支持される施設に適用される地震動とする。
(d) 建物・構築物の保有水平耐力
建物・構築物については，当該建物・構築物の保有水平耐力が必要
保有水平耐力に対して耐震重要度分類に応じた安全余裕を有していることを確認する。
b. 機器・配管系（d．に記載のものを除く）(a) Ｓクラスの機器・配管系
イ． 弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界
応答が全体的におおむね弾性状態に留まることとする。
ただし，冷却材喪失事故時に作用する荷重との組合せ（格納容器
及び非常用炉心冷却設備等における長期的荷重との組合せを除く。）
に対しては，下記(a)ロ.に示す許容限界を適用する。
ロ． 基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が微小なレベルに留
４条−85

85

まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼすことがない限度に応力，荷重等を制限する。
また，地震時又は地震後に動的機能が要求される機器等について
は，基準地震動Ｓ Ｓ に対する応答に対して，実証試験等により確認されている機能維持加速度等を許容限界とする。動的機能維持の評価については別添−２に示す。
(b) Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系
応答が全体的におおむね弾性状態に留まることとする。
(c) チャンネル・ボックス
地震時に作用する荷重に対して，燃料集合体の冷却材流路を維持できること及び過大な変形や破損を生ずることにより制御棒の挿入が阻害されることがないこととする。
c.

土木構造物
(a) 屋外重要土木構造物
イ． 静的地震力との組合せに対する許容限界
安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
ロ． 基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
構造部材の曲げについては，曲げ耐力，限界層間変形角，圧縮縁コンクリート限界ひずみ又は終局曲率に対して妥当な安全裕度を持たせることとし，構造部材のせん断については，せん
断耐力及び終局せん断強度に対して妥当な安全余裕を持たせる
ことを基本とする。ただし，構造部材の曲げ，せん断に対する
上記の許容限界に代わり，許容応力度を適用することで，安全余裕を考慮する場合もある。なお，それぞれの安全余裕につい
４条−86

86

ては，各施設の機能要求等を踏まえ設定する。
(b) その他の土木構造物
安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
d.

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物
津波防護施設及び浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物については，当該施設及び建物・構築物が構造全体として変形能力（終局耐力時の変形）及び安定性について十分な余裕を有するとともに，その施設に要求される機能（津波防護機能及び浸水防止機能）が保持できるものとする。
浸水防止設備及び津波監視設備については，その施設に要求される機能（浸水防止機能及び津波監視機能）が保持できるものとする。
e.

基礎地盤の支持性能(a)

Ｓクラスの建物・構築物及びＳクラスの機器・配管系（(b)に記載のもののうち，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。）の基礎地盤

イ． 弾性設計用地震動 Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界
接地圧に対して，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の短期許容支持力度を許容限界とする。
ロ． 基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
接地圧が，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の極限支持力度に対して妥当な余裕を有することを確認する。
(b)

屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視
４条−87

87

設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構
築物の基礎地盤
イ． 基準地震動Ｓ Ｓ による地震力との組合せに対する許容限界
上記(a)ロ．による許容支持力度を許容限界とする。
(c)

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物，Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系及びその他の土木構造物を支持する基礎地盤
上記(a)イ．による許容支持力度を許容限界とする。

5. 地震応答解析の方針
5.1 建物・構築物(1) 入力地震動
原子炉建屋設置位置付近は，地盤調査の結果，新第三紀の砂質泥岩からなる久米層が分布している。ボーリング孔で実施したＰＳ検層から得られた EL.−400m までの久米層のＳ波速度は，深度方向に増大する傾向を示し
平均 0.38km／s〜0.79km／s であり，EL.−370m 以深ではＳ波速度が 0.7km／s 以上であることが確認されている。したがって，EL.−370m の位置を
解放基盤表面として設定する。なお，Ｓ波速度と標高についての関係を第7 図に示す。
建物・構築物の地震応答解析における入力地震動は，解放基盤表面で定義される基準地震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ を基に，対象建物・構築物の地盤条件を適切に考慮したうえで，必要に応じ２次元ＦＥＭ解析または１次元波動論により，地震応答解析モデルの入力位置で評価した入力
地震動を設定する。地盤条件を考慮する場合には，地震動評価で考慮した
敷地全体の地下構造との関係や対象建物・構築物位置と炉心位置での地
質・速度構造の違いにも留意し，地盤の非線形応答に関する動的変形特性
４条−88

88

を考慮する。また，必要に応じ敷地における観測記録による検証や最新の科学的・技術的知見を踏まえ設定する。弾性設計用地震動Ｓ ｄ 及び静的地震力による評価については別添−３に示す。
また，耐震Ｂクラスの建物・構築物のうち共振のおそれがあり，動的解
析が必要なものに対しては，弾性設計用地震動Ｓ ｄ を 1／2 倍したものを用いる。

(2) 解析方法及び解析モデル
動的解析による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性及び適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，建物・構築物に応じた適切な解析条件を設定する。また，原則として，建物・構築物の地震応答解析及び床応答曲線の策定は，線形解析及び非線形解析に適用可能な時刻歴応答解析法による。
建物・構築物の地震応答解析に当たっては，建物・構築物の剛性はそれらの形状，構造特性等を十分考慮して評価し，集中質点系等に置換した解析モデルを設定する。
動的解析には，建物・構築物と地盤との相互作用を考慮するものとし，解析モデルの地盤のばね定数は，基礎版の平面形状，基礎側面と地盤の接触状況及び地盤の剛性等を考慮して定める。設計用地盤定数は，原則として，弾性波試験によるものを用いる。
地震応答解析に用いる材料定数については，地盤の諸定数も含めて材料のばらつきによる変動幅を適切に考慮する。また，材料のばらつきによる変動のうち建物・構築物の振動性状や応答性状に及ぼす影響として考慮すべき要因を選定した上で，選定された要因を考慮した動的解析により設計用地震力を設定する。
４条−89

89

建物・構築物の３次元応答性状及び機器・配管系への影響については，
建物・構築物の３次元ＦＥＭモデルによる解析に基づき，施設の重要性，建屋規模，構造特性を考慮して評価する。３次元応答性状等の評価は，周波数応答解析法による。

5.2 機器・配管系(1) 入力地震動又は入力地震力
機器・配管系の地震応答解析における入力地震動又は入力地震力は，基準地震動Ｓ Ｓ 及び弾性設計用地震動Ｓ ｄ ，又は当該機器・配管系の設置床における設計用床応答曲線又は時刻歴応答波とする。弾性設計用地震動
Ｓ ｄ による評価については別添−３に示す
また，耐震Ｂクラスの機器・配管系のうち共振のおそれがあり，動的解
析が必要なものに対しては，弾性設計用地震動Ｓ ｄ を基に作成した設計用
床応答曲線の応答加速度を 1／2 倍したものを用いる。
(2) 解析方法及び解析モデル
動的解析による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性及び適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに解析条
件として考慮すべき減衰定数，剛性等の各物性値は適切な規格・基準，
あるいは実験等の結果に基づき設定する。
また，評価にあたっては建物・構築物の剛性及び地盤物性等の不確かさ
を適切に考慮する。
機器の解析にあたっては，形状，構造特性等を考慮して，代表的な振動モードを適切に表現できるよう１質点系モデル，多質点系モデル等に置換し，設計用床応答曲線を用いたスペクトルモーダル解析法又は時刻歴
応答解析法により応答を求める。
４条−90

90

配管系については，適切なモデルを作成し，設計用床応答曲線を用いたスペクトルモーダル解析法又は時刻歴応答解析法により応答を求める。
スペクトルモーダル解析法及び時刻歴応答解析法の選択に当たっては，
衝突・すべり等の非線形現象を模擬する場合には時刻歴応答解析法を用いる等，解析対象とする現象，対象設備の振動特性・構造特性等を考慮し適切に選定する。
また，応答解析モデルは設備の３次元的な広がり及び当該設備の対称性を踏まえ，応答を適切に評価できる場合は１次元モデルや２次元モデル
を用い，３次元的な応答性状を把握する必要がある場合は３次元的な配置をモデル化する等，その応答を適切に評価できるモデルを用いることとし，水平２方向及び鉛直方向の応答成分について適切に組み合わせるものとする。
なお，剛性の高い機器は，その機器の設置床面の最大応答加速度の 1.2倍の加速度を震度として作用させて構造強度評価に用いる地震力を算定する。
5.3 屋外重要土木構造物(1) 入力地震動
屋外重要土木構造物の地震応答解析における入力地震動は，解放基盤表
面で定義される基準地震動Ｓ Ｓ を基に，対象構造物の地盤条件を適切に考慮したうえで，必要に応じ２次元ＦＥＭ解析または１次元波動論により，
地震応答解析モデルの入力位置で評価した入力地震動を設定する。地盤条件を考慮する場合には，地震動評価で考慮した敷地全体の地下構造との関係にも留意し，地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮する。
また，必要に応じ敷地における観測記録による検証や最新の科学的・技術的知見を踏まえ設定する。静的地震力による評価については別添−３
４条−91

91

を参照。
(2) 解析方法及び解析モデル
動的解析による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性及び適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，各構造物に応じた適切な解析条件を設定する。地震応答解析は，構造物と地盤の相互作用を考慮できる連成系の地震応答解析手法とし，地盤及び構造物の地震時における非線形挙動の有無や程度に応じて，線形，等価線
形，非線形解析のいずれかにて行う。液状化の可能性を検討する場合には，有効応力解析を実施する。有効応力解析に用いる液状化強度特性は，代表性及び網羅性を踏まえた保守性を考慮して設定する。なお，地震応
答解析では，水平地震動と鉛直地震動の同時加振を基本とするが，構造物の応答特性により水平２方向の同時性を考慮する必要がある場合は，
水平２方向の組合せについて適切に評価する。
(3) 評価対象断面
屋外重要土木構造物の評価対象断面については，構造物の形状・配置等
により耐震上の弱軸，強軸が明確である場合，構造の安定性に支配的である弱軸方向を対象とする。
また，評価対象断面位置については，構造物の配置や荷重条件等を考慮し，耐震評価上最も厳しくなると考えられる位置を評価対象とする。
屋外重要土木構造物の耐震評価における評価断面選定の考え方を別添−６に示す。

5.4 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物(1) 入力地震動
４条−92

92

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物の地震応答解析における入力地震
動は，解放基盤表面で定義される基準地震動Ｓ Ｓ を基に，構造物の基礎地
盤条件等を考慮し設定する。なお，敷地内の詳細な地盤条件を考慮する場
合には，地震動評価で考慮した敷地全体の地下構造との関係にも留意する。
(2) 解析方法及び解析モデル
動的解析による地震力の算定については，5.1(2)，5.2(2)及び 5.3(2)によるものとする。

6. 設計用減衰定数
応答解析に用いる減衰定数は，JEAG4601 に記載されている減衰定数を設備の種類，構造等により適切に選定するとともに，試験等で妥当性が確認された値も用いる｡
なお，建物・構築物の地震応答解析に用いる鉄筋コンクリートの減衰定数の設定については，既往の知見に加え，既設施設の地震観測記録等により，その妥当性について検討する。
地盤と屋外重要土木構造物の連成系地震応答解析モデルの減衰定数については，地中構造物としての特徴，同モデルの振動特性を考慮して適切に設定する。

7. 耐震重要施設の安全機能への下位クラス施設の波及的影響
耐震重要施設は，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設（以下「下位クラス施設」という。）の波及的影響によって，その安全機能を損なわないように設計する。
波及的影響については，耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震
４条−93

93

力を適用して評価を行う。なお，地震動又は地震力の選定に当たっては，施設の配置状況，使用時間等を踏まえて適切に設定する。また，波及的影響においては水平 2 方向及び鉛直方向の地震力が同時に作用する場合に影響を及ぼす可能性のある施設を選定し評価する。
波及的影響については，以下に示す(1)から(4)の4つの事項について検討を行う。
また，原子力発電所の地震被害情報等から新たに検討すべき事項が抽出された場合は，これを追加する。
(1)

設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する不等沈下又は相対変位による影響
a.不等沈下
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に伴う不等沈下による耐震重要施設の安全機能への影響
b.相対変位
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に伴う下位クラス施設と耐震重要施設の相対変位による耐震重要施設の安全機能への影響(2)

耐震重要施設と下位のクラスの施設との接続部における相互影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に伴う耐震重要施設に接続する下位クラス施設の損傷による耐震重要施設の安全機能ヘの影響(3)

建屋内における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に伴う建屋内の下位クラ
ス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設の安全機能への影響(4)

建屋外における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
４条−9494耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に伴う建屋外の下位クラ
ス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設の安全機能への影響

なお，上記(1)から(4)の検討に当たっては，地震に起因する溢水及び火災の観点からも波及的影響がないことを確認する。
上記観点で抽出した下位クラス施設について，抽出した過程と結果を別添−４に示す。

8. 水 平 2 方 向 及 び 鉛 直 方 向 の 地 震 力 の 組 合 せ に 関 す る 影 響 評 価 方 針
水平2方向及び鉛直方向の地震力の組合せについて，従来の設計手法における水平1方向及び鉛直方向地震力を組み合わせた耐震計算に対して，施設の構造特性から水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響の可能性があるものを抽出し，施設が有する耐震性に及ぼす影響を評価する。
評価に当たっては，施設の構造特性から水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響を受ける部位を抽出し，その部位について水平2方向及び鉛直方向の荷重や応力を算出し，施設が有する耐震性への影響を確認する。なお，
本方針の詳細を別添−５に示す。
(1)

建物・構築物・建物・構築物における耐震評価上の構成部位を整理し，各建屋において，該当する耐震評価上の構成部位を網羅的に確認する。
・建物・構築物における耐震評価上の構成部位について，水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響が想定される応答特性を整理する。
・整理した耐震評価上の構成部位について，水平2方向及び鉛直方向地震
力の組合せの影響が想定される応答特性のうち，荷重の組合せによる応答特性を検討する。水平2方向及び鉛直方向地震力に対し，荷重の組合
４条−95

95

せによる応答特性により，有する耐震性への影響が想定される部位を抽出する。
・３次元的な応答特性が想定される部位として抽出された部位について，
３次元ＦＥＭモデルを用いた精査を実施し，水平2方向及び鉛直方向地震力により，有する耐震性への影響が想定される部位を抽出する。
・上記で抽出されなかった部位についても，局所応答の観点から，３次元
ＦＥＭモデルによる精査を実施し，水平2方向及び鉛直方向地震力により，有する耐震性への影響が想定される部位を抽出する。
・評価対象として抽出した耐震評価上の構成部位について，構造部材の発生応力等を適切に組み合わせることで，各部位の設計上の許容値に対する評価を実施し，各部位が有する耐震性への影響を評価する。
(2)

機器・配管系

・基準地震動Ｓ Ｓ で評価を行う各設備を代表的な機種ごとに分類し，構造上の特徴から水平2方向の地震力が重複する観点，若しくは応答軸方向以外の振動モード(ねじれ振動等)が生じる観点にて検討を行い，水平2方向の地震力による影響の可能性がある設備を抽出する。
・抽出された設備に対して，水平2方向及び鉛直方向に地震力が入力された場合の荷重や応力等を求め，従来の設計手法による設計上の配慮を踏
まえて影響を検討する。
(3)

屋外重要土木構造物

・屋外重要土木構造物について，各構造物の構造上の特徴を踏まえ，構造
形式ごとに大別する。
・従来設計手法における評価対象断面に対して直交する荷重を抽出する。
・屋外重要土木構造物は，地中に埋設された構造であり，周辺地盤からの土圧が耐震上支配的な荷重となることから，評価対象断面に対して直交
４条−96

96

方向に作用する土圧により水平2方向及び鉛直方向の地震力による影響程度が決定される。したがって，地盤からの土圧が直接作用する部材について影響検討を行う。
・影響検討にあたっては，評価対象断面(弱軸方向)と評価対象断面に直交する縦断方向(強軸方向)の部材照査に与える影響を検討する。

9. 構造計画と配置計画
設計基準対象施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減
されるように考慮する。
建物・構築物は，原則として剛構造とし，重要な建物・構築物は，地震力に対し十分な支持性能を有する地盤に支持させる。剛構造としない建物・構
築物は，剛構造と同等又はそれを上回る耐震安全性を確保する。主要建屋の平面図，断面図を別添−７に示す。
機器・配管系は，応答性状を適切に評価し，適用する地震力に対して構造強度を有する設計とする。配置に自由度のあるものは，耐震上の観点から出来る限り重心位置を低くし，かつ，安定性のよい据え付け状態になるよう配置する。
また，建物・構築物の建屋間相対変位を考慮しても，建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性を確保する設計とする。
下位クラス施設は原則，耐震重要施設に対して離隔をとり配置するか，耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して耐震性を保持するか若
しくは，下位クラス施設の波及的影響を想定しても耐震重要施設の有する機能を保持する設計とする。

４条−97

97

第1表

基準地震動Ｓ Ｓ の最大加速度等一覧

基準地震動Ｓ Ｓ
Ｓ Ｓ −Ｄ１
Ｓ Ｓ −１１
Ｓ Ｓ −１２

４条−98

Ｓ Ｓ −１３
Ｓ Ｓ −１４
Ｓ Ｓ −２１
Ｓ Ｓ −２２
Ｓ Ｓ −３１

最大加速度（cm／s２ ）ＮＳ成分

応答スペクトル手法による基準地震動
F１断層，北方陸域の断層，塩ノ平地震断層の連動による地震（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点 1）
F１断層，北方陸域の断層，塩ノ平地震断層の連動による地震（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点 2）
F１断層，北方陸域の断層，塩ノ平地震断層の連動による地震（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点 3）
F１断層，北方陸域の断層，塩ノ平地震断層の連動による地震（断層傾斜角の不確かさ，破壊開始点 2）2011 年東北地方太平洋沖型地震（短周期レベルの不確かさ）
2011 年東北地方太平洋沖型地震（SMGA 位置と短周期レベルの不確かさの重畳）
2004 年北海道留萌支庁南部地震の検討結果に保守性を考慮した地震

ＥＷ成分
870

ＵＤ成分
560

717

619

579

871

626

602

903

617

599

586

482

451

901

887

620

1009

874

736

610

280

98

h=0.05

1000

加
速
度
(c
m/
s

)

2

変
位
(c
m)

10
0

50
00

10

50
0

10
00

20
00

10

1

20
0

1

10
0

速 度

(cm/s)

10
00
0

100

0.1
0.01

0.
1

0.1

1
周 期

10

(s)

Ｓｓ−Ｄ１
Ｓｓ−１１
Ｓｓ−１２
Ｓｓ−１３
Ｓｓ−１４
Ｓｓ−２１
Ｓｓ−２２
Ｓｓ−３１

第1図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトル（ＮＳ方向）

４条−99

99

h=0.05

1000

(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

m)

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

10
00
0

0
10

100

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

Ｓｓ−Ｄ１
Ｓｓ−１１
Ｓｓ−１２
Ｓｓ−１３
Ｓｓ−１４
Ｓｓ−２１
Ｓｓ−２２
Ｓｓ−３１

第2図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトル（ＥＷ方向）

４条−100100

h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

50
00

10

50
0

10
00

20
00

10

20
0

1

1

10
0

速 度

(cm/s)

10
00
0

0
10

100

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

Ｓｓ−Ｄ１
Ｓｓ−１１
Ｓｓ−１２
Ｓｓ−１３
Ｓｓ−１４
Ｓｓ−２１
Ｓｓ−２２
Ｓｓ−３１

第3図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトル（ＵＤ方向）

４条−101101h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

50
00

10

50
0

10
00

20
00

10

20
0

1

1

10
0

速 度 (cm/s)

10
00
0

0
10

100

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

10

期 (s)

Ｓｄ−Ｄ１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２
Ｓｄ−３１

第4図

弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトル（ＮＳ方向）

４条−102102

h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

50
00

10

50
0

10
00

20
00

速

10

度

(cm/s)

10
00
0

0
10

100

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

Ｓｄ−Ｄ１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２
Ｓｄ−３１

第5図

弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトル（ＥＷ方向）

４条−103103

h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c

m/
s

)

2

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

10
00
0

0
10

100

10
0

20

0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

Ｓｄ−Ｄ１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２
Ｓｄ−３１

第6図

弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトル（ＵＤ方向）

４条−104104

４条−105105

第7図

Ｓ波速度と標高の関係図（Ｃ−Ｃʼ断面）

106

別添−１

東海第二発電所

設計用地震力（耐震）

４条−別添１−1107

設計用地震力1.

静的地震力
静的地震力は，以下の地震層せん断力係数及び震度に基づき算定する。

地震層せん断力係数種

別

鉛直震度（注２）

耐震クラス
及び水平震度（注１）

建物・構築物

機器・配管系

土木構造物

Ｓ

3.0Ｃ ｉ1.0Ｃ ＶＢ

1.5Ｃ ｉ−Ｃ

1.0Ｃ ｉ−Ｓ

3.6Ｃ ｉ1.2Ｃ ＶＢ

1.8Ｃ ｉ−Ｃ

1.2Ｃ ｉ−Ｃ

1.0Ｃ ｉ−（ 注 １ ） Ｃ ｉ ： 標 準 せ ん 断 力 係 数 を 0.2 と し ， 建 物 ・ 構 築 物 の 振
動特性，地盤の種類等を考慮して求められる値で次式に基づく。
Ｃｉ＝Ｒｔ・Ａｉ・Ｃ０
Ｒｔ： 振 動 特 性 係 数 0.8

Ａｉ：Ｃｉの分布係数ＣＯ： 標 準 せ ん 断 力 係 数 0.2（ 注 ２ ） Ｃ Ｖ ： 震 度 0.3 を 基 準 と し ， 建 物 ・ 構 築 物 の 振 動 特 性 ，地震の種類等を考慮し，高さ方向に一定として求める。

４条−別添１−2

108

2.

動的地震力
動的地震力は，以下の入力地震動に基づき算定する。
入力地震動（注１）
種

別

耐震クラス
水

平

鉛

直

弾性設計用地震動Ｓｄ

弾性設計用地震動Ｓｄ

基準地震動ＳＳ

基準地震動ＳＳＳ
建物・構築物（注２）（注２）

弾性設計用地震動Ｓｄ
×1／ 2

弾性設計用地震動Ｓｄ
×1／ 2

Ｓ

設計用床応答曲線ＳＳ又は基準地震動ＳＳ

設計用床応答曲線ＳＳ又は基準地震動ＳＳＳ

設計用床応答曲線Ｓｄ
又は弾性設計用地震動Ｓｄ
設計用床応答曲線ＳＳ又は基準地震動ＳＳ

設計用床応答曲線Ｓｄ
又は弾性設計用地震動Ｓｄ
設計用床応答曲線ＳＳ又は基準地震動ＳＳＢ
津波防護施設
浸水防止設備津波監視設備

機器・配管系

土木
構造物

（注２）

（注２）

Ｂ

設計用床応答曲線
Ｓ ｄ ×1／ 2

設計用床応答曲線
Ｓ ｄ ×1／ 2Ｃ基準地震動ＳＳ

基準地震動ＳＳ

屋外重要
土木
構造物

（注１）設計用床応答曲線は，弾性設計用地震動Ｓｄ及び基準地震動
ＳＳに基づき作成した設計用床応答曲線とする。
（注２）水平及び鉛直方向の地震動に対して共振のおそれのある施設に適用する。

４条−別添１−3

109

3.

設計用地震力
設計用地震力について，下表に整理した。なお，動的地震力は，地震力算定に用いる地震動を記載した。
種

別

耐震
クラス

水

平

鉛

直

摘

要

荷重の組合せは，水平方向

地震層
せん断力係数3.0Ｃｉ

静的震度及び鉛直方向が静的地震力

1.0ＣＶの場合は同時に不利な方向に作用するものとする。

Ｓ

弾性設計用

弾性設計用

水平方向及び鉛直方向が動

地震動Ｓｄ

地震動Ｓｄ

的地震力の場合は，組合せ係数法による。
荷重の組合せは，組合せ係

基準地震動ＳＳ

基準地震動ＳＳ数法による。

建物・
構築物

地震層

静的地震力とする。

−

せん断力係数
1.5Ｃｉ
Ｂ

（注１）

弾性設計用

弾性設計用

水平方向及び鉛直方向が動地震動Ｓｄ×1／2

地震動Ｓｄ×1／2

的地震力の場合は組合せ係
数法による。

地震層
Ｃ

静的地震力とする。

−

せん断力係数1.0Ｃｉ

津波防護施設
浸水防止設備荷重の組合せは，組合せ係

Ｓ

基準地震動ＳＳ

基準地震動ＳＳ

津波監視設備

数法又は二乗和平方根（SRSS）法による。

４条−別添１−4

110

種

別

耐震
クラス

水

平

鉛

直

摘

要
（注２）（注３）

静的震度

静的震度

荷重の組合せは，水平方向

3.6Ｃｉ

1.2ＣＶ

及び鉛直方向が静的地震力

設計用床応答
曲線Ｓｄ
又は
弾性設計用
地震動Ｓｄ

設計用床応答
曲線Ｓｄ
又は
弾性設計用
地震動Ｓｄ

設計用床応答
曲線ＳＳ又は基準地震動ＳＳ

設計用床応答
曲線ＳＳ又は基準地震動ＳＳの場合は同時に不利な方向

Ｓ

機器・
配管系

静的震度

重要土木
土木
構造物

構造物

土木

弾性設計用

地震動Ｓｄ×1／2

地震動Ｓｄ×1／2

Ｃ

方根（SRSS）法による。
（注３）

荷重の組合せは，二乗和平
方根（SRSS）法による。

水平方向及び鉛直方向が動平方根（SRSS）法による。

静的地震力とする。

静的震度

−

1.2Ｃｉ

−

1.0Ｃｉ
基準地震動ＳＳ

その他の
構造物

弾性設計用

静的震度
Ｃ

的地震力の場合は二乗和平

的地震力の場合は，二乗和Ｂ

屋外

水平方向及び鉛直方向が動（注３）（注４）

−

1.8Ｃｉ

Ｃ

に作用するものとする。

基準地震動ＳＳ

静的震度
1.0Ｃｉ

静的地震力とする。
動的地震力とする。
静的地震力とする。

−（注１）水平及び鉛直方向の地震動に対して共振のおそれのある施設に適用する。
（注２）水平における動的と静的の大きい方の地震力と，鉛直における動的と静的の大きい方の地震力とを，絶対値和法で組み合わせてもよいものとする。
（注３）絶対値和法で組み合わせてもよいものとする。
（注４）水平における動的と静的の大きい方の地震力と，鉛直における動的地
震力とを，絶対値和法で組み合わせても良いものとする。

４条−別添１−5

111

112

別添−２

東海第二発電所

動的機能維持の評価（耐震）

４条−別添２−1113動的機能維持の評価

動的機能維持に関する評価は，以下に示す機能確認済加速度等との比較により実施する。
動的機能維持評価の手順を第 2-1 図に示す。

1.

機能確認済加速度との比較
基準地震動Ｓ Ｓ による評価対象機器の応答加速度を求め，その加速度が機能確認済加速度以下であることを確認する。なお，機能確認済加速度とは，
立形ポンプ，横型ポンプ及びポンプ駆動用タービン等，機種毎に試験あるいは解析により動的機能維持が確認された加速度である。
制御棒の地震時挿入性の評価については，炉心を模擬した実物大の部分モデルによる加振時制御棒挿入試験結果から挿入機能に支障を与えない最大燃料集合体変位を求め，地震応答解析結果から求めた燃料集合体変位がその最大燃料集合体変位を下回ることを確認する。

2.

詳細評価
機能維持確認済加速度の設定されていない機器，基準地震動Ｓ Ｓ による応
答加速度おが機能確認済加速度を上回る機器については，「原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ4601−1991 追補版」等を参考に，動的機能維持を確認する上で評価が必要となる項目を抽出し，対象部位ごとの構造強度評価
又は動的機能維持評価を行い，発生値が評価基準値を満足していることを確認する。

４条−別添２−2114

応答加速度の算定
固有値解析

設置床の床応答
スペクトル

Yes

No

剛構造か

地震応答解析により応答加速度を算定

床面の最大応答加速度

機能確認済加速度との比較ができ
ない場合
機能確認済

詳細評価

加速度との比較※１
詳細評価項目Noの抽出

応答加速度が機能確認済加速度
以下か
Yes

詳細評価項目の健全性評価No

評価値が許容値
以下か
Yes

詳細検討※２・対策

評価終了

※１

制御棒の地震時挿入性の評価については，炉心を模擬した実物大の部分モデルによる加振時制
御棒挿入試験結果から挿入機能に支障を与えない最大燃料集合体変位を求め，地震応答解析から求めた燃料集合体変位がその最大燃料集合体変位を下回ることを確認する。
※２
解析，試験等による検討。

第 2−1 図 動的機能維持の評価手順
４条−別添２−3

115

116

別添−３

東海第二発電所

弾性設計用地震動Ｓｄ・静的地震力
による評価
（耐震）

４条−別添３−1117弾性設計用地震動Ｓ ｄ ・静的地震力による評価

1.

建物・構築物
弾性設計用地震動Ｓ ｄ ・静的地震力による評価は，建物・構築物が，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対して評価結果が，概ね弾性状態であること及び地震時の最大接地圧が，基礎地盤の短期許容応力度に対して安全余裕を有することを確認する。
また，建物・構築物の保有水平耐力が必要保有水平耐力に対して安全余裕を有していることを確認する。

2.

機器・配管

(1)

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価
評価対象設備が弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対しておおむね弾性状態にあることを確認するために，以下の手順にて評価を実施する。評価手順を第 3−1
図に示す。
① 基準地震動Ｓ Ｓ による発生値と許容限界（Ⅲ AS）の比較
評価対象設備の基準地震動Ｓ Ｓ による発生値が弾性設計用の許容限界（許容応力状態Ⅲ AS）以下であることを確認する。
弾性設計用地震動Ｓ ｄ は基準地震動Ｓ Ｓ の係数倍にて定義していることから，設備の基準地震動Ｓ Ｓ による発生値が，許容限界（許容応力状
態Ⅲ AS）以下であれば，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による発生値についても，許容限界（許容応力状態Ⅲ AS）以下となる。
ただし，基準地震動Ｓ Ｓ 評価では考慮しない事故時荷重（LOCA 時荷重など）を考慮する必要がある評価ケースは，弾性設計用地震動Ｓ ｄ と組
み合わせるべき事故時荷重を考慮した評価を行い，発生値に考慮する。
４条−別添３−2118

② 弾性設計用地震動Ｓ ｄ による発生値と許容限界（Ⅲ AS）の比較①項にて，評価対象設備の基準地震動Ｓ Ｓ による発生値が，許容限界（許容応力状態Ⅲ A S）を上回った設備については，弾性設計用地震動Ｓｄによる発生値を詳細評価により算定し，その算定した発生値が許容限界（許容応力状態Ⅲ AS）以下であることを確認する。

ａ．弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価において，１次＋２次応力評価の省
略について
弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価において，１次＋２次応力評価を省略する理由について以下に示す。
１次＋２次応力評価については，JEAG4601 に規定されている許容応
力状態Ⅳ AS とⅢ A S の許容値は同一となる。許容値が同じであれば，弾性設計用地震動Ｓ ｄ より大きな地震動である基準地震動Ｓ Ｓ で評価した結果の方が厳しいことは明らかであることから，基準地震動Ｓ Ｓ の評価を実施することで，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による評価は省略した。
ただし，支持構造物（ボルト以外）のうち，「支圧」に対しては，許容応力状態Ⅳ AS とⅢ A S で許容値が異なるケースが存在するため，個別確認を実施する。

４条−別添３−3119基準地震動Ｓ Ｓ による一次応力評価結果と弾性設計用地震動Ｓ ｄ の許容限界との比較

発生値が許容限界（Ⅲ AS）以下か

Yes

No

弾性設計用地震動Ｓ ｄ による発生値の算定発生値が許容限界（Ⅲ AS）以下か

No

Yes

評価終了

第 3−1 図(2)

詳細検討・対策

機器・配管の弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対する評価手順

静的地震力による評価
既設の設備については，旧建築基準法に基づく静的震度(Ｃ ０ )により耐震設計を行っており，設備が「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成 25 年 6 月 28 日原子力規制委員会規則第 6 号）」
等に規定される静的震度(Ｃ ｉ )においても影響のないことを確認する。

４条−別添３−4120

静的震度（Ｃ ｉ ）に対する評価は，以下の関係を踏まえ，明らかに許容限界を満足する設備を，以下の①〜⑤の手順により，既往評価結果に基づき許容限界を満足するとして詳細設計対象から除外し，詳細評価対
象設備を絞り込み，⑥にて詳細評価を実施する。なお，耐震裕度を算出する際の応答加速度は，1.2 倍した値を用いる。評価手順を第 3−2 図に示す。

○耐震評価における関係性
・3.6Ｃ ｉ ，3.6Ｃ ０ に対する許容限界＝設計用地震，Ｓ ｄ に対する許容限界
・建設時の 3.6Ｃ Ｈ による発生値≦許容限界を確認済み
・今回工認でのＳ ｄ による発生値≦許容限界を確認済み○評価手順① 建設工認時の静的震度Ｃ ０ と静的震度Ｃ ｉ を比較し，Ｃ ０ ≧Ｃ ｉ となる設備は除外。
② 基準地震動Ｓ Ｓ による動的地震力と静的震度 3.6Ｃ ｉ による静的地震力を比較し ＊ ，Ｓ Ｓ ≧3.6Ｃ ｉ となる設備は除外。
ただし，弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対する評価において，基準地震動Ｓ Ｓ による発生値を用いている場合のみ適用可能。
③ 弾性設計用地震動Ｓ ｄ による動的地震力と静的震度 3.6Ｃ ｉ による静的地震力を比較し ＊ ，Ｓ ｄ ≧3.6Ｃ ｉ となる設備を除外④ 弾性設計用地震動Ｓ ｄ に対する評価結果に基づく耐震裕度(Ⅲ AS 許容限界値／発生値)（以下「Ｓ ｄ 裕度」という。）と必要裕度（3.6Ｃ ｉ ／Ｓ ｄ 比）を比較し，Ｓ ｄ 裕度≧必要となる設備は除外⑤ 既工認における 3.6Ｃ ０ 及び設計用地震に対する評価結果に基づく耐震裕４条−別添３−5121

度（Ⅲ AS 許容限界値／発生値）（以下「既工認における裕度」という。）と
Ｃ ｉ ／Ｃ Ｈ 比を比較し，既工認おける裕度≧Ｃ ｉ ／Ｃ Ｈ 比となる設備は除外⑥ 3.6Ｃ ｉ に対する詳細検討を実施＊

水平と鉛直方向の組合せについては，Ｓ Ｓ ，Ｓ ｄ はＳＲＳＳ法による組み合わせ，水平方向静的震度 3.6Ｃ ｉ は鉛直方向静的震度 0.288 と絶対値和による組合せを行っている。

【⑤の補足】
3.6Ｃ ｉ (3.6Ｃ ０ )に対する裕度＝ Ⅲ AS 許容限界値／3.6Ｃ ｉ (3.6Ｃ ０ )による発生値であり，発生値は静的震度に比例することから，次式のような関係となる。
3.6Ｃ ｉ に対する裕度＝ 3.6Ｃ ０ に対する裕度÷(Ｃ ｉ /Ｃ ０ )また，既工認における裕度は，3.6Ｃ Ｈ 及び設計用地震に対する裕度の小さい方であることから，静的震度比Ｃ ｉ /Ｃ ０ で除したものは，次式のような関係となる。
3.6Ｃ ｉ に対する裕度≧ 既工認における裕度÷(Ｃ ｉ /Ｃ ０ )よって，既工認における裕度≧Ｃ ｉ /Ｃ ０ であれば，3.6Ｃ ｉ に対する裕度は１以上となる。

４条−別添３−6122静的地震力Ｃｉの設定①Ｃ０≧ＣｉYes

No②Ss(SRSS)≧3.6Ci(絶対値和)＊１＊４

Yes

No

③Sd(SRSS)≧3.6Ci(絶対値和)＊４

Yes

No

④Sd 裕度≧必要裕度＊２＊３

Yes

No

⑤既工認における裕度≧Ci/C0

Yes

No

⑥詳細評価
＊１
＊２
＊３
＊４

影響なし

Ｓｄ評価において，ＳＳにおける発生値を用いている場合
必要裕度は 3.6ＣＩ(絶対和)／Ｓｄ(SRSS)の比Ｓｄを用いた動的解析による裕度により判定
水平・鉛直方向の組合せについては，ＳＳ，ＳｄはＳＲＳＳ法による組合せ，
水平方向静的震度 3.6Ci は鉛直方向静的震度(0.288)と絶対値和による組合せを行っている。

第 3−2 図 静的震度に対する評価手順
４条−別添３−71233.

屋外重要土木構造物
従前より屋外重要土木構造物として取り扱われている構造物については，
既工認において，土木構造物として求められているＣクラス相当の静的地震
力よりも大きなＳクラス相当の静的地震力に対して，許容応力度法による耐震評価を実施している。
したがって，今回工認においては，現在の基準により設定される荷重条件
や，許容限界等の諸条件が，既工認における諸条件と同等であることを確認することで，静的地震力に対する耐震評価が今回工認にて満足されることを確認する。

４条−別添３−8

124

別添−４

東海第二発電所

上位クラス施設の安全機能への下位クラス
施設の波及的影響の検討について（耐震）

４条−別添４−1

125

1.

概要
本資料は，設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の設計を行うに際して，波及的影響を考慮した設計の基本的な考え方を説明するものである。
本資料の適用範囲は，設計基準対象施設及び重大事故等対処施設である。

2.

基本方針
設計基準対象施設のうち耐震重要度分類のＳクラスに属する施設（以下「Ｓクラス施設」という。），重大事故等対処施設のうち常設耐震重要重大事
故防止設備及び常設重大事故緩和設備並びにこれらが設置される常設重大事故等対処施設（以下「ＳＡ施設」という。）は，下位クラス施設の波及的影響によって，それぞれその安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないように設計する。

3.

波及的影響を考慮した施設の設計方針

3.1

設置許可基準規則に例示された事項に基づく事例の検討
Ｓクラス施設の設計においては，「設置許可基準規則の解釈別記 2」（以下「別記 2」という。）に記載の以下の 4 つの観点で実施する。
ＳＡ施設の設計においては，別記 2 における「耐震重要施設」を「ＳＡ施設」に，「安全機能」を「重大事故等に対処するために必要な機能」に読み替て適用する。
① 設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する相対変位又は不等沈下
による影響② 耐震重要施設と下位のクラスの施設との接続部における相互影響③ 建屋内における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
４条−別添４−2126

④ 建屋外における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
3.2 地震被害事例に基づく事象の検討
上記の別記 2 に例示された事項の他に考慮すべき事項が抜け落ちているものがないかを確認する観点で，原子力施設情報公開ライブラリー（ＮＵＣＩＡ）に登録された以下の地震を対象に被害情報を確認する。
（対象とした情報）
・宮城県沖地震（女川原子力発電所：平成１７年８月）
・能登半島地震（志賀原子力発電所：平成１９年３月）
・新潟県中越沖地震（柏崎刈羽原子力発電所：平成１９年７月）
・駿河湾地震（浜岡原子力発電所：平成２１年８月）
・東北地方太平洋沖地震（女川原子力発電所，東海第二発電所※：平成２３年３月）※ＮＵＣＩＡ最終報告となっているものを対象とした。
その結果，これらの地震の被害要因のうち，3.1 の検討事象に整理できないものとして，津波や警報発信等の設備損傷以外の要因が挙げられた。
津波については，別途「津波による損傷の防止」への適合性評価を実施する。津波の影響評価では，基準地震動Ｓ Ｓ に伴う津波を超える高さの津波を基準津波として設定して，施設の安全機能への影響評価を実施することから，
基準地震動Ｓ Ｓ に伴う津波による影響については，これらの適合性評価に包絡されるため，ここでは検討の対象外とする。
また，警報発信等については，設備損傷以外の要因による不適合事象であることから，波及的影響の観点で考慮すべき事象に当たらないと判断した。
以上のことから，原子力発電所の地震被害情報から確認された損傷要因を踏まえても，3.1 で整理した波及的影響の具体的な検討事象に追加考慮すべ
４条−別添４−3127

き事項がないことを確認した。
以上の①〜④の具体的な設計方法を以下に示す。
3.3

不等沈下又は相対変位の観点による設計
建屋外に設置する設計基準対象施設及び重大事故等対処施設を対象に，別記 2①「設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する相対変位又は不等沈下による影響」の観点で，上位クラス施設の安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう下位クラス施設を設計する。
(1)

地盤の不等沈下による影響
下位クラス施設が設置される地盤の不等沈下により，上位クラス施設の安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能が損なわないよう，
以下のとおり設計する。
離隔による防護を講じて設計する場合には，下位クラス施設の不等沈下を想定しても上位クラス施設に衝突しない程度に十分な距離をとって配置するか，下位クラス施設と上位クラス施設の間に波及的影響を防止するために，衝突に対する強度を有する障壁を設置する。下位クラス施設を上位クラス施設への波及的影響を及ぼす可能性がある位置に設置する場合には，下位クラス施設を上位クラス施設と同等の支持性能を持つ地盤に，同等の基礎を設けて設置する。支持性能が十分でない地盤に下位クラス施設を設置する場合は，基礎の補強や周辺の地盤改良を行った上で，同等の支持性能を確保する。
上記の方針で設計しない場合は，下位クラス施設が設置される地盤の不等沈下を想定し，上位クラス施設の有する機能を保持するよう設計する。
以上の設計方針のうち，不等沈下を想定し，上位クラス施設の有する機能を保持するよう設計する下位クラス施設を「4.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設」に，その設計方針を「5.波及的影響の設計対象とす
４条−別添４−4128

る下位クラス施設の耐震設計方針」に示す。
(2)

建屋間の相対変位による影響
下位クラス施設と上位クラス施設との相対変位により，上位クラス施設の安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう，以下の通り設計する。
離隔による防護を講じて設計する場合には，下位クラス施設と上位クラス施設との相対変位を想定しても，下位クラス施設が上位クラス施設に衝突しない程度に十分な距離をとって配置するか，下位クラス施設と上位クラス施設との間に波及的影響を防止するために，衝突に対する強度を有する障壁を設置する。下位クラス施設と上位クラス施設の相対変位により，下位クラス施設が上位クラス施設に衝突する位置にある場合には，衝突部分の接触状況の確認，建屋全体評価又は局部評価を実施し，衝突に伴い，上位クラス施設について，それぞれその安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのないよう設計する。
以上の設計方針のうち，建屋全体評価又は局部評価を実施して設計する
下位クラス施設を「4.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設」に，その設計方針を「5.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の耐震設計方針」に示す。

3.4

接続部の観点による設計
建屋内外に設置する設計基準対象施設及び重大事故等対処施設を対象に，別記 2②「上位クラス施設と下位のクラスの施設との接続部における相互影
響」の観点で，上位クラス施設の安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう下位クラス施設を設計する。
上位クラス施設と下位クラス施設との接続部には，原則，上位クラスの隔離弁等を設置することにより分離し，事故時等に隔離されるよう設計する。
４条−別添４−5129

隔離されない接続部以降の下位クラス施設については，下位クラス施設が上位クラス施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，内部流体の内包機能，機器の動的機能，構造強度等を確保するよう設計する。又は，これらが維持されなくなる可能性がある場合は，下位クラス施設の損傷と隔離によるプロセス変化により，上位クラス施設の内部流体の温度，圧力に影響を与えても，系統としての機能が設計の想定範囲内に維持されるよう設計する。
以上の設計方針のうち，内部流体の内包機能，機器の動的機能，構造強度を確保するよう設計する下位クラス施設を「4.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設」に，その設計方針を「5.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の耐震設計方針」に示す。
3.5

損傷，転倒及び落下等の観点による建屋内施設の設計
建屋内に設置する設計基準対象施設及び重大事故等対処施設を対象に，別記 2③「建屋内における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響」の観点で，上位クラス施設の安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう下位クラス施設を設計する。
離隔による防護を講じて設計する場合には，下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等を想定しても上位クラス施設に衝突しない程度に十分な距離をとって配置するか，下位クラス施設と上位クラス施設の間に波及的影響を防止するために衝突に対する強度を有する障壁を設置する。下位クラス施設を上位クラス施設への波及的影響を及ぼす可能性がある位置に設置する場合には，下位クラス施設が上位クラス施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，下位クラス施設が損傷，転倒及び落下等に至らないよう構造強度設計を行う。
上記の方針で設計しない場合は，下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等
４条−別添４−6130を想定し，上位クラス施設の有する機能を保持するよう設計する。
以上の設計方針のうち，構造強度設計を行う，又は下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等を想定し，上位クラス施設の有する機能を保持するよう設計する下位クラス施設を「4.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設」に，その設計方針を「5.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の耐震設計方針」に示す。
3.6

損傷，転倒及び落下等の観点による建屋外施設の設計
建屋外に設置する設計基準対象施設及び重大事故等対処施設を対象に，別記 2④「建屋外における下位のクラスの施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響」の観点で，上位クラス施設の安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう下位クラス施設を設計する。
離隔による防護を講じて設計する場合には，下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等を想定しても上位クラス施設に衝突しない程度に十分な距離をとって配置するか，下位クラス施設と上位クラス施設の間に波及的影響を防止するために衝突に対する強度を有する障壁を設置する。下位クラス施設を上位クラス施設への波及的影響を及ぼす可能性がある位置に設置する場合には，下位クラス施設が上位クラス施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，下位クラス施設が損傷，転倒及び落下等に至らないよう構造強度設計を行う。
上記の方針で設計しない場合は，下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等を想定し，上位クラス施設の有する機能を保持するよう設計する。
以上の設計方針のうち，構造強度設計を行う，又は下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等を想定し，上位クラス施設の有する機能を保持するよう設計する下位クラス施設を「4.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設」に，４条−別添４−7131

その設計方針を「5.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の耐震設計方針」に示す。

4.

波及的影響の設計対象とする下位クラス施設「3.波及的影響を考慮した施設の設計方針」に基づき，構造強度等を確保するよう設計するものとして選定した下位クラス施設を以下に示す。
4.1

不等沈下又は相対変位の観点(1)

地盤の不等沈下による影響
ａ．連絡通路下位クラス施設である連絡通路は，上位クラス施設である原子炉建屋に隣接しており，埋戻し土により支持されていることから，不等沈下による衝突影響の観点で波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ここで選定した波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の不等沈下により，波及的影響を受けるおそれのある上位クラス施設を第 4−1 表に示す。
第 4−1 表 波及的影響の設計対象とする下位クラス施設（不等沈下）
波及的影響を受けるおそれのある波及的影響の設計対象とする下上位クラス施設

位クラス施設

原子炉建屋

連絡通路

（注）詳細設計の段階で変更の可能性有り。

(2)建屋間の相対変位による影響
ａ．タービン建屋，サービス建屋，ベーラ建屋，大物搬入口及び連絡通路
下位クラス施設であるタービン建屋，サービス建屋，ベーラ建屋，大４条−別添４−8132

物搬入口及び連絡通路は，上位クラス施設である原子炉建屋に隣接していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う相対変位により衝突して，原子炉建屋に対して波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ここで選定した波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の相対変位により，波及的影響を受けるおそれのある上位クラス施設を第 4−2 表に示す。
第 4−2 表 波及的影響の設計対象とする下位クラス施設（相対変位）
波及的影響を受けるおそれのある波及的影響の設計対象とする下上位クラス施設

位クラス施設

原子炉建屋

タービン建屋
サービス建屋
ベーラ建屋
大物搬入口
連絡通路

（注）詳細設計の段階で変更の可能性有り。

4.2

接続部の観点ａ．ウォーターレグシールライン（残留熱除去系）
上位クラス施設である残留熱除去系配管に系統上接続されている下位クラス施設のウォーターレグシールラインは，下位クラス施設のウォーターレグシールラインの損傷により，上位クラス施設の残留熱除去系
配管のバウンダリ機能の喪失の可能性が否定できない。このため，上位クラス施設の残留熱除去系配管と系統上接続されている下位クラス施設のウォーターレグシールラインを波及的影響の設計対象とした。

４条−別添４−9133

ｂ．ウォーターレグシールライン（高圧炉心スプレイ系）
上位クラス施設である高圧炉心スプレイ系配管に系統上接続されている下位クラス施設のウォーターレグシールラインは，下位クラス施設のウォーターレグシールラインの損傷により，上位クラス施設の高圧炉
心スプレイ系配管のバウンダリ機能の喪失の可能性が否定できない。このため，上位クラス施設の高圧炉心スプレイ系配管と系統上接続されている下位クラス施設のウォーターレグシールラインを波及的影響の設計対象とした。
ｃ．ウォーターレグシールライン（低圧炉心スプレイ系）
上位クラス施設である低圧炉心スプレイ系配管に系統上接続されている下位クラス施設のウォーターレグシールラインは，下位クラス施設のウォーターレグシールラインの損傷により，上位クラス施設の低圧炉
心スプレイ系配管のバウンダリ機能の喪失の可能性が否定できない。このため，上位クラス施設の低圧炉心スプレイ系配管と系統上接続されている下位クラス施設のウォーターレグシールラインを波及的影響の設計対象とした。
ここで選定した波及的影響の設計対象とする下位クラス施設との接続部の観点により，波及的影響を受けるおそれのある上位クラス施設を第 4−3 表に示す。

４条−別添４−10134

第 4−3 表 波及的影響の設計対象とする下位クラス施設（接続部）
波及的影響を受けるおそれのある波及的影響の設計対象とする下上位クラス施設

位クラス施設残留熱除去系配管

ウォーターレグシールライン

高圧炉心スプレイ系配管

ウォーターレグシールライン

低圧炉心スプレイ系配管

ウォーターレグシールライン（注）詳細設計の段階で変更の可能性有り。

4.3

建屋内施設の損傷，転倒及び落下等の観点(1)

施設の損傷，転倒及び落下等による影響
ａ．原子炉遮蔽壁
下位クラス施設である原子炉遮蔽壁は，上位クラス施設である原子炉
圧力容器に隣接していることから，上位クラス施設の設計に適用する地
震動又は地震力に伴う転倒により，原子炉圧力容器に衝突し波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｂ．原子炉建屋クレーン
下位クラス施設である原子炉建屋クレーンは，上位クラス施設である
使用済燃料プール，使用済燃料貯蔵ラック等の上部に設置していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う転倒または落下により，使用済燃料プール，使用済燃料貯蔵ラック等に衝突し波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｃ．燃料取替機
下位クラス施設である燃料取替機は，上位クラス施設である使用済燃料プール及び使用済燃料貯蔵ラックの上部に設置していることから，上４条−別添４−11135

位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う転倒または落下により，使用済燃料プール及び使用済燃料貯蔵ラックに衝突し波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｄ．制御棒貯蔵ラック及び制御棒貯蔵ハンガ
下位クラス施設である制御棒貯蔵ランク及び制御棒貯蔵ハンガは，上位クラス施設である使用済燃料プール及び使用済燃料貯蔵ラックの上部又は隣接して設置していることから，上位クラス施設の設計に適用す
る地震動又は地震力に伴う転倒または落下により，使用済燃料プール及び使用済燃料貯蔵ラックに衝突し波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｅ．使用済燃料乾式貯蔵建屋クレーン
下位クラス施設である使用済燃料乾式貯蔵建屋クレーンは，上位クラス施設である使用済燃料乾式貯蔵容器の上部に設置していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う転倒または落下により，使用済燃料乾式貯蔵容器に衝突し波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｆ．原子炉ウェル遮蔽ブロック
下位クラス施設である原子炉ウェル遮蔽ブロックは，上位クラス施設
である原子炉格納容器の上部に設置していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う落下により，格納容器に衝突し波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｇ．中央制御室用天井照明
下位クラス施設ある中央制御室用天井照明は，上位クラス施設である
４条−別添４−12136緊急時炉心冷却系操作盤，原子炉補機操作盤等の上部に設置していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う落下により，緊急時炉心冷却系操作盤，原子炉補機操作盤等に衝突し波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ここで選定した波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等により波及的影響を受けるおそれのある上位クラス施設を
第 4−4 表に示す。
第 4−4 表 波及的影響の設計対象とする下位クラス施設（損傷，転倒及び落下等）
波及的影響を受けるおそれのある波及的影響の設計対象とする下上位クラス施設

位クラス施設原子炉圧力容器

原子炉遮蔽壁

使用済燃料プール

原子炉建屋クレーン

使用済燃料ラック
原子炉建屋換気系放射線モニタ
使用済燃料プール

燃料取替機

使用済燃料ラック
原子炉建屋換気系放射線モニタ
使用済燃料プール

制御棒貯蔵ラック

使用済燃料ラック

制御棒貯蔵ハンガ

使用済燃料乾式貯蔵容器

使用済燃料乾式貯蔵建屋クレーン

格納容器

原子炉ウエル遮蔽ブロック

緊急時炉心冷却系操作盤
原子炉補機操作盤

中央制御室用天井照明

原子炉制御操作盤
所内電源操作盤（注）詳細設計の段階で変更の可能性有り。

４条−別添４−131374.4 建屋外施設の損傷，転倒及び落下等の観点(1)

施設の損傷，転倒及び落下等による影響
ａ．海水ポンプ室防護壁及び循環水ポンプクレーン
下位クラス施設である海水ポンプ室防護壁は，上位クラス施設である
残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ等の上部に設置
していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う落下により，残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ等に衝突し，波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｂ．固定バースクリーン，回転レイキ付バースクリーン及びトラベリング
スクリーン
下位クラス施設である固定バースクリーン，回転レイキ付バースクリーン及びトラベリングスクリーンは，上位クラス施設である残留熱除去
系海水ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ等の水路上流側に設置していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う損傷により，残留熱除去系海水ポンプ，非常用ディーゼル発
電機用海水ポンプ等に衝突し，波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ｃ．タービン建屋，サービス建屋，ベーラ建屋，サンプルタンク室，ヘパ
フィルター室，連絡通路及び大物搬入口
下位クラス施設であるタービン建屋，サービス建屋，ベーラ建屋，サンプルタンク室，ヘパフィルター室，連絡通路及び大物搬入口は，上位クラス施設である原子炉建屋に隣接していることから，上位クラス施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う転倒により，原子炉建屋に衝突し，波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響
４条−別添４−14138

の設計対象とした。
ｄ．廃棄物処理建屋
下位クラス施設である廃棄物処理建屋は，上位クラス施設である原子炉建屋，非常用ガス処理系配管等に隣接していることから，上位クラス
施設の設計に適用する地震動又は地震力に伴う転倒により，原子炉建屋，非常用ガス処理系配管等に衝突し，波及的影響を及ぼすおそれが否定できない。このため波及的影響の設計対象とした。
ここで選定した波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等により波及的影響を受けるおそれのある上位クラス施設を
第 4−5 表に示す。

４条−別添４−15

139

第 4−5 表

波及的影響の設計対象とする下位クラス施設（損傷，転倒及び落下等）

波及的影響を受けるおそれのある波及的影響の設計対象とする下上位クラス施設

位クラス施設海水ポンプ室防護壁

残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ストレーナ
残留熱除去系海水配管
非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
非常用ディーゼル発電機用海水ストレーナ
非常用ディーゼル発電機用海水配管
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機用海水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機用海水ストレーナ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機用海水配管

等

固定バースクリーン残留熱除去系海水ポンプ

回転レイキ付バースクリーン
トラベリングスクリーン

非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機用海水ポンプ

タービン建屋

原子炉建屋

サービス建屋
ベーラ建屋
サンプルタンク室
ヘパフィルター室
連絡通路
大物搬入口
廃棄物処理建屋

原子炉建屋
非常用ガス処理系配管
非常用ガス処理系配管支持構造
物（排気筒，支持架構）（注）詳細設計の段階で変更の可能性有り。

４条−別添４−16

140

5.

波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の耐震設計方針「4.波及的影響の設計対象とする下位クラス施設」で選定した施設の耐震設計方針を以下に示す。
5.1

耐震評価部位
波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の評価対象部位は，それぞれの損傷モードに応じて選定する。すなわち，評価対象下位クラス施設の不等
沈下，相対変位，接続部における相互影響，損傷，転倒及び落下等を防止す
るよう，主要構造部材，支持部及び固定部等を対象とする。
5.2 地震応答解析
波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の耐震設計において実施する地震応答解析については，既工認で実績があり，かつ最新の知見に照らしても妥当な手法及び条件を基本として行う。
5.3

設計用地震動又は地震力
波及的影響の設計対象とする下位クラス施設においては，上位クラス施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用する。
5.4 荷重の種類及び荷重の組合せ
波及的影響の防止を目的とした設計において用いる荷重の種類及び荷重の組合せについては，波及的影響を受けるおそれのある上位クラス施設と同じ運転状態において下位クラス施設に発生する荷重を組み合わせる。
荷重の設定においては，実運用・実事象上定まる範囲を考慮して設定する。
5.5 許容限界
波及的影響の設計対象とする下位クラス施設の評価に用いる許容限界設
定の考え方を，以下建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物にわけて示す。
5.5.1 建物・構築物
４条−別添４−17141

建物・構築物について，下位クラス施設の上位クラス施設に対する衝突を防止する場合の許容限界は，下位クラス施設と上位クラス施設との離隔距離を確保することを基本とする。
また，施設の構造を保つことで，下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等を防止する場合は，部材に発生する応力に対して終局耐力を基本として許容限界を設定する。
5.5.2 機器・配管系
機器・配管系について，施設の構造を保つことで，下位クラス施設の接続部における相互影響及び損傷，転倒及び落下等を防止する場合は，許容限界として，評価部位に塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレ
ベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有していることに相当する許容限界を設定する。機器の動的機能維持を確保することで，下位クラス施設の接続部における相互影響を防止する場合は，許容限界として動的機能確認
済加速度を設定する。
5.5.3 土木構造物
土木構造物について，施設の構造を保つことで，下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等を防止する場合は，構造部材の終局耐力や基礎地盤の極限支
持力度に対し妥当な安全余裕を考慮することを基本として許容限界を設定する。
また，構造物の安定性や変形により上位クラス施設の機能に影響がないよう設計する場合は，構造物のすべりや変形量に対し妥当な安全余裕を考慮す
ることを基本として許容限界を設定する。

6.

工事段階における下位クラス施設の調査・検討
工事段階においても，設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の設計段
４条−別添４−18142階の際に検討した配置・補強等が設計どおりに施されていることを，敷地全体を俯瞰した調査・検討を行うことで確認する。また，仮置資材等，現場の配置状況等の確認を必要とする下位クラス施設についても合わせて確認する。
工事段階における検討は，別記 2 の 4 つの観点のうち，③及び④の観点，
すなわち下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等による影響について，プラントウォークダウンにより実施する。
確認事項としては，設計段階において検討した離隔による防護の観点で行う。すなわち，施設の損傷，転倒及び落下等を想定した場合に上位クラス施設に衝突するおそれのある範囲内に下位クラス施設がないこと，又は間に衝撃に耐えうる障壁，緩衝物等が設置されていること，仮置資材等については固縛など，転倒及び落下を防止する措置が適切に講じられていることを確認する。
ただし，仮置資材等の下位クラス施設自体が，明らかに影響を及ぼさない
程度の大きさ，重量等の場合は対象としない。
以上を踏まえて，損傷，転倒及び落下等により，上位クラス施設に波及的影響を及ぼす可能性がある下位クラス施設が抽出されれば，必要に応じて，
上記の確認事項と同じ観点で対策・検討したり，固縛等の転倒・落下防止措置等を講じたりすることで対策・検討を行う。すなわち，下位クラス施設の配置を変更したり，間に緩衝物等を設置したり，固縛等の転倒・落下防止措置等を講じたりすることで対策・検討を行う。
また，工事段階における確認の後も，波及的影響を防止するように現場を保持するため，保安規定に機器設置時の配慮事項等を定めて管理する。

４条−別添４−19

143

144

別添−５

東海第二発電所

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針（耐震）４条−別添５−1145水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針

1.

概要
本資料は，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価の方
針について説明するものである。

2.

基本方針
施設の耐震設計では，施設の構造から地震力の方向に対して弱軸及び強軸を明確にし，地震力に対して配慮した構造としている。
今回，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる耐震設計に係る技術基準が制定されたことから，従来の設計手法における水平１方向及び鉛直方
向地震力を組み合わせた耐震計算に対して，施設の構造特性から水平２方向
及び鉛直方向地震力の組合せによる影響の可能性があるものを抽出し，施設が有する耐震性に及ぼす影響を評価する。
評価対象は「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（平成25年6月28日原子力規制委員会規則第6号）」の第5条及び第50条に規定されている耐震重要施設及びその間接支持構造物，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設，並びにこれらの施設への波及的影響防止のために耐震評価を実施する施設とする。
耐震Ｂクラスの施設については，共振のおそれのあるものを評価対象とする。
評価に当たっては，施設の構造特性から水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響を受ける部位を抽出し，その部位について水平２方向及び鉛直方向の荷重や応力を算出し，施設が有する耐震性への影響を確認する。
施設が有する耐震性への影響が確認された場合は，詳細な手法を用いた検討等，新たに設計上の対応策を講じる。
４条−別添５−2146

3.

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響評価に用いる地震動
水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響評価には，基準地震動

Ｓ Ｓ を用いる。
ここで，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響評価に用いる
基準地震動Ｓ Ｓ は，複数の基準地震動Ｓ Ｓ における地震動の特性及び包絡関係を，施設の特性による影響も考慮した上で確認し，本影響評価に用いる。

4.

各施設における水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価方針

4.1

建物・構築物4.1.1

水平方向及び鉛直方向地震力の組合せによる従来設計手法の考え方

従来の設計手法では，建物・構築物の地震応答解析において，水平方向及び鉛直方向の地震動を質点系モデルにそれぞれ方向ごとに入力し，解析を行っている。また，原子炉施設における建物・構築物は，全体形状及び平面レ
イアウトから，地震力を主に耐震壁で負担する構造であり，剛性の高い設計としている。
水平方向の地震力に対しては，せん断力について評価することを基本とし，建物・構築物に生じるせん断力は，地震時の力の流れが明解となるように，直交する２方向に釣合いよく配置された鉄筋コンクリート造耐震壁を主な耐震要素として構造計画を行う。地震応答解析は，水平２方向の耐震壁に対して，それぞれ剛性を評価し，各水平方向に対して解析を実施している。したがって，建物・構築物に対し，水平２方向の入力がある場合，各方向から作用するせん断力を負担する部位が異なるため，水平２方向の入力がある場合の評価は，水平１方向にのみ入力がある場合と同等な評価となる。
鉛直方向の地震力に対しては，軸力について評価することを基本としている。建物・構築物に生じる軸力は，鉄筋コンクリート造耐震壁を主な耐震要４条−別添５−3147

素として構造計画を行う。
入力方向ごとの耐震要素について，第 4−1−1 図に示す。

Y 方向応答X 方向入力X 方向応答yx

Y 方向入力（ａ）水平方向Z 方向入力Z 方向軸力
せん断力，軸力を負担する耐震壁（ｂ）鉛直方向第 4−1−1 図

4.1.2

入力方向ごとの耐震要素

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価方針

建物・構築物において，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せを考慮した場合に影響を受ける可能性がある部位の評価を行う。
評価対象は，耐震重要施設及びその間接支持構造物，常設耐震重要重大事
故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設並びにこれらの施設への波及的影響防止のために耐震評価を実施する施設の部位とする。
対象とする部位について，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響が想定される応答特性から水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによ
４条−別添５−4148

る影響を受ける可能性がある部位を抽出する。
応答特性から抽出された水平２方向及び鉛直方向地震力による影響を受ける可能性がある部位は，従来の評価結果の荷重又は応力の算出結果を水平２方向及び鉛直方向に組み合わせ，各部位に発生する荷重や応力を算出し，各部位が有する耐震性への影響を確認する。
各部位が有する耐震性への影響が確認された場合は，詳細な手法を用いた検討等，新たに設計上の対応策を講じる。

4.1.3

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価方法

建物・構築物において，水平１方向及び鉛直方向地震力を組み合わせた従来の設計手法に対して，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響の可能性がある耐震評価上の構成部位について，応答特性から抽出し，影響を評価する。影響評価のフローを第4−1−2図に示す。
(1)

影響評価部位の抽出①

耐震評価上の構成部位の整理
建物・構築物における耐震評価上の構成部位を整理し，該当する耐震評価上の構成部位を網羅的に確認する。
②

応答特性の整理
建物・構築物における耐震評価上の構成部位について，水平２方向及
び鉛直方向地震力の組合せの影響が想定される応答特性を整理する。

③

荷重の組合せによる応答特性が想定される部位の抽出整理した耐震評価上の構成部位について，水平２方向及び鉛直方向地
震力の組合せによる影響が想定される応答特性のうち，荷重の組合せによる応答特性を検討する。水平２方向及び鉛直方向地震力に対し，荷重の組合せによる応答特性により，有する耐震性への影響が想定される部
４条−別添５−5149

位を抽出する。
④

３次元的な応答特性が想定される部位の抽出
荷重の組合せによる応答特性が想定される部位として抽出されなかった部位のうち，３次元的な応答特性が想定される部位を検討する。水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せに対し，３次元的な応答特性により，有する耐震性への影響が想定される部位を抽出する。

⑤

３次元モデルによる精査
３次元的な応答特性が想定される部位として抽出された部位について，
３次元モデルを用いた精査を実施し，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せにより，有する耐震性への影響が想定される部位を抽出する。
また，３次元的な応答特性が想定される部位として抽出されなかった部位についても，局所応答の観点から，３次元モデルによる精査を実施
し，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せにより，有する耐震性への影響が想定される部位を抽出する。
局所応答に対する３次元モデルによる精査は，施設の重要性，建屋規
模及び構造特性を考慮し，原子炉建屋について，地震応答解析を行う。

(2)

影響評価手法⑥

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響評価
水平２方向及び鉛直方向同時入力による評価を行わない部位における

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響評価においては，水平１方向及び鉛直方向地震力の組合せによる局部評価の荷重又は応力の算出結果を用い，水平２方向及び鉛直方向地震力を組み合わせる方法として，米国Regulatory Guide 1.92(注)の「2. Combining Effects
Caused by Three Spatial Components of an Earthquake」を参考として，組合せ係数法(1.0：0.4：0.4)に基づいて地震力を設定する。
４条−別添５−6150評価対象として抽出した耐震評価上の構成部位について，構造部材の発生応力等を適切に組み合わせることで，各部位の設計上の許容値に対する評価を実施し，各部位が有する耐震性への影響を評価する。
⑦

機器・配管系への影響検討
評価対象として抽出された部位が，耐震重要施設，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系の間接支持機能を有する場合には，水平２方向及び鉛
直方向地震力の組合せによる応答値への影響を確認する。
水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる応答値への影響が確認された場合，機器・配管系の影響評価に反映する。
(注) Regulatory Guide (RG) 1.92 “Combining modal responses andSpatial components in seismic response analysis”

４条−別添５−7151

①耐震評価上の構成部位の整理②水平２方向及び鉛直方向地震力の影響が想定される応答特性の整理

YES③荷重の組合せによる応答特性が想定される部位の抽出NO④３次元的な応答特性が想定される部位の抽出⑤３次元モデルによる精査（局所応答を含み，耐震性を有していることへの影響が想定される部位か）NO

YES
評価対象部位間接支持構造物の場合⑥水平２方向及び鉛直
方向地震力の組合せによる影響評価（水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せに対し，耐震性を有していることへの影響があるか）NO

YES⑦機器・配管系への影響検討第 4−1−2 図

従来の設計手法に加えて更なる設計上の配慮が必要な部位

従来の設計手法で水平２方向及
び鉛直方向の地震力は対応可能

水平２方向及び鉛直方向地震力による影響評価のフロー

４条−別添５−8

152

4.2

機器・配管系

4.2.1

水平方向及び鉛直方向地震力の組合せによる従来設計の考え方

機器・配管系における従来の水平方向及び鉛直方向地震力の組合せによる設計手法では，建物・構築物の振動特性を考慮し，変形するモードが支配的となり応答が大きくなる方向（応答軸方向）に基準地震動Ｓ Ｓ を入力して得られる各方向の地震力（床応答）を用いている。
応答軸（強軸・弱軸）が明確となっている設備の耐震評価においては，水平各方向の地震力を包絡し，変形モードが支配的となる応答軸方向に入力するなど，従来評価において保守的な取り扱いを基本としている。
一方，応答軸が明確となっていない設備で３次元的な広がりを持つ設備の耐震評価においては，基本的に３次元のモデル化を行っており，建物・構築
物の応答軸方向の地震力をそれぞれ入力し，この入力により算定される荷重や応力のうち大きい方を用いて評価を実施している。
さらに，応答軸以外の振動モードが生じ難い構造の採用，応答軸以外の振動モードが生じ難いサポート設計の採用といった構造上の配慮など，水平方向の入力に対して配慮した設計としている。

4.2.2

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価方針

機器・配管系において，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せを考慮した場合に，影響を受ける可能性がある設備（部位）の評価を行う。
評価対象は，耐震重要施設，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系並びにこれらの施設への波及的影響防止のために耐震評価を実施する設備とする。
対象とする設備を機種ごとに分類し，それぞれの構造上の特徴により荷重の伝達方向，その荷重を受ける構造部材の配置及び構成等により水平２方向
４条−別添５−9153

の地震力による影響を受ける可能性がある設備（部位）を抽出する。
構造上の特徴により影響の可能性がある設備（部位）は，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる影響の検討を実施する。水平各方向の地震力が１：１で入力された場合の発生値を従来の評価結果の荷重又は算出応力等を水平２方向及び鉛直方向に整理して組み合わせる又は新たな解析等により高度化した手法を用いる等により，水平２方向の地震力による設備（部位）に発生する荷重や応力を算出する。
これらの検討により，水平２方向及び鉛直方向地震力を組み合わせた荷重や応力の結果が従来の発生値と同等である場合は影響のない設備として抽出し，従来の発生値を超えて耐震性への影響が懸念される場合は，設備が有する耐震性への影響を確認する。
設備が有する耐震性への影響が確認された場合は，詳細な手法を用いた検討等，新たに設計上の対応策を講じる。

4.2.3

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価方法

機器・配管系において，水平２方向及び鉛直方向地震力の影響を受ける可能性があり，水平１方向及び鉛直方向地震力の従来評価に加え，更なる設計上の配慮が必要な設備について，構造及び発生値の増分の観点から抽出し，影響を評価する。影響評価は従来設計で用いている質点系モデルによる評価
結果を用いて行うことを基本とする。影響評価のフローを第4−2−1 図に示す。
なお，耐震評価は基本的におおむね弾性範囲でとどまる体系であることに加え，国内と海外の機器の耐震解析は，基本的に線形モデルにて実施している等類似であり，水平２方向及び鉛直方向の位相差は機器の応答にも現れることから，米国Regulatory Guide1.92の「2. Combining Effects Caused by
４条−別添５−10154Three Spatial Components of an Earthquake」を参考として，水平２方向
及び鉛直方向地震力の組合せの影響を検討する際は，地震時に水平２方向及
び鉛直方向それぞれの最大応答が同時に発生する可能性は極めて低いとした考え方であるSquare-Root-of-the-Sum-of-the-Squares 法（以下「最大応答の非同時性を考慮したSRSS法」という。）又は組合せ係数法（1.0：0.4：
0.4）を適用し，各方向からの地震入力による各方向の応答を組み合わせる。

①

評価対象となる設備の整理
耐震重要施設，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系並びにこれらの施設への波及的影響防止のために耐震評価を実施する設備，共振のおそれのある耐震Ｂクラスを評価対象とし，代表的な機種ごとに分類し整理する。（第4−2−1図①）②

構造上の特徴による抽出
機種ごとに構造上の特徴から水平２方向の地震力が重複する観点，もしくは応答軸方向以外の振動モード（ねじれ振動等）が生じる観点にて検討を行い，水平２方向の地震力による影響の可能性がある設備を抽出する。（第4−2−1図②）③

発生値の増分による抽出
水平２方向の地震力による影響の可能性がある設備に対して，水平２方向の地震力が各方向１：１で入力された場合に各部にかかる荷重や応力を求め，従来の水平１方向及び鉛直方向地震力の組合せによる設計に対して，水平２方向及び鉛直方向地震力を考慮した発生値の増分を用いて影響を検討し，耐震性への影響が懸念される設備を抽出する。
また，建物・構築物及び屋外重要土木構造物の検討により，機器・配４条−別添５−11155管系への影響の可能性がある部位が抽出された場合は，機器・配管系への影響を評価し，耐震性への影響が懸念される設備を抽出する。
影響の検討は，機種ごとの分類に対して地震力の寄与度に配慮し耐震
裕度が小さい設備（部位）を対象とする。（第4−2−1図③）④

水平２方向及び鉛直方向地震力の影響評価③の検討において算出された荷重や応力を用いて，設備が有する耐震性への影響を確認する。（第4−2−1図④）

４条−別添５−12156

①評価対象となる設備の整理②構造上，水平２方向及び鉛直方向地震力の影響の可能性が
ある設備

NO

YES
建物・構築物及び屋外
重要土木構造物の検討
による機器・配管系への影響検討結果

水平２方向及び鉛直方
向地震力を考慮した発生荷重等を用いた検討③水平２方向及び鉛直方向地震力を考慮した発生値が従来の発生値と比
べて影響があるかNO

YES④水平２方向及び鉛直方向地震力の影響評価（水平２方向及び鉛直方向地震力に対し，耐震性を有していることへの影響があるか）NO

YES
従来の設計手法に加えて更なる設計上の配慮が必要な設備

第 4−2−1 図

従来の設計手法で水平２方向及び鉛直方向地震力
は対応可能

水平２方向及び鉛直方向地震力を考慮した影響評価フロー

４条−別添５−13

157

4.3

屋外重要土木構造物

4.3.1

水平方向及び鉛直方向地震力の組合せによる従来設計手法の考え方

従来設計手法の考え方について，RC構造物である取水構造物を例に第4−3−1表に示す。
一般的な地上構造物では，躯体の慣性力が主たる荷重であるのに対し，屋外重要土木構築物は，概ね地中に埋設されているため，動土圧や動水圧等の外力が主たる荷重となる。また，屋外重要土木構築物は，比較的単純な構造
部材の配置で構成され，ほぼ同一の断面が奥行き方向に連続する構造的特徴を有することから，３次元的な応答の影響は小さいため，2次元断面での耐震評価を行っている。
屋外重要土木構築物は，主に海水の通水機能や配管等の間接支持機能を維持するため，通水方向や菅軸方向に対して空間を保持できるように構造部材が配置されることから，構造上の特徴として，明確な弱軸，強軸を有する。
強軸方向の地震時挙動は，弱軸方向に対して顕著な影響を及ぼさないことから，従来設計手法では，弱軸方向を評価対象断面として，耐震設計上求められる水平1方向及び鉛直方向の地震力による耐震評価を実施している。
第4−3−1図に示すとおり，従来設計手法では，屋外重要土木構築物の構造上の特徴から，弱軸方向の地震荷重に対して保守的に加振方向に平行な壁部材を見込まず，垂直に配置された構造部材のみで受けもつよう設計している。
ただし，代替淡水貯槽，ＳＡ用海水ピット取水塔及びＳＡ用海水ピットについては，構造上明確な弱軸を有さないことから，直交する２方向に対して，
それぞれ，水平１方向及び鉛直方向の地震力による断面力を求め，それらを組み合わせた設計としている。
また，鋼管構造物である屋外二重管，海水引込み管及び緊急用海水取水管については，管周方向の発生応力に対し管軸方向の発生応力の影響が無視で４条−別添５−14158

きないことから，管周方向の発生応力に加え，管軸方向の発生応力も同時に受け持つよう設計している。
屋外重要土木構造物の耐震評価では，代替淡水貯槽，ＳＡ用海水ピット取
水塔，ＳＡ用海水ピット，屋外二重管，海水引込み管及び緊急用海水取水管を除いては弱軸方向を評価対象断面とし，水平１方向及び鉛直方向の地震力を同時に作用させて評価を行っている。

４条−別添５−15159

表 5−4−1

従来設計における評価対象断面の考え方（取水構造物の例）
横断方向の加振A

縦断方向の加振
B

A

加振方向

取水方向

取水方向

従来設計
A

B

B

A

加振方向

B

の評価対
加振方向に平行な側壁及び隔壁を
耐震設計上見込むことができる

加振方向に平行な壁部材が少ない

象断面のA-A 断面A-A 断面考え方

B-B 断面

HP+4.20

HP+4.20HP-5.15HP-6.15HP-5.15HP-6.15

HP+4.20

B-B 断面

HP+4.20

HP+1.69

HP+1.69

HP-6.96HP-6.96（注）当該図は，平面図を示す

第 4−3−1 図

従来設計手法の考え方

４条−別添５−16160

4.3.2

水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価方針

屋外重要土木構造物において，水平２方向及び鉛直方向地震力を考慮した場合に影響を受ける可能性がある構造物の評価を行う。
評価対象は，屋外重要土木構造物である，取水構造物及び屋外二重管並びに波及影響防止のために耐震評価する土木構造物とする。また，常設耐震重
要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処
施設の間接支持構造物のうち常設代替高圧電源装置置場，常設代替高圧電源
装置用カルバート，代替淡水貯槽，常設低圧代替注水系ポンプ室，常設低圧
代替注水系配管カルバート，緊急用海水ポンプピット，格納容器圧力逃がし
装置用配管カルバート，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク基礎及び可搬型設備用軽油タンク基礎並びに重大事故時における海水の通水構造物のうちＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取水管も本評価では屋外重要土木構造物として扱うこととし，評価対象に含める。
屋外重要土木構造物を構造形式ごとに分類し，構造形式ごとに作用すると考えられる荷重を整理し，荷重が作用する構造部材の配置等から水平２方向
及び鉛直方向地震力による影響を受ける可能性のある構造物を抽出する。
抽出された構造物については，従来設計手法での評価対象断面（弱軸方向）の地震応答解析に基づく構造部材の照査において，評価対象断面（弱軸方向）に直交する断面（強軸方向）の地震応答解析に基づく構造部材の発生応力等を適切に組み合わせることで，水平２方向及び鉛直方向地震力による構造部
材の発生応力を算出し，構造物が有する耐震性への影響を確認する。
構造物が有する耐震性への影響が確認された場合は詳細な手法を用いた検討等，新たに設計上の対応策を講じる。

４条−別添５−17161

4.3.3水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価方法

屋外重要土木構造物において，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響を受ける可能性があり，水平1方向及び鉛直方向の従来評価に加え，更なる設計上の配慮が必要な構造物について，構造形式及び作用荷重の観点から影響評価の対象とする構造物を抽出し，構造物が有する耐震性への影響を評価する。影響評価のフローを第4−3−2図に示す。
(1)

影響評価対象構造物の抽出①

構造形式の分類
評価対象構築物について，各構造物の構造上の特徴や従来設計手法の考え方を踏まえ，構造形式ごとに大別する。

②

従来設計手法における評価対象断面に対して直交する荷重の整理
従来設計手法における評価対象断面に対して直交する荷重を抽出する。

③

荷重の組合せによる応答特性が想定される構造物形式の抽出②で整理した荷重に対して，構造形式ごとにどのように作用するかを整理し，耐震性に与える影響程度を検討した上で，水平２方向及び鉛直方向
地震力の影響が想定される構造形式を抽出する。

④

従来設計手法における評価対象断面以外の３次元的な応答特性が想定される箇所の抽出③で抽出されなかった構造形式について，従来設計手法における評価対
象断面以外の箇所で，水平２方向及び鉛直方向地震力の影響により３次元的な応答が想定される箇所を抽出する。

⑤

従来設計手法の妥当性の確認④で抽出された箇所が，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せに対して，従来設計手法における評価対象断面の耐震評価で満足できるか検討を行う。
４条−別添５−18

162

(2)

影響評価手法⑥

水平２方向及び鉛直方向地震力の影響評価
評価対象として抽出された構造物について，従来設計手法での評価対象
断面（弱軸方向）の地震応答解析に基づく構造部材の照査において，評価
対象断面（弱軸方向）に直交する断面（強軸方向）の地震応答解析に基づ
く構造部材の発生応力等を適切に組合せることで，水平２方向及び鉛直方
向地震力による構造部材の発生応力を算出し，構造物が有する耐震性への影響を確認する。
評価対象部位については，屋外重要土木構築物が明確な弱軸・強軸を示し，地震時における構造物のせん断変形方向が明確であることを考慮し，従来設計手法における評価対象断面（弱軸方向）における構造部材の耐震評価結果及び水平２方向の影響の程度を踏まえて選定する。

⑦

機器・配管系への影響検討
評価対象として抽出された構造物が，耐震重要施設，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系の間接支持構造物である場合，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる応答値への影響を確認する。
水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せによる応答値への影響が確認された場合，機器・配管系の影響評価に反映する。

４条−別添５−19163

① 構造形式の分類② 従来設計手法における評価対象断面に対して直交する荷重の整理

Yes③ 荷重の組合せによる応答特性が想定される構造形式の抽出

No④ 従来設計手法における評価対象断面以外の３次元的な応答特性が想定される箇所の抽出⑤従来設計手法の妥当性の確認（従来設計手法における耐震評
価で包絡できない箇所か）No

Yes
評価対象部位間接支持構造物の場合⑥水平２方向及び鉛直方向地震力の影響評価(水平２方向及び鉛直方向
地震力に対し，耐震性を有していることへの影響があるか）

No

Yes

⑦ 機器・配管系への影響検討

第 4−3−2 図

従来の設計手法に加えて更なる設計上の配慮が必要な構造物

従来の設計手法で水平２方向及
び鉛直方向の地震力は対応可能

水平２方向及び鉛直方向地震力による影響評価のフロー

４条−別添５−20

164

4.4
4.4.1

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備
水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの評価方針
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備は「建物・構築物」，「機器・配管系」又は「屋外重要土木構造物」に区分し設計をしている
ことから，水平２方向及び鉛直方向地震力の組合せの影響評価は，施設，設備の区分に応じて「4.1 建物・構築物」，「4.2 機器・配管系」又は「4.3 屋外重要土木構造物」の方針に基づいて実施する。

４条−別添５−21

165

166

別紙−１

東海第二発電所

耐震評価に適用する手法について（耐震）

４条−別紙１−1

167

1.

はじめに
耐震評価に適用する手法について，東海第二発電所の設備及び施設における耐震設計の特徴として示す事項を以下に示す

2.

建物・構築物
今回工認において，原子炉建屋の地震応答解析に適用する解析モデルは，実績の有する規格基準を踏まえて既工認から変更を行う（第 1 表）。
また，耐震Ｓクラス設備の間接支持構造物として杭基礎構造である使用済
燃料乾式貯蔵建屋について，新規制基準に基づき策定した基準地震動Ｓ Ｓ に対する構造成立性の見通しを得ている。

第1表
項

目

原子炉建屋地震応答解析の主要な変更点
既工認

今回工認

相互作用

ＳＲモデル

埋め込みＳＲモデル

建屋モデル

線形としてモデル化

せん断及び曲げの非線形
を考慮

入力地震動

設計用地震動を直接入力

基準地震動Ｓ Ｓ を一次元波動論により算定

3.

機器・配管系
東海第二発電所の機器・配管系に適用する耐震評価手法は，先行プラント
にて実績のある解析モデルの適用及び解析コードに変更する。また，既工認にて独自の規格計算式を適用していた設備については，適用実績のある規格基準による規格計算式を適用した耐震評価を行う。

(1)

適用実績のある解析モデルの適用及び解析コードの変更
既工認において公式等による評価を実施していた設備に対して，先行プ
４条−別紙１−2

168

ラントの実績を踏まえて 3 次元ＦＥＭモデル，多質点系モデルを用いた評価を行う。また，耐震評価に用いる解析コードについても先行プラントの実績を踏まえて既工認から変更する（第 2 表）。

第2表
項

解析モデルの適用及び解析コード変更の適用設備
目

適用設備

3 次元ＦＥＭモデル適用 格納容器（パーソナルエアロック等の格納容器本体に取付構造物）
ＤＧ用補機類容器
多質点モデルの適用

原子炉圧力容器内構造物

解析コードの変更

格納容器（ドライウェル等）
原子炉圧力容器炉心支持構造物(2)等

適用実績のある規格基準による評価
東海第二発電所は，原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ4601−1987

等（以下「ＪＥＡＧ4601 等」という。）の規格基準制定前に建設されたプ
ラントであり，耐震設計において独自の規格計算式により評価を実施していたが，今回工認においては先行プラントにおいて適用実績のあるＪＥＡ
Ｇ4601 等の規格基準に基づく評価法にて耐震計算を行う。

4.

土木構造物
耐震Ｓクラスの間接支持構造物として埋設する鋼管構造（「屋外二重管」と呼称）を採用している。今回工認の屋外二重管の応答算出については，一般的な土木構造物と同様に屋外二重管を模擬したＦＥＭモデルを用いた地震応答解析により行う（第 3 表）。
４条−別紙１−3

169

第3表
項

屋外二重管地震応答解析の主要な変更点

目

既工認

今回工認

解析手法

波動論

時刻歴応答解析解析モデル

地質デ ータに 基づ く 地盤モ 地質デ ータ に基 づく ＦＥＭ
デルモデル（屋外二重管模擬）

４条−別紙１−4170

東海第二発電所

地震による損傷の防止（補足説明資料）

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 4 条：地震による損傷の防止

目

1−1

次

既工認との手法の相違点の整理について（設置変更許可申請段階での
整理）

1−2
（1−3

原子炉建屋の地震応答解析モデルについて
応力解析における弾塑性解析の適用）

1−4

土木構造物の解析手法及び解析モデルの精緻化について

1−5

機器・配管系における手法の変更点について

1−6

下位クラス施設の波及的影響の検討について

1−7

水平 2 方向及び鉛直方向の適切な組合せに関する検討について

1−8

屋外重要土木構造物の耐震評価における断面選定について

1−9

地震により発生する応力を考慮した燃料被覆管の応力評価について

2−1

ダイヤフラムフロアの耐震クラスについて

2−2

第 4 条（地震による損傷の防止）における説明方針

下線部：今回提出範囲

1−1 既工認との手法の相違点の整理について（設置変更許可申請段階での整理）

1.

はじめに
本資料は，設置変更許可審査段階におけるプラントの耐震成立性確認を目的として，今後提出する東海第二発電所の補正工認（以下「今回工認」という。）で採用する予定の評価手法のうち，当該発電所の既工認（以下「既工認」という。）の評価手法と相違があり，他社のプラントの既工認（以下「他プラント既工認」という。）で採用実績のないものを網羅的に整理する方針について示すものである。

2.

整理方針
(1) 整理対象
プラントの耐震成立性を確認するための重要な耐震Ｓクラス設備，耐震Ｓクラス設備に波及的影響を及ぼす恐れのある設備及び耐震Ｓクラス設備を支持する施設を対象とする。
(2) 整理方針
既工認の手法と今回工認の手法の差異を整理するとともに，他プラント
既工認での採用実績の有無を整理する。これらから，既工認又は他プラン
ト既工認での採用実績がないものを抽出する。
さらに，東海第二発電所は，原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ
4601-1987 等の規格基準制定前に建設されたプラントであることを踏まえ，既工認の手法と今回工認の手法に相違が無くても，規格基準に沿った手法
で耐震評価がされているかを確認する。なお抽出された設備において，他
プラント既工認での適用実績がない場合は，適用例のない手法として整理
する。
1−1−1

1

(3) 既工認の手法と今回工認の手法の相違点の整理フロー
既工認の手法と今回工認の手法の相違点の整理フローについて，第 1 図に示すとともに，整理フローの検討内容を下記に示す。
① 既工認と今回工認との比較のための整理
整理対象として抽出した設備について，既工認と今回工認時との比較を行うために，解析手法，解析モデル，減衰定数及びその他（評価条件の変更等）に対して，既工認の手法及び今回工認の手法について設備ごとに内容を整理する。
② 既工認と今回工認との整理結果から適用例の無い手法の抽出
整理内容について，既工認の手法と今回工認の手法とに相違が有れば，他プラントの既工認での適用実績の確認を行う。適用実績が無い場合は，適用例の無い手法として整理する。他プラントの既工認での適用実績が有る場合においても東海第二発電所として適用性を確認し，適用性が無い場
合には適用例の無い手法として整理する。
③ 規格基準に沿った手法であることの確認
既工認の手法と今回工認の手法とに相違が無いことが確認された場合においても，今回工認の手法が規格基準に沿った手法であることを確認する。
規格基準に沿った手法でない場合においては，②の手順に従って適用例の無い手法として整理するかを判断する。

1−1−2

2

対象施設について
既工認と今回工認時との比較＊１
・解析手法：解析種別として応答解析及び応力解析に対する解析手法（時刻歴解析，スペクトルモーダル解析，公式等による評価 等）を整理する。
・解析モデル：解析種別として応答解析及び応力解析に対する解析モデル（質点系モデル，多質点系モデル，ＦＥＭモデル 等）を整理する。
・減衰定数：解析種別として応答解析及び応力解析に対して適用した減衰定数を整理する。
・その他（評価条件の変更等）：上記項目以外に評価条件の変更等が有る場合について整理する。

以下項目の内容について整理 ＊１
・解析手法
・解析モデル・減衰定数・その他（評価条件の変更等）

3.項にて整理No（相違有り）

相違は無いかYes（相違無し）

他プラント既工認での適用実績の確認

4.項にて整理

規格基準に従った手法か

No

適用実績
は有るか

Yes

No

Yes

東海第二発電所としての適用性の確認

適用性
は有るか

No

Yes

検討終了

第１図

適用例のない手法
として整理

既工認の手法と今回工認の手法の相違点の整理フロー

1−1−3

3

3.

既工認の手法と今回工認の手法の相違点の整理結果
第１図の相違点の整理フローに基づき，既工認の手法と今回工認の手法の比較を行うために，解析手法，解析モデル，減衰定数及びその他（評価条件の変更等）の相違点について，設備ごとに整理した。整理した結果として建物・構築物を別表 1 に，屋外重要土木構造物を別表 2 に，機器・配管系を別
表 3 に示す。
既工認の手法と今回工認の手法に相違が有ったものについては，建物・構
築物，屋外重要土木構造物，機器・配管系ごとにその適用性等を以下補足説
明資料にて示す。
【建物・構築物】
1−2

原子炉建屋の地震応答解析モデルについて

1−3

応力解析における弾塑性解析の適用【屋外重要土木構造物】
1−4

土木構造物の解析手法及び解析モデルの精緻化について【機器・配管系】
1−5

機器・配管系における手法の変更点について

上記の結果，建物・構築物及び屋外重要土木構造物については，既工認の手法と今回工認の手法との比較において全ての施設に対して相違有り（既工認と異なる手法）と整理された。
一方で機器・配管系の一部施設については，既工認の手法と今回工認の手法との比較において相違無し（既工認と同じ手法）と整理されたため，当該施設に対して 4.項にて規格基準に沿った手法かの確認を行う。

4.

今回工認の手法が既工認と同じ手法を用いる施設に対する規格基準に沿った手法かの確認

1−1−44

機器・配管系において，今回工認の手法が既工認と同じ手法を用いると整理された施設に対して，規格基準に沿った手法であることの確認を第 4−1
表に記載するとともに，以下のとおり整理した。
(1)

原子炉圧力容器スタビライザ
評価に用いる手法は，大型機器系連成解析モデルを用いた地震応答解析
結果から得られる原子炉圧力容器スタビライザの各部材に発生する荷重に対して，荷重が受け持つ部材の断面積から応力を算出する一般的な材料力学の計算式であり，許認可実績を有する手法である。

(2)

建設工認以降に設置又は取り替えた設備
建設以降に設置又は取り替えた設備として，使用済燃料貯蔵ラック，使用済燃料乾式貯蔵容器及び放射線モニタについては，設置又は取替時の工事計画認可申請において，JEAG4601−1987 等に基づく耐震計算を実施しており，今回工認でも同様の評価を実施する計画である。

(3)

ポンプ，タンク類の一般機器
ポンプ，タンク類の一般機器については，既工認では JEAG4601−1987
等に則っていない計算式にて応力算出を実施していたが，今回工認においては，各構造タイプに応じて JEAG4601−1987 等に基づく規格基準に従った手法で評価を実施する。
以上のとおり，機器・配管系における評価対象設備において規格基準に沿った手法の適用等の採用により，適用例のない手法と整理されるものが無い
ことが確認できた。
5.

まとめ
設置変更許可審査段階における既工認との手法の相違点の検討として，東海第二発電所の今回工認で採用する予定の評価手法において，他プラント既工認で採用実績を有する手法を採用すること，また現行の規格基準に沿った手法を採用することを確認した。

1−1−5

5

第 4−1 表

機器・配管系における今回工認に用いる手法の適用性の整理

4.項
の項目

規格基準に沿った手法
であるのか等の確認(1)

荷重が受け持つ部材の断面積から応力を算出する一般的な材料力学の計算式であり，許認可実績を有する手法で評価を実施する。
既工認の手法が，設置又は取替により JEAG4601-1987 等に従った手法で実施しているため，今回工認においても同様の手法で評価を実施する。
既工認は，独自の規格計算式により評価を実施していが，今回工認においては JEAG4601−1987 のその他機器（ポンプ，ブロアー類）の評価法に基づき評価を実施する。

(2)

(3)

対象設備

既工認は，独自の規格計算式により評価を実施していが，今回工認においては JEAG4601−1987 の平底たて置
円筒形の評価法に基づき評価を実施する。
既工認は，独自の規格計算式により評価を実施していが，今回工認においては JEAG4601−1987 の電気計装機
器の構造健全性評価法に基づき評価を実施する。

原子炉圧力容器スタビライザ

使用済燃料貯蔵ラック
使用済燃料乾式貯蔵容器
放射線モニタ
原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ駆動用タービン
残留熱除去系海水ストレーナ
非常用ディーゼル発電機用海水ストレーナ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
用海水ストレーナ
ほう酸水注入系ポンプ
放射線モニタ
中央制御室換気系送風機
中央制御室非常用排風機
中央制御室換気系フィルタユニット
非常用ガス再循環系排風機非常用ガス
再循環系フィルタトレイン
非常用ガス処理系排風機
非常用ガス処理系フィルタトレイン
再結合装置
ディーゼル機関
発電機
その他電源装置（交流電源装置，蓄電池）
ほう酸水貯蔵タンク

電気盤（ベンチ盤，直立盤，現場盤）

1−1−6

6

別表１

既設DB施設の耐震評価条件整理一覧表（建物・構築物）（※１）共通適用あり：規格・基準類等に基づきプラントの仕様等によらず適用性が確認されたプラント共通の適用例がある手法
既工認と今回工認時との比較
解析手法（公式等による評価，スペクトルモーダル解析，時刻歴解析他）

他プラントを含めた既工認での適用例

解析モデル

その他
（評価条件の変更等）

減衰定数

既工認と今回工認の手法

評価対象設備○：同じ●：異なる−：該当なし

相

工認

既工認

耐震壁

違

内

解析種別

容

内

容

○：同じ
●：異なる
−：該当なし応答解析 時刻歴応答解析●○

今回工認 応答解析 時刻歴応答解析
原
子
炉
建
屋

相

違

内

容

工認

解析種別 方向

内

容

既工認【建屋モデル】
水平 水平：1軸多質点系モデル
鉛直：応答解析を実施せず【相互作用】
応答解析
SRモデル
○水平方向
− 基礎底面：Timoshenko，Barkan等の式に基づき底面ばね（水平，回転）を評価【建物モデル】
水平：1軸多質点系モデル
鉛直：1軸多質点系モデル
水平 【相互作用】
埋込みSRモデル○水平方向
側面：NOVAKの側面ばね（水平）を近似法により今回工認 応答解析
評価
基礎底面：振動アドミッタンス理論に基づき底面
ばね（水平，回転）を近似法により評価
鉛直 ○鉛直方向
基礎底面：振動アドミッタンス理論に基づき底面
ばね（鉛直）を近似法により評価

○：同じ
●：異なる
−：該当なし相工認

応力解析 静的応力解析

既工認

既工認

屋根トラス

●

●

応答解析
応力解析

原子炉建屋の地震応答解析結果を用いた静的応力解析

既工認

○

鉛直

既工認

−

既工認

−

今回工認

3次元FEMモデル（全体をモデル化）

●

既工認

−

−

耐
震
Ｓ
ク
ラ
ス
設
備
の
間
接
支
持
構
造
物

使
用
済
燃
料
乾
式
貯
蔵
建
屋

耐震壁

既工認

応答解析 時刻歴応答解析●○

今回工認 応答解析 時刻歴応答解析

応力解析 静的応力解析

−

既工認

既工認

同じ設備及び高浜
３，４号機を参照

−

−

記載なし

（解析手法）○（解析モデル）○（減衰定数）−（その他）○（解析手法）
静的応力解析は，高浜３，４号機工認で共通適用例のある手法。
（解析モデル）
解析モデルは，高浜３，４号機工認で共通適用例のある手法。
（減衰定数）−（その他）
線形解析は，高浜３，４号機工認で共通適用
例のある手法。

高浜３，４号機を参照

−

−

既工認

発管発第63号
添付書類Ⅳ-2-3「使用済燃料乾式貯蔵建屋の耐震性についての計算書」（解析手法）○（解析モデル）○（減衰定数）○（その他）○（解析手法）
時刻歴応答解析は，既工認で適用例のある手法。
（解析モデル）
多軸多質点系モデルは，高浜３，４号機で共通適用例のある手法。
（減衰定数）
減衰定数は，既工認で適用例のある手法。
（その他）
復元力特性は，高浜３，４号機工認で共通適用例がある手法。

同じ設備及び高浜
３，４号機を参照−（解析手法）
解析手法は，既工認で適用例のある手法。
（解析モデル）
解析モデルは，既工認で適用例のある手法。
（減衰定数）−（その他）
線形解析は，既工認で適用例のある手法。

同じ設備を参照・線形解析

水平今回工認 応答解析

コンクリート：5％
基礎底面ばね：3次元薄層要素法により杭と地盤のインピーダンスを求め，
JEAG4601-1991の近似法で
評価

今回工認

・非線形解析
（復元力特性を設定）

−

既工認

・線形解析

−

鉛直

−
既工認

−

発管発第63号
添付書類Ⅳ-2-3「使用済燃料乾式貯蔵建屋の耐震性についての計算
書」

−
○
−
3次元FEMモデル

鉛直（解析手法）
静的応力解析は，高浜３，４号機工認で共通適用例のある手法。
（解析モデル）
解析モデルは，高浜３，４号機工認で共通適用例のある手法。
（減衰定数）−（その他）
線形解析は，既工認で適用例のある手法。

今回工認 ・線形解析−−
今回工認 応力解析（解析手法）○（解析モデル）○（減衰定数）
−
（その他）
○

−

●

水平
今回工認 応力解析 静的応力解析−○

3次元FEMモデル○○

今回工認 ・線形解析

水平 コンクリート：5％
基礎底面ばね：3次元薄層要素法により杭と地盤の応答解析
インピーダンスを求め，
JEAG4601-1991の近似法で
− 評価

鉛直
基礎

建設工認 第1回
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」

・線形解析

−

【建物モデル】
水平 水平：1軸多質点系モデル
鉛直：応答解析を実施せず【相互作用】
応答解析
SRモデル
○水平方向
− 基礎底面：3次元薄層要素法による杭と地盤のイ
ンピーダンス（水平，回転）を近似法により評価

応力解析

既工認

●

今回工認

3次元FEMモデル【建物モデル】
水平：1軸多質点系モデル（NS方向）、
水平
2軸多質点系モデル（EW方向）
鉛直：1軸多質点系モデル【相互作用】
SRモデル
今回工認 応答解析○水平方向
基礎底面：3次元薄層要素法による杭と地盤のイ
ンピーダンス（水平，回転）を近似法により評価
鉛直 ○鉛直方向
基礎底面：3次元薄層要素法による杭と地盤のイ
ンピーダンス（鉛直）を近似法により評価

既工認

−

−

水平
既工認

−

同じ設備及び川内
１，２号機を参照

−

鉛直

既工認

同じ設備及び高浜
３，４号機を参照（解析手法）
解析手法は，川内１，２号機工認で共通適用
例のある手法。
（解析モデル）
解析モデルは，川内２号機のタービン建屋で適用例のある手法。
（減衰定数）
減衰定数は，川内１，２号機工認で共通適用
例のある手法。
（その他）
非線形特性は，川内２号機のタービン建屋で適用例のある手法。

建設工認 第1回
添付書類Ⅲ-5「原子炉・非線形解析
基準地震動ＳＳに対して 建屋の強度計算書」
は，材料（鉄骨）の非線形特性を考慮した弾
今回工認
塑性解析を実施。
・屋根トラス部の耐震裕度向上工事の内容を
反映

−

●

今回工認 応力解析（解析手法）
時刻歴応答解析は，高浜３，４号機工認で共通適用例のある手法。
（解析モデル）
多質点系モデルは，高浜３，４号機工認で共通適用例のある手法。
（減衰定数）
減衰定数は，高浜３，４号機工認で共通適用
例がある。
（その他）
復元力特性は，高浜３，４号機工認で共通適用例がある手法。

（解析手法）○（解析モデル）○（減衰定数）
○
（その他）
○

−

−

−

水平
原子炉建屋の地震応答解析結果を用いた静的応力解析（解析手法）○（解析モデル）○（減衰定数）
○
（その他）
○

−

●

今回工認 応力解析−−−
使用済燃料プール・非線形解析
（復元力特性を設定）−−−

建設工認 第1回
添付書類Ⅲ-1-4「原子炉建屋の地震応答計算
書」

○

鉛直

既工認

参照した設備名称

容−−

今回工認 応力解析

・線形解析

容

−
3次元FEMモデル（構造的にほぼ対称であることか
ら半分のみをモデル化）

水平
原子炉建屋の地震応答解析結果を用いた静的応力解析

既工認

既工認

コンクリート：5％
鋼材：2％

今回工認 応答解析●

今回工認 応力解析

内

内

に相違
減衰定数の実績○：構造上の差異なし−：相違有り×：構造上の差異あり（適用可能であることの ○：相違無し
理由も記載）−●

鉛直
原子炉格納施設の基礎

容

工認

今回工認

水平
3次元フレームモデル

応力解析

内

−

水平
応力解析

違

●

−

●

今回工認

相

−
−

鉛直

既工認

容

水平 コンクリート：5％
側面ばね：NOVAKばねに基づきJEAG4601-1991の近似法で評価
基礎底面ばね：振動アド
今回工認 応答解析
ミッタンス理論に基づき，JEAG4601-1991の近似
法で評価
鉛直

水平
応答解析
弾塑性解析
応力解析

内

○：同じ
●：異なる
−：該当なし

−

既工認

●

今回工認

容

コンクリート：5％
基礎底面ばね：5％

応答解析

鉛直
耐
震
Ｓ
ク
ラ
ス
施
設

内

備 考
（左欄にて比較した自 （※１）○：共通適用例あり
プラント既工認）
辻：個別適用例あり
×：適用例なし

水平

2次元フレームモデル

応力解析

違

解析種別 方向水平
既工認

個別適用例あり：プラント個別に適用性が確認されたプラント個別の適用例がある手法

今回工認

−

−
−

今回工認 ・線形解析（解析手法）○（解析モデル）○（減衰定数）
−
（その他）
○

−

1−1−7

7

別表２

既設ＤＢ施設の耐震評価条件整理一覧表（屋外重要土木構造物）（※１）共通適用あり：規格・基準類等に基づきプラントの仕様等によらず適用性が確認されたプラント共通の適用例がある手法

既工認と今回工認時との比較
解析手法（公式等による評価，スペクトルモーダル解析，時刻歴解析他）

他プラントを含めた既工認での適用例

解析モデル

その他
（評価条件の変更等）

減衰定数

既工認と今回工認の手法

評価対象設備○：同じ●：異なる−：該当なし

相

工認

違

内

解析種別

容

内

容

○：同じ
●：異なる
−：該当なし相違

工認

解析種別 方向

既工認

応答解析

内

容

内

容

○：同じ
●：異なる
−：該当なし

相

●

●

既工認

応答解析

今回
工認

水平
今回
工認

応答解析

応答解析
鉛直

−
−

水平

−

鉛直 −

鉛直

−

（応答解析）●
水平 地質データに基づくＦＥＭモデル（応力解析）−

水平

既工認

応答解析 時刻歴解析
今回
工認

既工認
応力解析

応答解析
今回
工認

内

容

内

容

容

建設工認 第7回
添付書類Ⅲ-2-1「申請 （解析手法）
設備にかかわる耐震設 〇計の基本方針」（解析モデル）
添付資料Ⅲ-3-1「残留 〇熱除去系海水系ポンプ （減衰定数）の基礎に関する説明○書」（解析手法）
解析手法は，高浜3,4号機工認で共通適用例がある。
（解析モデル）
解析モデルは，高浜3,4号機工認で共通適用例がある。
（減衰定数）
・線形での減衰定数は，高浜3,4号機
工認で共通適用例がある。
・履歴モデルにより構造物の履歴減衰を用いる場合の減衰定数については，
柏崎6,7号機で共通適用例（審査中）がある。

（高浜3,4号機）
海水ポンプ室等（柏崎6,7号機）
スクリーン室等

建設工認 第8回
添付書類Ⅲ-2-1「申請 （解析手法）
設備に係る耐震設計基 〇
本方針」（解析モデル）
添付資料Ⅲ-2-4「屋外 〇海水配水配管用外管の （減衰定数）
耐震性についての計算 ○書」（解析手法）
解析手法は，高浜3,4号機工認で共通適用例がある。
（解析モデル）
解析モデルは，高浜3,4号機工認で共通適用例がある。
（減衰定数）
・線形での減衰定数は，高浜3,4号機
工認で共通適用例がある。
・履歴モデルにより構造物の履歴減衰を用いる場合の減衰定数については，
柏崎6,7号機で共通適用例（審査中）がある。

（高浜3,4号機）
海水ポンプ室等（柏崎6,7号機）
スクリーン室等

許容応力度法

今回
工認

非線形解析
限界状態設計法

既工認

許容応力度法

応力解析

鉛直 同上

応力解析

○
鋼材：3%
あるいは
1%+履歴減衰

応答解析
今回
工認

鉛直

水平 −
応力解析 公式等による評価

コンクリート：5%,あるいは1%+履歴減衰

鉛直

水平 −

屋外二重管

内

に相違
減衰定数の実績○：構造上の差異なし−：相違有り参照した設備名称 ×：構造上の差異あり（適用可能であることの ○：相違無し
理由も記載）

○

−

応答解析
鉛直 −

（応答解析）●（応力解析）
−

工認

違

−

水平

応答解析

応力解析 公式等による評価

相●

水平 地質データに基づく地盤モデル
応答解析 波動理論（応答解析）●（応力解析）
○

容

○：同じ
●：異なる
−：該当なし

既工認
鉛直

鉛直 同上

既工認

内

●

今回
工認

応答解析 時刻歴解析

容

（※１）
備 考
（左欄にて比較した自 ○：共通適用例ありプラント既工認）
辻：個別適用例あり×：適用例なし

水平 コンクリート：5%

水平 地質データに基づくＦＥＭモデル
耐
震
Ｓ
ク
ラ
ス
施
設
の
間
接
支
持
構
造
物

内

解析種別 方向

鉛直 −
取水構造物

違

工認

水平 質点系モデル
既工認 応答解析 時刻歴モーダル解析

個別適用例あり：プラント個別に適用性が確認されたプラント個別の適用例がある手法

水平

−

鉛直

−

今回
工認

許容応力度法

○

−

応力解析
鉛直 −

1−1−8

8

33

34

35

36

37

39

40

41

42

43

44

45

46

47

48

49

50

51

52

53

54

55

56

57

58

59

60

61

62

63

64

65

66

67

68

69

70

71

72

73

74

75

76

77

78

79

80

81

82

83

84

85

86

87

88

89

90

91

92

93

94

95

96

97

98

99

100

101

102

103

104

105

106

107

108

109

110

111

112

113

114

115

116

117

118

119

120

121

122

123

124

Ms
Mc

us

C ss

uc

C cs

C sc
C cc

Cc

us

K ss

uc

K cs

K sc
K cc

us
Kc

Ms
Mc

Ms

uc
u

fc

Mc

C ss
C cs

C sc
C cc C c

K ss
K cs

K sc

K cc

Kc

Cc

Kc

us
uc

u

125

fc
fc

fc

K c ucuc

Cc u c

pc

uc

pc

K ss
K cs

K sc

K cc

Kc

i

Ms

Mc

i

i

i

hi

j

h j Ei j
j

Ei j

126

hj
j T

Ei j

i

kj

j
i

kj
j
i

Css

Csc

Ms

T

Ccs C cc

Mc

hi
i

T
i

Ms

i

i

i

i

Ms
Mc

i

Mc

i

Cc

c

C ss
Ccs

C sc
Ccc Cc

127

128

129

130

131

132

133

134

135

136

137

138

139

140

141

142

143

144

145

146

147

148

149

150

151

152

153

154

155

156

157

158

159

160

161

162

163

164

165

166

167

168

169

170

171

172

173

174

175

176

177

178

1−4

1.

土木構造物の解析手法及び解析モデルの精緻化について

屋外重要土木構造物の評価手法の概要
屋外重要土木構造物の耐震評価について，今回申請では，屋外重要土木構

造物の変位や変形をより実状に近い応答に適正化することを目的に，評価手法の高度化として，解析手法と減衰定数の変更を予定している。ここで，既工認は，東海第二発電所の工事計画認可（昭和 49 年 7 月 22 日及び昭和 49
年 10 月 30 日）をいう。既工認と今回工認との手法の比較を第 4−1 表に示す。
既工認との相違点のうち，解析手法として適用している「時刻歴応答解析，
限界状態設計法」は，新規制基準対応工認にて適用例がある手法である。
なお，土木構造物の地震時の挙動は，地盤の影響を受けることを踏まえると，地盤特性を適切にモデル化することにより，実応答に近い形で評価できるものと考えられる。このため，コンクリ−ト強度は，既工認と同じく設計基準強度を採用する方針とする。

第 4−1(1)表

既工認と今回工認の手法の比較（取水構造物）

解析手法

解析モデル

減衰定数

コンクリ−ト強度

時刻歴モ−ダル解析
既工認

質点系モデル

コンクリート：5％

設計基準強度

許容応力度法コンクリ−ト：5％
時刻歴応答解析

地質デ−タに基づく

限界状態設計法

ＦＥＭモデル

今回工認

ある いは 1％＋履 歴減

設計基準強度

衰
比較結果

●異なる

●異なる

●異なる

〇同じ

適用例

〇あり

〇あり

〇あり

〇あり

1−4−1

179

第 4−1(2)表解析手法

既工認と今回工認の手法の比較（屋外二重管）
解析モデル

減衰定数

鋼管の許容限界

−

許容応力度

波動論

地質デ−タに基づく

許容応力度法

地盤モデル

時刻歴応答解析

地質デ−タに基づく

鋼材：3％

限界状態設計法

ＦＥＭモデルあるいは 1％＋履歴減衰

既工認

今回工認

2.

許容応力度

比較結果

●異なる

●異なる

●異なる

〇同じ

適用例

〇あり

〇あり

○あり

〇あり

解析手法
取水構造物の耐震安全性評価については，既工認では，地震応答解析手法
として時刻歴モ−ダル解析を採用し，許容応力度法による設計として，壁のせん断については許容応力度，杭については設計水平力に対して妥当な裕度を持つことを確認することを基本としていた。また，屋外二重管の耐震安全性評価については，既工認では，地震応答解析手法として波動論を採用し，許容応力度法による設計として，管の円周方向応力及び軸方向応力について
許容応力度に対して妥当な裕度を持つことを確認していた。
今回工認では，屋外重要土木構造物の地震応答解析手法に時刻歴応答解析を適用した，限界状態設計法による設計を採用する。減衰定数は，構造物を線形で扱う場合は，コンクリ−トは 5％，鋼材は 3％，履歴モデルにより構造物の履歴減衰を用いる場合は 1％とする。コンクリ−トの構造部材の曲げについては限界層間変形角，圧縮縁コンクリ−ト限界ひずみ又は許容応力度，
せん断についてはせん断耐力又は許容応力度，杭の曲げについては終局曲率又は許容応力度，せん断については終局せん断強度又は許容応力度に対して妥当な裕度を持つことを確認することを基本とし，各設備の要求性能（支持性能，通水性能，貯水性能）を踏まえて照査項目・内容を追加する。また，
屋外二重管の今回工認での耐震評価は，地震応答解析モデルに当該鋼管をモ
1−4−2

180

デル化し，地震応答解析結果から得られた地震力を用いた許容応力度法による設計として，管の円周方向応力及び軸方向応力について許容応力度に対して妥当な裕度を持つことを確認する。
以下では，今回工認で採用する限界状態設計法のうち，コンクリ−トの構
造部材の曲げ照査に係る土木学会マニュアルの適用性及びせん断照査に係る土木学会マニュアルの適用性について検討を行う。

2.1

曲げ照査に係る土木学会マニュアルの適用性について
今回の工認申請における曲げに対する照査は，「原子力発電所屋外重要土

木構造物の耐震性能照査指針・マニュアル（土木学会，2005）」（以下，「土木学会マニュアル」という。）に基づき，照査用層間変形角が限界層間変形
角を超えないことを確認する。
コンクリ−ト標準示方書では，構造部材の終局変位は，部材の荷重−変位関係の骨格曲線において，荷重が降伏荷重を下回らない最大の変位として求めてよいとしている。コンクリ−ト標準示方書による構造部材の終局変位の考え方を第 4−2−1 図に示す。
一方，土木学会マニュアルでは，以下の考え方に基づいている。
屋外重要土木構造物を模したラ−メン構造の破壊実験の結果より，かぶり
コンクリ−トが剥落すると荷重が低下し始める。層間変形角 1／100 に至る
状態は，かぶりコンクリ−トの剥落が発生する前の状態であることを確認しており （ 1），（2），荷重が低下しない範囲にある。当該限界値を限界状態とする
ことで，構造全体としての安定性が確保できるものとして設定されたものである。ラ−メン構造の破壊実験の例を第 4−2−2 図に示す。
従って，土木学会マニュアルによる曲げ照査手法は，コンクリ−ト標準示方書による照査よりも安全側の評価を与えるため，適用性を有している。
1−4−3

181

更に，土木学会マニュアルでは，日本建築学会「鉄筋コンクリ−ト造建物の靭性保証型耐震設計指針（案）・同解説（1997）」にて記載されている設計
限界変形 1／100，終局限界変形 1／80 等を基準値として参照している。
対象は同じラ−メン構造であり，軸力比（軸応力度／コンクリ−ト圧縮強度比）は建築物よりも屋外重要土木構造物の方が小さいと考えられることか
ら，変形性能がより大きくなる傾向にあり，層間変形角 1／100 は安全側であると考える。機能維持確保の観点からも耐荷性能が確保されることが担保できるため限界値として適切である。
参考に，建築学会における曲げ降伏先行型の部材について，復元力特性と限界状態（損傷度）の関係の概念図を第 4−2−3 図に，土木学会マニュアルにおける鉄筋コンクリ−トはり部材の荷重変位関係と損傷状態に対する概念
図を第 4−2−4 図に示す。建築学会と土木学会マニュアルにおいて概ね対応
が取れており，土木学会マニュアルの各損傷状態の設定は妥当であると考えられる。第 4−2−4 図において層間変形角 1／100 は第 4 折れ点よりも手前にあり，屋外重要土木構造物の限界状態に至っていないと考えられる。また，
第 3 折れ点は層間変形角 1／100 よりもさらに手前にある。
耐震安全性評価では，当該許容限界値に対して，妥当な安全裕度を確保するため，構造部材の照査の過程において複数の安全係数を考慮する。安全係
数は，材料係数，部材係数，荷重係数，構造解析係数及び構造物係数の 5 種に分けられる。それぞれの安全係数の考え方を第 4−2−5 図に示す。
曲げに対する照査において考慮している安全係数は第 4−2−1 表に示すとおり，材料係数，部材係数，荷重係数，構造解析係数，構造物係数がある。
これらの安全係数は土木学会マニュアルにおいて以下の考えにより定められ
ている。

1−4−4

182

（1）材料係数
コンクリ−ト強度の特性値は，製造において，その値を下回る強度が発現する確率が 5％以内となるように設定する。また，鉄筋の機械的性質の特性値に関しても，日本工業規格（JIS）の規格範囲の下限値を設定してよいとしている。このように，双方とも特性値の段階で実強度に対して小さい値を設定しており，応答値・限界値ともに安全側の照査がなされているため，材料係数は 1.0 としている。
（2）部材係数
安全側に配慮した設定を行っていることから，部材係数は 1.0 としている。
（3）荷重係数
地震の影響以外の荷重の評価精度は，かなり高いものと考えられ，地震の影響については入力地震動そのものが最近の研究成果に基づいて設定されるため，荷重係数は 1.0 としている。
（4）構造解析係数
限られた条件での実験であること，地盤パラメ−タの設定が応答解析結果に及ぼす影響などを考え併せて，構造解析係数は 1.2 以上を標準としている。
（5）構造物係数
屋外重要土木構造物は重要度毎に適切な地震動が設定される。従って，構造物係数によりさらに構造物の重要性を考慮する必要はなく，耐震性能照査
における構造係数は 1.0 としている。

以上のことから，土木学会マニュアルによる曲げ照査手法は，コンクリ−ト
標準示方書による照査よりも安全側の評価を与えるため，技術的妥当性及び適用性を有するとともに適切な余裕が確保されていると判断できる。

1−4−5

183

第 4−2−1 表

曲げ評価において考慮している安全係数
曲げ照査

安全係数
応答値算定

限界値算定

コンクリ−ト

1.0

1.0

鉄筋

1.0

1.0

地盤

1.0

−

部材係数

−

1.0

荷重係数

1.0

−

構造解析係数

1.2

−

材料係数

構造物係数

1.0

荷重

かぶりコンクリート剥落
降伏荷重

軸方向鉄筋のはらみ出し

降伏変位

第 4−2−1 図

終局変位

変位

コンクリ−ト標準示方書による構造部材の終局変位の考え方

第 4−2−2 図

鉄筋コンクリ−ト製ラ−メン構造の破壊実験 （1），（2）
1−4−6

184

修復限界

Ⅰ
Ⅰ

損傷度
残留ひび割れ幅Ⅱ

Ⅳ

Ⅲ

0.2mm 0.2〜1mm 1〜2mm
以下有り

残存水平耐力

安全限界

修復限界

使用限界

Ⅱ
Ⅴ

2mmを超える
劣化

無し
低下

有り

荷重

残存鉛直耐力主筋降伏

かぶりコンクリート圧壊
主筋座屈，コアコン
クリート圧壊ひび割れ発生変形・第１折れ点 ： ひび割れ発生
・第２折れ点 ： 主筋降伏
・第３折れ点 ： かぶりコンクリートの圧縮破壊
・第４折れ点 ： 主筋座屈

第 4−2−3 図

曲げ降伏先行型の部材の復元力特性と限界状態（損傷度）の関係の概念図（建築学会）

層間変形角1/100

屋外重要土木構造物の限界状態

最大耐荷力③C

コンクリート剥離

B
A

D
鉄筋降伏②

ひびわれ発生①かぶりｺﾝｸﾘｰﾄ剥落④⑤

圧縮鉄筋の座屈⑥手前に設定

・第１折れ点（A）：ひび割れ発 生・第２折れ点（B）：鉄筋降伏
・第３折れ点（C）：最大耐力（コンクリ− ト圧縮縁 ひずみ 0.35％程度）
・第４折れ点（D）：かぶりコン クリ−ト 剥落

第 4−2−4 図

鉄筋コンクリ−トはり部材の荷重変位関係と損傷状態に対する概念図（土木学会マニュアル）

1−4−7

185

材料の特性値
設計基準強度

材料係数
gｍ

設計強度

部材係数
gｂ

設計用断面耐力

構造物係数 gｉ
荷重の特性値

設計作用荷重

gｆ
荷重係数

設計断面力

gｂ
構造解析係数

第 4−2−5 図

安全係数の考え方

1−4−8

186

2.2

せん断照査に係る土木学会マニュアルの適用性について
今回の工認申請におけるせん断に対する照査は，土木学会マニュアルに基づき，照査用せん断力が，せん断耐力を下回ることを確認する。
コンクリ−ト標準示方書では，棒部材及びディ−プビ−ムについて第 4−2−2 表に示すとおりのせん断耐力式を定義している。このうち，ディ−プビ−ムについては，コンクリ−ト標準示方書及び土木学会マニュアルにおいて同様の評価式となっている。
土木学会マニュアルでは，コンクリ−ト標準示方書におけるせん断耐力式のうち棒部材式において，等価せん断スパンにより設定可能な係数βa を考慮している。これは屋外重要土木構造物が地中に埋設されたラ−メン構造で，土圧，水圧，地震時慣性力等の多数の分布荷重が作用していることによる分布荷重が卓越し，スパン内に反曲点が存在する等の載荷形態にある条件下では，せん断耐力が増大するという実験的知見を踏まえ，より合理的なせん断耐力を与えるよう，コンクリ−ト標準示方書のせん断耐力式を精緻化したものである。当該せん断耐力式は，第 4−2−6 図に示すとおり，屋外重要土木構造物を模した破壊試験より得られるせん断耐力と整合的であり，合理的な評価が可能であることを確認されている （3），（4）。
また，これら多数の荷重の複合作用を個々に分解することは困難であることから，せん断耐力の算定時に個々の荷重作用を区分せず最終的な設計用断面力分布を用いて合理的なせん断耐力を算定することとしている （3）。
せん断に対する照査において考慮している安全係数は第 4−2−3 表に示すとおり，材料係数，部材係数，荷重係数，構造解析係数，構造物係数がある。
これらの安全係数は土木学会マニュアルにおいて以下の考えにより定められ
ている。

1−4−9

187

（1）材料係数
限界値算定時に適用する材料係数はコンクリ−ト標準示方書に準拠して，
コンクリ−トに対して 1.3，鉄筋に対して 1.0 としている。応答値算定時に適用する材料係数は，コンクリ−トと鉄筋の物性値が，特性値の段階で実強度に対して小さい値を設定していることから安全側の照査がなされているため，材料係数は 1.0 としている。
（2）部材係数
コンクリ−ト標準示方書に準拠して，コンクリ−ト寄与分に対して 1.3，
鉄筋寄与分に対して 1.1 としている。
（3）荷重係数
地震の影響以外の荷重の評価精度は，かなり高いものと考えられ，地震の影響については入力地震動そのものが最近の研究成果に基づいて設定されるため，荷重係数は 1.0 としている。
（4）構造解析係数
変形に関する応答値の評価精度に比較して，断面力に関する応答値の評価
精度は高いと考えられることから，変形照査の場合より低減させて 1.05 としている。
（5）構造物係数
基準地震動は地点毎にサイト特性を考慮して設定され，重要度分類に対応
して入力地震動が選定される。従って，構造物係数よりさらに構造物の重要性を考慮する必要はなく，耐震性能照査における構造係数は 1.0 としている。

以上のことから，土木学会マニュアルによるせん断照査手法は，屋外重要土
木構造物の構造的特徴を踏まえ設定された手法であるため，技術的妥当性及び適用性を有すると判断できる。
1−4−10188

第 4−2−2 表

せん断耐力式の比較表

コンクリ−ト標準示方書

土木学会マニュアル：せん断耐力：せん断耐力：コンクリ−ト負担：コンクリ−ト負担：せん断補強筋負担：せん断補強筋負担／,／：構造寸法や鉄筋量で決まる係数,：構造寸法や鉄筋量で決まる係数

棒部材：発生曲げモ−メントで決まる係数：発生曲げモ−メントで決まる係数：設計基準強度，安全係数等で決まる

0.75

.

／

：腹部の幅
：有効高さ

：せん断スパン長：安全係数：設計基準強度，安全係数等で決まる
：腹部の幅
：有効高さ
：安全係数
せん断スパンより設定される係数を考慮しコンクリ−ト標準示方書のせん断耐力式を精緻化

デ ィ − プ ビ −ム

：せん断耐力：せん断耐力：コンクリ−ト負担：コンクリ−ト負担：せん断補強筋負担：せん断補強筋負担
／

／

／

／

：荷重作用点から支承前面までの距離：荷重作用点から支承前面までの距離：設計基準強度，安全係数等で決まる：設計基準強度，安全係数等で決まる

同一の評価式1−4−11189

第 4−2−3 表

せん断耐力評価において考慮している安全係数
せん断照査

安全係数
応答値算定

限界値算定

コンクリ−ト

1.0

1.3

鉄筋

1.0

1.0

地盤

1.0

−

コンクリ−ト

−

1.3

鉄筋

−

1.1

荷重係数

1.0

−

構造解析係数

1.05

−

材料係数

部材係数

構造物係数

1.0

第 4−2−6 図

せん断耐力算定法の妥当性の検証

1−4−12190

3.

屋外重要土木構造物の減衰定数

3.1

減衰定数の設定について

今回工認で採用している時刻歴応答解析において，地盤及び構造物の減衰定数は，粘性減衰と履歴減衰とで考慮している。
粘性減衰は，固有値解析にて求まる固有周期及び減衰比に基づき，質量マ
トリックス及び剛性マトリックスの線形結合で表される以下の Rayleigh 減
衰にて与える。
［C］＝α［M］＋β［K］［C］：減衰係数マトリックス，［M］：質量マトリックス，［K］：剛性マトリックス，α，β：係数
係数α，βは以下のように求めている。
構造体を線形要素でモデル化する場合は，固有値解析により求められた一次固有振動数，二次固有振動数の 2 点で Rayleigh 減衰がコンクリ−ト部材
については 5％に，鋼構造部材については 3％に一致するα，βを設定する。
履歴モデルにより構造物の履歴減衰を用いる場合は，固有値解析により求められた一次固有振動数，二次固有振動数の 2 点で Rayleigh 減衰が 1％に一致するα，βを設定する。

3.2

既工認と今回工認の相違について

今回の工認における構造物の粘性減衰は，履歴モデルにより構造物の履歴
減衰を用いる場合は，履歴減衰が生じない状態等における解析上の安定のためになるべく小さい値として一次固有振動数及び二次固有振動数に対して1％となる Rayleigh 減衰を採用している。
既工認では，時刻歴モ−ダル解析におけるコンクリート構造物の減衰定数として 5％を採用した。
1−4−13191

192

時刻歴非線形解析における粘性減衰の値は，道路橋示方書・同解説

Ｖ耐

震設計編（平成 14 年）（5） において，構造部材の非線形性として履歴モデル
を用いる場合には，この部材の履歴減衰は履歴モデルによって自動的に解析に取り入れられるため，履歴モデルにより構造物の履歴減衰を用いる場合には，コンクリ−ト部材は 2％（0.02）程度，鋼構造部材は 1％（0.01）程度とするのがよいとされている。
最新の道路橋示方書・同解説（平成 24 年）（6） においても，履歴モデルに
より構造物の履歴減衰を用いる場合の粘性減衰について，鉄筋コンクリ−ト
橋脚は 2％（0.02）とされている。
以上のように，粘性減衰は，履歴減衰が生じない状態等における解析上の安定のために設定される値であるため，履歴減衰を用いる場合においては，
なるべく小さい値として 1％を採用している。

1−4−14

193

4.

参考文献

（1）松尾ら：コンクリ−ト製地中構造物の合理的な耐震性能評価指標に関する検討，土木学会地震工学論文集，2003（2）石川ら：鉄筋コンクリ−ト製地中構造物の変形性状と損傷状態に関わる
実験的考察，第 26 回地震工学研究発表会講演論文集，pp885−888（3）原子力土木委員会・限界状態設計部会：原子力発電所・鉄筋コンクリ−
ト製屋外重要土木構造物への限界状態設計法の適用・安全性照査マニュアルの提案，土木学会論文集 No.442／Ⅴ−16（4）遠藤ら：鉄筋コンクリ−ト製地中構造物の限界状態に用いるせん断耐力評価法，電力中央研究所報告（5）日本道路協会：道路橋示方書・同解説

Ｖ耐震設計編

平成 14 年 3 月（6）日本道路協会：道路橋示方書・同解説

Ｖ耐震設計編

平成 24 年 3 月

1−4−15

194

1−5

1.

機器・配管系における手法の変更点についてはじめに
今回工認における機器・配管系の耐震評価において，既工認から評価手法を変更するものについて，「別紙−1

既工認との手法の相違点の整理について（設置変更許可申請段階での整理）」の整理結果を踏まえ，以下に結果を示すものである。

2.

手法の相違点(1)

原子炉建屋クレーンへの非線形時刻歴応答解析の適用
原子炉建屋クレーンの解析では，より詳細な手法を用いる観点から，すべり及び浮き上がりの条件を考慮した非線形時刻歴応答解析にて評価を実施する。原子炉建屋クレーンの非線形時刻歴応答解析の適用については，
他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料１参照）。

(2)

ポンプ等の解析モデルの精緻化
最新の工認実績等を踏まえ，ポンプ等の一部設備に対して解析モデルの質点数の変更，設備の支持構造に沿った解析モデルの精緻化を行う。多質点モデルによる地震応答解析モデルの適用は，他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料２参照）。

(3)

容器等の応力解析へのＦＥＭモデルの適用
既工認において，公式等による評価にて耐震計算を実施していた設備について，３次元ＦＥＭモデル，多質点モデルを適用した耐震評価を実施する。ＦＥＭモデルを用いて応力解析を行う手法は，他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料３参照）。
1−5−1

195

(4)

解析コードの変更
今回工認における格納容器，原子炉圧力容器等の主要設備の耐震評価に適用する解析コードについては，建設時に適用した解析コードから他プラントを含む既工認において適用実績がある解析コードに変更する（詳細は添付資料４参照）。
(5)

最新知見として得られた減衰定数の採用
最新知見として得られた減衰定数を採用する設備は以下のとおりであり，その値は，振動試験結果等を踏まえ，設計評価用として安全側に設定した減衰定数を採用したものである。
また，鉛直方向の動的地震力を適用することに伴い，鉛直方向の設計用
減衰定数についても新たに設定している。
天井クレーン，燃料取替機及び配管系の減衰定数並びに鉛直方向の設計
用減衰定数は他プラントを含む既工認において適用実績がある（詳細は添付資料５参照）。
① 天井クレーンの減衰定数② 燃料取替機の減衰定数③ 配管系の減衰定数(6)水平方向と鉛直方向の動的地震力の二乗和平方根法による組合せ
今回工認の評価では，鉛直方向の動的地震力が導入されたことから，水平方向と鉛直方向の地震力の組み合わせとして，既往の研究等に基づき二乗和平方根（以下「ＳＲＳＳ」という。）法を用いる。ＳＲＳＳ法による荷重の組み合わせは，他プラントを含む既工認において適用実績がある手法である（詳細は添付資料６参照）。
(7)

鉛直方向応答解析モデルの追加
今回工認では，鉛直方向に動的地震動が導入されたことから，原子炉本
1−5−2

196

体及び炉内構造物について，鉛直方向の応答を適切に評価する観点で，水平方向応答解析モデルとは別に鉛直方向応答解析モデルを新たに採用し鉛直地震動に対する評価を実施する。鉛直方向応答解析モデルは他プラントを含む既工認にて適用実績があるモデルである。
（詳細は添付資料７参照）。
3.

添付資料

(1)

原子炉建屋クレーンへの非線形時刻歴応答解析の適用について(2)

ポンプ等の解析モデルの精緻化について(3)

容器等の応力解析へのＦＥＭモデルの適用について(4)

解析コードの変更について(5)

最新知見として得られた減衰定数の採用について(6)

水平方向と鉛直方向の動的地震力の二乗和平方根法による組合せについて(7)

鉛直方向応答解析モデルの追加について

1−5−3

197

添付資料１
原子炉建屋クレーンへの非線形時刻歴応答解析の適用について

1.

概要
原子炉建屋クレーン（第 1-1 図）の耐震評価は，既工認では鉛直方向は静的地震力のみであったことから簡便に手計算により実施していた。
今回工認では，鉛直方向の動的地震力を考慮する必要があること及びクレーンの車輪部がレール上に固定されていないという構造上の特徴を踏まえ，
鉛直方向の地震力に対する車輪部の浮き上がり挙動を考慮した解析モデル（第 1-2 図）を用いた非線形時刻歴応答解析により評価を実施する。
なお，本モデル及び評価手法は大間１号炉の建設工認にて適用例があり，
大間 1 号炉と東海第二発電所の原子炉建屋クレーンは類似構造であることから，東海第二発電所の原子炉建屋クレーンにも適用可能である。

第 1-1 図原子炉建屋クレーン構造概要図

第 1-2 図

今回工認の解析モデル
1−5−4

198

2.

原子炉建屋クレーンの構造
大間１号炉と東海第二発電所の原子炉建屋クレーンは，第 1-3 図に示すと
おり原子炉建屋に設置された走行レール上をガーダ及びサドルが走行し，ガーダ上に設置された横行レールをトロリが横行する構造であり，いずれも同様の構造（別紙 1 参照）となっており，地震力に対し以下の挙動を示す。

(1)

走行方向の水平力
ａ．クレーンは走行レール上に乗っているだけで固定されていないため，
走行方向の水平力がクレーンに加わっても，クレーンはレール上をすべるだけで，クレーン自身にはレールと走行車輪間の最大静止摩擦力
以上の水平力は加わらない。
ｂ．クレーンの走行車輪は，駆動輪又は従動輪である。
ｃ．駆動輪は，電動機及び減速機等の回転部分と連結されているため，地震の加速度が車輪部に加わると回転部分が追随できず，最大静止摩擦力以上の力が加わればレール上をすべる。

(2)

横行方向の水平力
ａ．ガーダ関係(a)

横行方向は，走行レールに対して直角方向であるため，ガーダは建屋と固定されているものとし，水平力がそのままガーダに作用する。
ｂ．トロリ関係(a)

トロリはガーダの上に乗っているだけでガーダとは固定されていないため，水平力がトロリに加わっても，トロリはレール上をすべるだけで，トロリ自身にはレールと横行車輪間の最大静止摩擦力以上の水平力は加わらない。
(b)

トロリの横行車輪は，駆動輪又は従動輪である。
1−5−5

199

(c)

トロリの駆動輪は，電動機及び減速機等の回転部分と連結されているため，地震の加速度が車輪部に加わると回転部分が追随できず，最大静止摩擦力以上の力が加わればレール上をすべる。
(3)

鉛直力
ガーダ及びトロリは，レールと固定されていないことから，鉛直方向の地震力によってレールから浮き上がる可能性がある。

また，東海第二発電所の原子炉建屋クレーンは，今後実施する耐震補強工事により，大間１号炉のトロリストッパ及び脱線防止ラグと同様な構造変更を行うことにより，車輪まわりのトロリストッパ及び落下防止金具とレールの間の取り合い構造は，認可実績のある大間１号炉の原子炉建屋クレーンと同様の構造となることから，車輪まわりを含めた地震応答解析モ
デルは大間１号炉と同様にモデル化することができる（構造変更の概要は
別紙 2 参照）。

1−5−6

200

走行方向

横行方向
トロリストッパ

横行レール

トロリ
サドル

トロリ
Ａ部
Ｂ部

ガーダ

落下防止金具
走行レール

大間１号炉

東海第二発電所

Ａ部

Ｂ部

第 1−3 図車輪まわりの構造比較

1−5−7

201

3.

解析評価方針(1)

評価方法
既工認と今回工認の評価方法を第 1-1 表に示す。今回工認では，鉛直方向の動的地震力を考慮する必要があること及びクレーンの車輪部の構造を変更しておりレール上に固定されていないという構造上の特徴を踏まえ，鉛直方向の地震力に対する車輪部の浮き上がり，衝突の挙動を考慮した 3 次元Ｆ
ＥＭ解析モデルを用いた非線形時刻歴応答解析により評価を実施する。

第 1-1 表
項

目

解析手法
解析モデル
車輪−レール間の境界条件

既工認と今回工認の評価方法の比較
東海第二発電所
既工認

今回工認

公式等による

非線形時刻歴評価

応答解析
3 次元ＦＥＭ

−

解析モデル

すべり考慮

水平

動的地震力

鉛直

静的地震力

減衰定

水平

− ※１

数

鉛直

−

解析プログラム−

地震力

すべり，浮き上がり，衝突考慮
動的地震力
2.0％ ※２
Abaqus（Ver.6.5-4）

大間１号炉
同左
同左
同左
同左
同左
同左
同左
同左

※１：既工認では剛として耐震評価を実施しているため減衰定数は使用していない。
※２：添付資料５にて適用性を説明。

1−5−8

202

(2)

地震応答解析モデル
クレーンを構成する主要部材をビーム要素でモデル化し，車輪部はレー

ル上に乗っており固定されておらず，すべり,浮き上がり及び衝突の挙動を示す構造であることから，ギャップ要素，ばね要素及び減衰要素でモデル化する。クレーンの解析モデルを第 1-4 図に示す。
なお，今回工認の原子炉建屋クレーンのモデル化は，大間１号炉と同一の設定方法とする（車輪部の非線形要素については別紙 3 参照）。

ビー ム要 素（ガ ーダ の 質量 ，剛 性 特性 を モデ ル化 ）ビー ム要 素（ト ロリ の 質量 ，剛 性 特性 を モデ ル化 ）ギャップ要素（車輪・レール間のすべり，摩擦，浮き上がりをモデル化）

トラ ス要 素（ガ ーダ の 質量 ，剛 性 特性 を モデ ル化 ※ ）ばね，減衰要素（車輪・レール間の接 触剛 性，
接触減衰をモデル化 ）質量 要素（吊 荷を モ デル 化）

ギャ ップ 要 素（車 輪・レ ー ル間 のす べ り ，摩擦， 浮き 上 がり をモ デ ル化 ）ビー ム要 素（サ ドル の 質量 ，剛性 特性 を モデ ル化 ）ばね ，減 衰 要素
（車 輪・ レ ール 間の 接 触剛 性，
接触 減衰 を モデ ル化 ）○原子炉建屋におけるクレーン設置フロアの床応答加速度時刻歴の入力位置※ ワイヤロープ長さは，最大吊荷荷重を取扱う際の実運用を踏まえて，クレーン本体の評
価が保守的になるように設定する。

第 1-4 図原子炉建屋クレーン地震応答解析モデル
1−5−9

203

(3)

地盤物性等の不確かさに対する検討方針
スペクトルモーダル解析等では，床応答加速度は地盤物性等の不確かさによる固有周期のシフトを考慮して周期方向に±10％拡幅したものを用いている。
本評価では設計用床応答スペクトルを用いない時刻歴応答解析を採用することから，今回工認では地盤物性等の不確かさによる建屋固有周期のシフトの影響も考慮し，機器評価への影響が大きい地震動に対し ASME Boiler
Pressure Vessel Code SECTION Ⅲ , DIVISION1-NONMANDATORY APPENDIX
N-1222.3 Time History Broadening）に規定された設計用床応答スペクトルで考慮されている拡幅±10％に相当するゆらぎを仮定する手法による検討を行う予定である。
なお，ゆらぎを考慮した設計用床応答スペクトルの谷間にクレーンの固有周期が存在する場合は，ASME の規程に基づきピーク位置が固有周期にあたるようにゆらぎを考慮した評価も行う。

4.

別紙

(1)

原子炉建屋クレーンの主要諸元(2)

原子炉建屋クレーンの耐震補強工事による構造変更(3)

クレーン車輪部の非線形要素（摩擦・接触・減衰）(4)

原子炉建屋クレーンの地震時挙動に関する補足説明

5.

参考文献

(1)

平成 19 年度

原子力施設等の耐震性評価技術に関する試験及び調査
1−5−10204動的上下動耐震試験（クレーン類）に関わる報告書（08 耐部報-0021，（独）
原子力安全基盤機構）(2)

平成 20 年度

原子力施設等の耐震性評価技術に関する試験及び調査

動的上下動耐震試験（クレーン類）に関わる報告書（08 耐部報-0021，（ 独）
原子力安全基盤機構）

1−5−11205

別紙 1

原子炉建屋クレーンの主要諸元

Ｌ２
Ｗｔ
トロリ
Ｗｇ
ガーダ

Ｈ
ｌ１

Ｌ１
h

ｌ２

仕様
トロリ

ガーダ

総質量

大間 1 号炉

東海第二発電所

質量Ｗｔ(ton)

80.0

48.0

高さ
ｈ(m)

2.815

2.280

スパン
ｌ１(m)

7.7

5.6

スパン
ｌ２(m)

4.6

4.1

質量
Ｗｇ(ton)

190

118.0

高さ
Ｈ(m)

2.5

1.915

スパン
Ｌ１(m)

34.9

39.5

スパン
Ｌ２(m)

9.38

6.2

Ｗ(ton)

270.0

166.0

1−5−12206

別紙２ 原子炉建屋クレーンの耐震補強工事による構造変更

走行方向

横行方向
トロリストッパ

横行レール

トロリ
サドル

トロリ
Ａ部
Ｂ部

ガーダ

落下防止金具
走行レール

変更前

変更後

Ａ部詳細図

Ａ部詳細図

Ｂ部詳細図

Ｂ部詳細図

1−5−13207

別紙３

クレーン車輪部のクレーン車輪部の非線形要素（摩擦・接触・減衰）
要素（摩擦・接触・減衰）

クレーン車輪部のモデル化では，すべり，浮き上がり及び衝突の挙動を模擬するためギャップ要素を用いる。また，接触部位の局所変形による接触剛性を
ャップ要素を用いる。また，接触部位の局所変形による接触剛性をバネ要素で，衝突による減衰効果を減衰要素で模擬し，衝突による減衰効果を
別図 1-1 に示すように，に示すようにギャップ要素と直列に配置する。
節点
ビーム要素
ギャップ要素
バネ要素
減衰要素
別 1-1
別図
1.

車輪部の非線形要素

車輪とレール間の摩擦特性
クレーンの車輪には電動機，減速機等の 回転部分と連結された駆動輪と，クレーンの車輪には電動機，減速機等の回転部分と連結された駆動輪と回転部分と連結されてい る従動輪の 2 種類がある。このうち駆動輪は回転が拘束されているため，地震の加速度が地震の加速度が 車輪部に入力されると回転部分がれると回転部分が追随できず，最大静止摩擦力
最大静止摩擦力以上の力が加わればレール上をすべる。ここでの力が加わればレール上をすべる。ここで，摩擦係数は既工認と同様の 0.3 を用いる。
走行方向

横行方向
横行レール

トロリ

トロリ

サドル
ガーダ
駆動輪 従動輪

駆動輪

従動輪

走行レール

別図 1-22．

概要図

車輪とレールの接触剛性
1−5−14208

接触剛性は，「平成 20 年度
試験及び調査原子力施設等の耐震性評価技術に関する

動的上下動耐震試験（クレーン試験）に関わる報告書（09

耐部報-0008，（独）原子力安全基盤機構）」 (参 ２ ) を参照し，車輪とレールの衝突時の剛性を模擬するものとして接触剛性を考慮したばね要素 とク
レーン質量で構成される１自由度系の固有振動数が 20Hz 相当になるよう設定する。
車輪とレールの衝突による減衰
衝突による減衰は，「平成 19 年度
関する試験及び調査

原子力施設等の耐震性評価技術に

動的上下動耐震試験（クレーン類）に関わる 報告書（08 耐部報-0021，（独）原子力安全基盤機構）」(参 １ ) にて実施した要素試験のうちの車輪反発係数試験結果から評価した反発係数から換算 する。
なお，減衰比と反発係数の関係式には次式を用いる。
e ＝ exp −

hπ
1-h 2

ここで，ｅは反発係数，ｈは減衰比である。別図 1-3 に，上記の式で表される反発係数と減衰比の関係を示す。
1

0.8

減衰比

3．

0.6

0.4

0.2

0
0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

反発係数

別図 1-3反発係数と減衰比の関係

1−5−15

209

別紙４

1.

原子炉建屋クレーンの地震時挙動に関する補足説明

車輪とレールとの摩擦力及び落下防止部材との接触による摩擦力の考慮についてクレーンは，レール上を車輪で移動する構造であるため，建屋に固定されておらず，地震時にはレールに沿う方向にはすべりが発生し，摩擦力以上の荷重を受けない構造である。
クレーン本体とランウエイガーダ間の取り合い部を例とすると，すべりを想定する面としては，鉛直方向（車輪からレール間）と水平方向（落下防止金具からランウエイガーダ間）が挙げられる（別図 1-4）。
鉛直方向には，自重が常時下向きに加わっており，地震による鉛直方向加速度が１Ｇを上回りクレーン本体が浮き上がりの挙動を示すごく僅かな時間帯を除き，常に車輪はレール上面に接触し垂直抗力Ｎが発生する状態である
ことから，摩擦係数μ（＝0.30）一定の条件の下，垂直抗力Ｎを時々刻々変化させた摩擦力ｆ（＝μＮ）を考慮している。
これに対して，水平方向には常時作用する荷重が無く，水平方向（横行方向）の地震力が作用し落下防止金具がランウエイガーダ側面に接触する際にのみ水平抗力Ｒが発生する。しかしながら，地震力は交番荷重であること及び，接触後も部材間の跳ね返りが発生することから，側面の接触時間はごく僅かな時間となる。また，大きな摩擦力が発生するためには，横行方向の地
震力により瞬間的に水平抗力Ｒが発生する間に，走行方向の大きな地震力が同時に作用することが必要であることから，各方向地震動の非同時性を考慮し，側面の接触による摩擦力は考慮していない。
なお，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して，駆動輪に接続される電動機
及び減速機等の回転部分が破損し駆動輪が自由に回転する可能性も考えられ
1−5−16210

るが，その場合は駆動輪が回転することにより摩擦力は低減することから，
上記のように摩擦力を考慮した評価を行うことで保守的な評価となると言える。

垂直 抗力Ｎ

水平抗 力Ｒ

鉛直方向
水平方向
接触時の 接触面 拡大図
ラン ウ エイ ガ ーダ

別図 1-42.

鉛直方向と水平方向との接触面

レール等の破損による解析条件への影響について
クレーンのモデル化にあたっては，車輪がレール上にあり，レール直角方向に対しては落下防止金具又はトロリストッパが接触して機能することを前提としている。
ここでは，地震応答解析モデルの前提としている「レール上に車輪が乗っていること」が落下防止金具又はトロリストッパの健全性を確認することで満足されることを，クレーン本体とランウエイガーダ間の取り合い部を例として示す。
クレーン横行方向に地震力が作用する際は，車輪がレール上に乗り上がる挙動が想定されるが，落下防止金具がランウエイガーダに接触することで，横行方向の移動量は制限される。落下防止金具は構造強度部材として基準地
震動Ｓ Ｓ によって生じる地震力に対して，許容応力を満足する設計としており，地震で破損することは無いため，落下防止金具とランウエイガーダ間の1−5−17211

ギャップ量に相当する移動量となった場合であっても，構造上車輪はレール上から落ちることは無い（別図 1-5）。
本体ガーダとトロリストッパの寸法も同様の関係となっている。

また，落下防止金具とランウエイガーダが接触するより前に，車輪からレールに荷重が伝わることとなるが，車輪のつばとレールが接触（移動量 12.5mm）
してから落下防止金具とランウエイガーダが接触（移動量 35mm）し移動が制限されるまでの移動量は 22.5mm（＝35mm−12.5mm）程度であることから，落下防止金具が接触して機能する前に鋼製部材であるレールが大きく破損することは無いと考えられる。このように，車輪のつばの有無によらず構造強度部材である落下防止金具が機能することで車輪がレール上にとどまる設計であることから，車輪のつばは地震応答解析の前提条件に影響するものでは無い。

以上より，地震時に落下防止金具がランウエイガーダに接触して機能する
前に，車輪がすべり面であるレールから落下することや，レールが大きく破損することが無いことから，落下防止金具が機能する前に地震応答解析モデ
ルの前提を満足しなくなるおそれは無いと言える。

1−5−18212

12.5 ㎜
車 輪
走行 レールガーダ

ラン ウエイガー ダ

35 ㎜
落下防 止金具(a) 通常時
180 ㎜
100 ㎜

22.5 ㎜(b) 水平方向地震力により車輪のつばがレールに接触（水平移動量 12.5mm）(c) 水平方向地震力により落下防止金具とランウエイガーダが接触（水平移動量 35mm）（本図は車輪が レール から外され ないことを示す ための概念図で あり， 構造物の大きさや間隙 につい ては実物と は異なる。）

別図 1-5概念図

1−5−19213

添付資料２ポンプ等の解析モデルの精緻化について

1.

立形ポンプの解析モデルの精緻化
既工認における高圧炉心スプレイポンプ，低圧炉心スプレイポンプ及び残留熱除去系ポンプの解析モデルは，立形ポンプの構造を模擬したバレル部及びポンプケーシングによる質点系モデルを構築していた。今回工認では，最新の知見によるモデル化を行う観点から，ＪＥＡＧ4601-1981 追補版に基づき，モデルの精緻化を行う（第 2-1 図参照）。
なお，本解析モデルは大間１号炉の既工認及び東海第二発電所の立形ポン
プのうち，非常用ディーゼル発電機海水ポンプ及び残留熱熱除去系海水ポン
プの既工認にて適用実績がある（第 2-2 図参照）。

原動機

ポンプケーシング
バレル部

構造概要図
第 2-1 図

今回工認の解析モデル

既工認の解析モデル

立形ポンプの解析モデル図（高圧炉心スプレイポンプ解析モデルの例）

1−5−20214

構造概要図
第 2-2 図2.

既工認の解析モデル

残留熱除去系海水ポンプ解析モデル

残留熱除去系熱交換器の解析モデルの精緻化
残留熱除去系熱交換器の支持構造
交換器の支持構造概要図を第 2-3 図に示す。残留熱除去系
熱交換器は，原子炉建屋床面に設置された架台を介して支持する構造である。
既工認における応力評価は，架台部の１次固有周期に対して設計用床応答ス
ペクトルから算出される加速度を入力として，
ペクトルから算出される加速度を入力として，規格計算式によってって熱交換器本体の評価を実施していを実施していた。
今回工認においては，架台及び熱交換器本体との相互影響を精緻
今回工認においては，架台及び熱交換器本体との相互影響を精緻に評価す
1−5−21

215

る観点から，第 2-4 図に示す多質点系のはりモデルを用いた地震応答解析に
図に示す 多質点系のはりモデルを用いた地震応答解析に
より評価を行う。
多質点系のはりモデルを用いた地震応答解析については，
多質点系のはりモデルを用いた地震応答解析については，大間１号
なお，多質点系のはりモデルを用いた地震応答解析については，
炉においての既工認にて適用実績がある。
にて適用実績がある。

残留熱除去系熱交換器

架台

耐震補強工事に より，架台のより，架台部材追加の可能性
可能性がある。

第 2-3 図残留熱除去系熱交換器支持構造概要図

耐震補強工事に よる架台の部
よる
材追加に応じたに応じた 解析モデルの変更の可能性がある。
がある。

第 2-4 図残留熱除去系熱交換器解析モデル図1−5−22216

3.

格納容器ベント管の解析モデルの精緻化
格納容器のベント管の支持構造図を 2-5 図に示す。ベント管はダイヤフ
格納容器のベント管の支持構造図を第ベント管はダイヤフ
ラムフロアにより支持され，され，ブレージングにて水平方向を拘束されて拘束されている。
第 2-6 図にベント管の解析モデル図を示す。今回工認においては，
図にベント管の解析モデル図を示す。 今回工認においては，大間１号炉の既工認実績を踏まえて，質点モデルからビーム要素に変更した解析モ
既工認実績を踏まえて，質点モデルからビーム要素に変更した解析モデルを用いた地震応答解析により評価を行う。
地震応答解析により評価を行う。

格納容器
ペデスタル
ベント管
ペデスタル

ダイヤフラムフロア
ベント管
ブレージングブレージングブレージング支持詳細
詳細

第 2-5 図ベント管概要図

ダイヤフラムフロア

ダイヤフラムフロア

ペデスタル

ペデスタル

今回工認の解析モデル
第 2--6 図

既工認の解析モデル

ベント管解析モデル図1−5−23217

第 3-1 表
項

格納容器のＦＥＭ解析概要

目

適用部位

内

容

パーソナルエアロック取付部
サプレッションチェンバアクセスハッ
チ取付部
イクイプメントハッチ取付部
配管貫通部取付部
電気配線貫通部取付部
上部シアラグ取付部
下部シアラグ取付部

解析コード

NASTRAN

地震条件

別途実施する地震応答解析から得られる地震力（荷重，加速度）を入力とする。

第 3-2 表項
適用部位

ＤＧ用補機類容器のＦＥＭ解析概要

目

内

容

非常用ディーゼル発電機用始動空気だめ及び燃料油デイタンク
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
用始動空気だめ及び燃料油デイタンク

解析コード

Abaqus

地震条件

別途実施する原子炉建屋地震応答解析
から得られる加速度を入力とする。

1−5−25219

3.

原子炉圧力容器内構造物への多質点モデルの適用
原子炉圧力容器内構造物であるジェットポンプ，炉心スプレイスパージャ
及び出力領域計装検出器（LPRM）について，実機形状を質点とはり要素に置き換えた多質点モデルにて応答解析を行う。応答解析に用いる解析モデル図の例を第 3-2 図に示すとともに第 3-3 表に解析概要を示す。

モデル化範囲（構造概要図）第 3-2 図（解析モデル）

原子炉圧力容器内構造物の多質点モデル図（出力領域計装検出器の多質点モデルの例）

1−5−26220

第 3-3 表

原子炉圧力容器内構造物解析概要

項目
適用部位

内容
ジェットポンプ ＊１
高圧炉心スプレイスパージャ ＊１
低圧炉心スプレイスパージャ ＊１
出力領域計装検出器 ＊２

解析コード

NASTRAN（＊１に適用）
SAP−Ⅳ（＊２に適用）

地震条件

別途実施する地震応答解析から得られる加速度を入力とする。

1−5−27221

添付資料４
解析コードの変更について

今回工認における格納容器，原子炉圧力容器等の主要設備の耐震評価に適用する解析コードについては，既工認時に適用した解析コードから第 4-1 表に示す大間１号炉の既工認において適用実績がある解析コードに変更する。各評価
対象設備の解析モデルの設定の妥当性については，工事計画認可申請の耐震計
算書において説明するものとする。
第 4-1 表格納容器，原子炉圧力容器等の解析コードの変更（1／2）
解析コード

評価対象設備
格納容器

既工認

今回工認

ASSAL

NASTRAN

適用実績

・ドライウエル・サプレッションチェンバ
・ベント管

大間１号炉
既工認

・格納容器スプレイヘッダ
原子炉圧力

・円筒胴

容器

・下鏡
・制御棒駆動機構ハウジング
貫通部
・再循環水出口ノズル
・再循環水入口ノズル
・蒸気出口ノズル・給水ノズル・低圧炉心スプレイノズル

ASSAL

・高圧炉心スプレイノズル

及び・低圧注水ノズル

ASHSD2FEMR・上鏡スプレイノズル

大間１号炉
既工認

・ベントノズル・ジェットポンプ計測管貫通部ノズル
・液体ポイズン及び炉心計測
ノズル・円筒胴計測ノズル
・ドレンノズル・支持スカート
・差圧検出・ほう酸水注入配管

EBASCO 社
構造解析ｺｰﾄﾞ

NASTRAN

大間１号炉
既工認

1−5−28222

第 4-1 表
設備名
炉心支持構

格納容器，原子炉圧力容器等の解析コードの変更（2／2）
解析コード

評価対象項目・シュラウドサポート

既工認

今回工認

ASSAL

ASHSD2

造物

大間１号炉
既工認

（圧力容器

・給水スパージャ

内構造物を

・炉心スプレイ系配管（原子

含む）

適用実績

EBASCO 社

NASTRAN

構造解析ｺｰﾄﾞ

大間１号炉
既工認

炉圧力容器内）・差圧検出・ほう酸水注入系
配管（原子炉圧力容器内）
・起動領域計装

HISAC

SAP-Ⅳ

大間１号炉
既工認

その他機器
類

・水圧制御ユニット

EBASCO 社
構造解析ｺｰﾄﾞ

SAP-Ⅳ

大間１号炉
既工認

1−5−29223

添付資料 5
最新知見として得られた減衰定数の採用について

1.

概要
今回工認では，以下の設備について最新知見として得られた減衰定数を採用する。これらの変更は，振動試験結果を踏まえ設計評価用として安全側に設定した減衰定数を最新知見として反映したものであり，大間１号炉の建設
工認において適用実績がある。

①

原子炉建屋クレーン及び使用済燃料乾式貯蔵建屋クレーン（以下「建屋クレーン」という。）の減衰定数※１②

燃料取替機の減衰定数※１③配管系の減衰定数※１，※２※１

電力共通研究「鉛直地震動を受ける設備の耐震評価手法に関する研究（H7〜H10）」※２

電力共通研究「機器・配管系に対する合理的耐震評価手法に関する研究（H12〜H13）」

なお，本資料に記載する①〜③の内容については，「大間原子力発電所 1 号
機の工事計画認可申請に関わる意見聴取会」において聴取されたものである。
また，鉛直方向の動的地震力を適用することに伴い，鉛直方向の設計用減衰定数についても大間 1 号炉と同様に新たに設定している。

1−5−30

224

2.

今回の評価で用いた設計用減衰定数
最新知見として反映した建屋クレーン，燃料取替機及び配管系の設計用減衰定数を第 5-1 表及び第 5-2 表に示す。

第 5-1 表建屋クレーン及び燃料取替機の設計用減衰定数
設計用減衰定数(％)

設

備

水平方向

鉛直方向

JEAG4601＊１

東海第二＊２

JEAG4601＊１

東海第二＊２

建屋クレーン

1.0

2.0

−

2.0

燃料取替機

1.0

2.0

−

1.5(2.0)＊３

注記＊1：原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版（社団法人日本電気協会）に定まる設計用減衰定数＊2：東海第二発電所にて適用する設計用減衰定数＊3：（ ）外は，燃料取替機のトロリ位置が端部にある場合（）内は，燃料取替機のトロリ位置が中央部にある場合：新たに設定したもの：JEAG4601 から見直したもの

1−5−31225

第 5-2 表配管系の設計用減衰定数
設計用減衰定数＊１（％）
保温材有＊２

保温材無
JEAG

Ⅰ

Ⅱ

Ⅲ

Ⅳ

スナッバ及び架構レストレイント支持主体の配管系で，支持具(スナッバ又は架構レストレ
イント)の数が４個以上のもの
スナッバ，架構レストレイント，ロッドレス
トレイント，ハンガ等を有する配管系で，アンカ及びＵボルトを除いた支持具の数が４個以上であり，配管区分Ⅰに属さないもの
Ｕボルトを有する配管系で，架構で水平配管の自重を受けるＵボルトの数が４個以上のもの＊５
配管区分Ⅰ，Ⅱ及びⅢに属さないもの

東海
＊４

JEAG
＊３

東海

第二

4601

第二＊４

2.0

同左

2.5

3.0

1.0

同左

1.5

2.0

−

2.0

−

3.0

0.5

同左

1.0

1.5

4601

＊３

：新たに設定したもの：JEAG4601 から見直したもの＊１：水平方向及び鉛直方向の設計用減衰定数は同じ値を使用＊２：保温材による付加減衰定数は，配管全長に対する金属保温材使用割合が 40％以下の場合 1.0％を適用するが，金属保温材使用割合が 40％を超える場合は，0.5％とする。
＊３：原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版（社団法人 日本電気協会）に定まる設計用減衰定数＊４：東海第二発電所にて適用する設計用減衰定数＊５：区分Ⅲ（Ｕボルトを有する配管系）については，新たに設定したものであり，現
状 JEAG4601 では区分Ⅳに含まれる。

（適用条件）
a. 適用対象がアンカからアンカまでの独立した振動系であること。
大口径管から分岐する小口径管は，その口径が大口径管の口径の 1／2 倍以下である場合，その分岐部をアンカ相当とする独立の振動系とみなしてよい。
b. 配管系全体として，配管系支持具の位置及び方向が局所的に集中していないこと。
c. 配管系の支持点間の間隔が次の条件を満たすこと。
配管系全長／(配管区分ごとに定められた支持具の支持点数)≦15 (m／支持点)
ここで，支持点とは，支持具が取付けられている配管節点をいい，複数の支持具が取付けられている場合も 1 支持点とする。
d. 配管と支持構造物の間のガタの状態等が施工管理規程に基づき管理されていること。ここで，施工管理規程とは，支持装置の設計仕様に要求される内容を反映した施工要領等をいう。

1−5−32

226

3.
(1)

設計用減衰定数の考え方
建屋クレーン及び燃料取替機の設計用減衰定数ａ．原子力発電所耐震設計技術指針ＪＥＡＧ4601-1991 追補版（以下「ＪＥ
ＡＧ4601」という。）に基づく設計用減衰定数
ＪＥＡＧ4601 において建屋クレーン及び燃料取替機は溶接構造物として分類されているため，設計用減衰定数は 1.0%が適用される。
ｂ．設計用減衰定数の見直し
建屋クレーン及び燃料取替機の減衰定数に寄与する要素には，材料減
衰と部材間に生じる構造減衰に加え，車輪とレール間のガタや摩擦による減衰があり，溶接構造物としての 1.0%より大きな減衰定数を有すると考えられることから，実機を試験体とした振動試験が実施された。
振動試験の結果，建屋クレーンの減衰定数については水平 2.0%，鉛直
2.0%が得られた。また，燃料取替機の減衰定数については水平 2.0%，鉛
直 1.5%（燃料取替機のトロリ位置が端部にある場合），2.0%（燃料取替機のトロリ位置が中央部にある場合）が得られた。
ｃ．東海第二発電所への適用性
振動試験の概要並びに振動試験における試験体，東海第二発電所の実機及び先行認可実績のある大間１号炉の実機との仕様の比較を参考資料
1 及び参考資料 2 に示す。
東海第二発電所における建屋クレーン及び燃料取替機については，試験結果の適用性が確認されている大間１号炉の原子炉建屋クレーン及び燃料取替機と同等の基本仕様を有する。従って，今回の評価における建屋クレーンの減衰定数については水平 2.0%，鉛直 2.0%を用いる。また，
燃料取替機の減衰定数については水平 1.5%（燃料取替機のトロリ位置が端部にある場合），2.0%（燃料取替機のトロリ位置が中央部にある場合）

1−5−33227

を用いる。
(2)

配管系の設計用減衰定数
ａ．ＪＥＡＧ4601 に基づく設計用減衰定数
ＪＥＡＧ4601 における配管系の設計用減衰定数は，配管支持装置の種類や個数によって 3 区分に分類されており，さらに保温材を設置した場合の設計用減衰定数が規定されている。
ｂ．今回の評価で用いる設計用減衰定数以下，（a），（b）に示す項目については，配管系の振動試験の研究成果に基づき，ＪＥＡＧ4601 に規定する値を見直し設定する。
(a)

Ｕボルト支持の配管系
ＪＥＡＧ4601 におけるＵボルト支持配管系の設計用減衰定数は，0.5%と規定されている。
Ｕボルト支持の配管系の減衰に寄与する要素には，主に配管支持部における摩擦があり，架構レストレイントを支持具とする配管系と同程度の減衰定数を有すると考えられることから，振動試験等が実施され，減衰定数 2.0%が得られた。
振動試験で用いられたＵボルトについては，原子力発電所で採用されている代表的なものを用いていることから，振動試験等により得られた減衰定数を適用できると判断し，今回の評価におけるＵボルト支持配管
系の設計用減衰定数は，振動試験結果から得られた減衰定数 2.0%を設定する。
なお，参考として振動試験結果の概略を参考資料 3 に示す。
(b)

保温材を設置した配管系
ＪＥＡＧ4601 における保温材を設置した設計用減衰定数は，振動試

験の結果に基づき，保温材を設置していない配管系に比べ設計用減衰定1−5−34228

数を 0.5%付加できることが規定されている。
その後，保温材の有無に関する減衰定数の試験データが拡充され，保温材を設置した場合に付加できる設計用減衰定数を見直すための検討が行われた。
今回の評価における保温材を設置した場合に付加する設計用付加減
衰定数は，振動試験結果から得られた減衰定数 1.0%を，保温材無の場合に比べて付加することとする。
なお，振動試験結果の概略を参考資料 4 に示す。
ｃ．東海第二発電所への適用性
減衰定数の検討においては，要素試験結果から減衰定数を算出するための評価式を求め，その上で，実機配管系の解析を行い，減衰定数を求めている。
要素試験においては，原子力発電所で採用されている代表的な 4 タイプ(参考資料 3 補足参照)を選定しており，東海第二発電所においても，
この４タイプのＵボルトを採用している。また，実機配管系の解析対象とした 28 モデルには，ＢＷＲプラントの実機配管も含まれており，配管仕様（口径，肉厚，材質），支持間隔・配管ルートについてはも，様々な配管剛性や振動モードに対応した検討を実施している。（参考資料 3参照）
従って，今回検討した設計用減衰定数は東海第二発電所へ適用可能であり，東海第二発電所における配管の設計用減衰定数として設定する。

1−5−35229

4.

鉛直方向の設計用減衰定数について
今回工認では，鉛直方向の動的地震力を適用することに伴い，鉛直方向の設計用減衰定数を新たに設定している。今回工認で適用する設計用減衰定数について，ＪＥＡＧ4601 に規定されている設計用減衰定数との比較を第 5-3
表に示す。
鉛直方向の設計用減衰定数は，基本的に水平方向と同様とするが電気盤や燃料集合体等の鉛直地震動に対し剛体挙動する設備は 1.0%とする。また，建屋クレーン，燃料取替機及び配管系については，既往の試験等により確認されている値を用いる。
なお，これらの設計用減衰定数は，大間 1 号炉の建設工認にて適用例がある。
第 5-3 表機器・配管系の設計用減衰定数
設計用減衰定数(%)

設

水平方向

備

鉛直方向

JEAG4601

今回工認

JEAG4601

今回工認

溶接構造物

1.0

同左

−

1.0

ボルト及びリベット構造物

2.0

同左

−

2.0

ポンプ・ファン等の機械装置

1.0

同左

−

1.0

燃料集合体

7.0

同左

−

1.0

制御棒駆動機構

3.5

同左

−

1.0

電気盤

4.0

同左

−

1.0

建屋クレーン

1.0

2.0

−

2.0

燃料取替機

1.0

2.0

−

1.5(2.0)＊

0.5〜2.0

0.5〜3.0−

0.5〜3.0

配管系
注記

＊：（
（

）外は，燃料取替機のトロリ位置が端部にある場合）内は，燃料取替機のトロリ位置が中央部にある場合

1−5−36230

参考資料−１（１／２）
建屋クレーンの振動試験-〜減衰比の検討〜設計用減衰定数の設定
実機を試験体とした振動試験から得られた天井クレーン構造の減衰特性に基づき，設計用減衰定数の検討を行った。
３．計測データの処理
１．代表試験体の選定
原子炉建屋天井クレーン 8 タイプ，一般用 2 タイプの
天井クレーンの基本仕様（トロリ及びガーダの重量，
高さ，スパン）を調査。
各クレーンの，構成要素・基本構造，減衰に影響を与えると考えられるクレーン全重量とトロリ重量の比及び振動特性が同等であることを確認。

振動試験で得られた自由振動波形から減衰比を算定

一般用天井クレーンを代表試験体とし，個体差及びガーダ形状の相違の影響を確認するために，ガーダの断面形状が異なるタイプの同一仕様の試験体№1，№2 及びガー
ダの断面形状が同じタイプの試験体№3 を使用し，合計 3機の試験体で実施。

1−5−37２．振動試験
【鉛直方向の加振方法】
吊荷を床から50mm 程度まで持ち上
げた後，最大速度で下降させて床に着地させ，この時の自由振動を計測する。

【水平方向の加振方法】
クレーンを 1ｍ程度走行させ，急停止することにより，自由振動を計測する。

天井クレーンの減衰比と応答振幅の関係（鉛直方向）

天井クレーンの減衰比と応答振幅の関係（水平方向）

４．設計用減衰定数の設定【試験結果（鉛直方向）】
応答振幅に対する減衰比の傾向は，応答振幅が比較的小さい場
合には減衰比のばらつきが大きいが，応答振幅が大きくなると，減衰比の発生源となる構造減衰が増加し，減衰比が徐々に増加するとともに，そのばらつきが小さくなる。
応答振幅5.0mm で減衰比2.0％以上が得られた。

【設計用減衰定数（鉛直方向）】
応答振幅の増加に伴い減衰比は増加傾向にあり，設計応答振幅（トロリ位置中央部12.2mm，端部6.0mm）レベルで減衰比2.0％以上となっていることから，設計用減衰定数2.0％と設定した。

【試験結果（水平方向）】
水平方向の減衰比は，応答振幅 4.7mm において 5.2％という結果が得られた。

【設計用減衰定数（水平方向）】
水平方向の減衰比は，応答振幅レベル 4.7mm において 5％程度の減衰比が得られているが，データ点数が少ない（設計応答振幅 8.9mm に達していない）ため，鉛直方向と同じ 2.0％を水平方向の設計用減衰定数と設定した。

231

参考資料−１（２／２）○ 建屋クレーンの試験体と実機との仕様比較
建屋クレーンは，ガーダ 2 本上にトロリが設置されている構造である。表 2-1 に天井クレーン試験体，東海第二発電所及び大間 1 号炉の建屋クレーンの主要な仕様を示す。
表 2-1 天井クレーン試験体，実機建屋クレーン仕様の比較
試験体
一般用天井クレーン
仕様

実機建屋クレーン
東海第二
使用済燃料
原子炉建屋
乾式貯蔵建屋
クレーン
クレーン

大間1 号機

試験体
No1,2

試験体
No3

重量Wt(ton)

43.5

71.0

48.0

30.0

80.0

高さh(m)

2.265

3.0

2.280

0.975

2.815

スパンl1(m)

5.8

6.8

5.6

4.0

7.7

スパンl2(m)4.1

3(主巻用)
2.5(補助巻用)

4.1

3.6

4.6

重量Wg(ton)

104.5

191.5

118.0

67.0

190

高さH(m)

1.32

2.3

2.5

4.42

1.915

スパンL1(m)

33.0

33.0

39.5

20.4

34.9

スパンL2(m)

7.06

8.9

6.2

7.6

9.38

総重量

WT(ton)

148.0

262.5

166.0

107.0

270.0

トロリ重量と
総重量の比

Wt／WT

0.294

0.270

0.289

0.309

0.298

トロリ

備

考

原子炉建屋
クレーン

1−5−38ガーダ○ 試験体と実機の比較の考え方
減衰比は，一般的に振動エネルギと消散エネルギの比で表される。消散エネルギはガーダ等の構造部材の材料減衰，トロリ，ガーダ等のガタや摩擦による構造減衰により発生すると考えられ，天井クレーン構造の建屋クレーンにおいては，ガーダ，トロリは固定構造ではなく，レールと車輪間にすべりが発生する構造であることから，トロリとガーダとの微小な相対運動によるエネルギの消散が減衰特性に最も影響が大きい因子と考えられる。
ここで，トロリの相対運動による消散エネルギはトロリ質量に比例し，振動エネルギはクレーンの振動質量に比例する。建屋クレーンは建屋に対して走行車輪部のみで支持された両端支持はりの構造をしており，地震時の振動モードは上下・水平方向共にガーダ中央のたわみが最大となる１次モードが支配的となる。そのため，振動質量はクレーンの総質量に比例し，減衰比はトロリ質量とクレーンの総重量の比に影響を受けることになる。
上表とおり，東海第二発電所の建屋クレーンのトロリ重量と総重量の比は，試験体及び大間１号炉の実機と同程度になることを確認している。
以上から，建屋クレーンの設計用減衰定数として水平 2.0%，鉛直 2.0%を適用する。

232

参考資料−２（１／２）

燃料取替機のの振動試験〜減衰比の検討〜設計用減衰定数の設定
実機を試験体とした振動試験から得られた燃料取替機の減衰特性に基づき，設計用減衰定数の検討を行った。

１．代表試験体の選定

３．計測データの処理振動試験で得られた周波数応答曲線からハーフパワー法で減衰比を算定

燃料取替機５機について，基本仕様（トロリ及びガー
ダの重量，高さ，スパン）を調査。
各燃料取替機の，構成要素・基本構造・サイズ・重量・振動特性が同等であることを確認。

燃料取替機５機の中から建設中プラントの燃料取替機を代表試験体として選定。

1−5−39２．振動試験
４．設計用減衰定数の設定【試験結果（鉛直方向）】
トロリ位置が中央部の場合では，応答振幅の増加に従って減衰比は増加する傾向を示している。
応答振幅0.40mmで減衰比2.0%以上が得られている。
トロリ位置が端部の場合では，応答振幅に係らず 1.5％程度の減衰比が得られている。

【加振方法（鉛直・水平方向）】
トロリ中央部に設置した加振装置による強制加振（正弦波 5Hz から20Hz）【設計用減衰定数（鉛直方向）】
トロリ位置が中央部の場合では，応答振幅の増加に伴い減衰比は増加傾向にあり，応答振幅レベル0.40mm でも減衰比2.0%以上となっていることから，設計用減衰定数2.0%としたとしている。
トロリ位置が端部の場合では，応答振幅に係らず1.5%程度の減衰比が得られていることから，設計用減衰定数1.5%とした。

【試験結果（水平方向）】
燃料取替機の水平方向の減衰比は，トロリ位置が中央部では応答振幅0.07mm において3.6%，トロリ位置が端部では応答振幅0.07mm において3.1%という結果が得られている。

【設計用減衰定数（水平方向）】
水平方向の減衰比は，応答振幅レベル0.07mm で3.6％（トロリ中央部）及び3.1％（トロリ端部）の減衰比が得られているが，データ点数が少ないため，鉛直方向と同じ2.0％を水平方向の設計用減衰定数とした。

233

参考資料−２（２／２）○ 燃料取替機の試験体と実機との仕様比較
燃料取替機は，フレーム構造のブリッジ上にトロリが設置されている構造である。表 3-1 に燃料取替機試験体，東海第二発電所及び大間 1 号炉の燃料取替機の主要な仕様を示す。
表 3-1 燃料取替機試験体，実機燃料取替機仕様の比較
実機
仕

トロリ

ブリッジ

1−5−40

総質量

様

試験体

備 考
東海第二

大間

質量Wt(ton)

15.5

15.0

27.0

高さh(m)

4.795

4.533

5.795

スパンl1(m)

3.0

2.5

3.0

スパンl2(m)

2.6

2.6

3.0

質量Wg(ton)

23.6

36.0

40.0

高さH(m)

2.005

2.415

2.075

スパンL1(m)

12.46

13.36

15.16

スパンL2(m)

4.6

4.6

4.43

WT(ton)

39.1

51.0

67.0

○ 試験体と実機の比較の考え方
燃料取替機については，ブリッジ等の骨組み構造の材料減衰，トロリ，ブリッジ等のガタや摩擦による構造減衰が減衰比に影響を与えると考えられる。トロリの構造
減衰はトロリ位置によって異なる。試験で得られた減衰比データとしては，ブリッジ中央にトロリがある場合，ブリッジの端部にトロリのある場合の 2 種類ある。鉛直方向に関しては，ブリッジの中央にトロリがある場合の方が，ブリッジの端部にトロリがある場合に比べて，減衰比は高くなっている。
ブリッジ中央にトロリがある場合，鉛直方向に関しては，応答振幅の増加に伴い減衰比は増加傾向にあり，応答振幅レベル 0.40mm で減衰比 2.0%以上となっていることから，設計用減衰定数を 2.0%とする。水平方向の減衰比は，応答振幅レベル 0.07mm で 3.6％の減衰比が得られているが，データ点数が少ないため，鉛直方向と同じ
2.0％を水平方向の設計用減衰定数とした。
ブリッジ端部にトロリがある場合，鉛直方向に関しては，応答振幅に係らず 1.5%程度の減衰比が得られていることから，設計用減衰定数 1.5%とした。水平方向の減衰
比は，応答振幅レベル 0.07mm で 3.1％の減衰比が得られているが，データ点数が少ないため，鉛直方向と同じ 2.0％を水平方向の設計用減衰定数とした。
実機への適用性の観点では，上表の試験体と東海第二発電所における燃料取替機の構造の比較から，ブリッジスパン，質量は同等以上となっており，振動特性として応答は大きくなる傾向にあると考えられる。また，試験では低加速度レベル（水平約 100Gal，鉛直約 200Gal）にて実施されているが，実際の基準地震動 Ss はそれよりも大きな加速度レベルとなる。試験結果から，応答の増加に伴い減衰比も増加傾向にあるため，上記の試験結果より得られた減衰比は適用可能と考えられる。
以上から，燃料取替機の設計用減衰定数として水平 2.0%，鉛直 1.5%（燃料取替機のトロリ位置が端部にある場合），2.0%（燃料取替機のトロリ位置が中央部にある場合）を適用する。

234

参考資料−３（１／８）
Ｕボルト支持配管系の振動試験-(1/3):①要素試験〜②消散エネルギ評価式の策定〜③要素試験結果との比較
Ｕボルト支持部１箇所の減衰特性を把握するため，最も単純な試験体で振動試験を実施

Ｕボルト支持配管系の研究の流れ

変位−荷重履歴のモデル化① 要素試験
Ｕボルト 1 個が有する減衰特性を把握要素試験結果より，消散エネルギ評
価式を策定し，減衰推算法により減衰定数を求める。

1−5−41③ 要素試験結果との比較○モデル内部の面積が消散されるエ（消散エネルギ評価式の策定へ）② 消散エネルギ評価式の策定【消散エネルギ評価式の策定】
ネルギであり，この面積を数式化

E

A1

A2

A1

4・ ・ N・ H
2A2F
4・ ・N・

・N

ku

要素試験から策定した消散エネル
ギ評価式について，実規模配管系
で保守性を確認④ 実規模配管系試験
実規模配管系の試験結果と消散エ
ネルギ評価式に基づく減衰定数を比較し，消散エネルギ評価式の保守性を確認

要素試験結果と消散エ
ネルギ評価式の結果の比較

消散エネルギ評価式の
保守性の確認⑤ 配管解析に基づく設計用減衰
定数の検討

235

参考資料−３（２／８）
Ｕボルト支持配管系の振動試験-(2/3):④実規模配管系試験
要素試験結果に基づき策定した消散エネルギ評価式の実機への適用性確認のため，実規模配管系試験による振動試験を実施し，試験結果より得られる減衰定数と消散エネルギ評価式より得られる減衰定数の比較検討を行った。

Ｕボルト支持配管系の研究の流れ① 要素試験
Ｕボルト 1 個が有する減衰特性を把握試験結果と消散エネルギ評価式による減衰定数の比較② 消散エネルギ評価式の策定
要素試験結果より，消散エネルギ評
価式を策定し，減衰推算法により減衰定数を求める。

1−5−42③ 要素試験結果との比較
要素試験から策定した消散エネル
ギ評価式について，実規模配管系
で保守性を確認④ 実規模配管系試験
実規模配管系の試験結果と消散エ
ネルギ評価式に基づく減衰定数を比較し，消散エネルギ評価式の保守性を確認⑤ 配管解析に基づく設計用減衰定数の検討試験結果と消散エネルギ評価式による減衰定数を比較した結果，消散エネルギ評価式の方が全変位領域で下回っており，消散エネ
ルギ評価式の保守性が確認された。

236

参考資料−３（３／８）

Ｕボルト支持配管系の振動試験-(3/3):⑤配管解析に基づく設計用減衰定数の検討

実機プラントにおいては，配管系の支持箇所やルートは多種多様である。ここでは，実機配管系の計算モデルに対して消散エネルギ評価式を用いて減衰定数を算出し，さらに，Ｕボルト支持配管系の設計用減衰定数の検討を行った。

Ｕボルト 1 個が有する減衰特性を把握② 消散エネルギ評価式の策定
要素試験結果より，消散エネルギ評
価式を策定し，減衰推算法により減衰定数を求める。

1−5−43③ 要素試験結果との比較
要素試験から策定した消散エネル
ギ評価式について，実規模配管系
で保守性を確認○ 前項までに，実規模配管系試験にて消散エネルギ評価式の保守性を確認○ 設計用減衰定数を設定するにあたっては，Ｕボルト支持具数や配管ルートなど様々な配管系について検討する必要がある。
○ 消散エネルギ評価式による減衰定数が配管変位に依存するため，配管系の振動モード変位を一定と仮定した状態で減衰定数(変位仮定減衰定数)を算出した。
対象はＵボルト支持部を有する実機配管系(28 モデル)とした。

解析の結果，Ｕボルト4 個以上の配管系において(a)仮定変位2.5mm の場合，減衰定数2.0％以上が得られた。
(b)仮定変位5.0mm の場合，減衰定数1.0％以上が得られた。

Ｕボルト支持配管系の減衰推算結果
100

100

10

10

減衰定数
2.0％

1

0

4
8
12
16
配管の自重を受けるＵボルト支持具数(個)④ 実規模配管系試験⑤ 配管解析に基づく設計用減衰定数の検討
変位仮定減衰定数237

モード別減衰定数

減衰定数
1.0％

1

0.1

0.1

(a)変位設定値2.5mm

実規模配管系の試験結果と消散エ
ネルギ評価式に基づく減衰定数を比較し，消散エネルギ評価式の保守性を確認

減衰定数（%）① 要素試験

Ｕボルト支持配管系（28 モデル）に対する解析による検討（各振動モードが全て一律の変位が生じると仮定）

減衰定数（%）

Ｕボルト支持配管系の研究の流れ

詳細計算による減衰定数の検討（モード別減衰定数による検討）○ 変位仮定減衰定数は計算結果からも判るように「仮定する変位」に依存する。
○ 変位2.5mm の減衰定数及び変位5.Omm の減衰定数のそれぞれ2.0％及び1.0％を与える下限値を示した配管モデルに対して，より詳細な解析を行い，Ｕボルト
支持配管系の設計用減衰定数を検討した。

比較検討の結果，詳細計算結果と変位2.5mm を与えた場合の結果がよく一致していることがわかり，Ｕボルト支持配管系の設計用減衰定数を2.0％に設定した。
なお，2.0％の適用に当たっては，以下の項目を条件とするとしている。
○ Ｕボルトは，運転時に配管とボルト頂部との間に隙間があるよう施工されること。
○ 今回，検討対象としたＵボルトの据付状態であること(水平配管の自重を架構で受けるＵボルト)。

20

0

4
8
12
16
配管の自重を受けるＵボルト支持具数(個)(b)変位設定値5.0mm

20参考資料−３（４／８）
【補足】要素試験に用いたＵボルト支持構造物のタイプ試験に用いた U ボルトは，原子力発電所で採用されている代表的な４タイプを選定した。

1−5−44238

参考資料−３（５／８）
【解析を行った配管仕様】
・口径：２０Ａ〜４００Ａ
・材質：ステンレス鋼，炭素鋼
上記のうちＢＷＲ実機配管
系統

口径

ｂ配管

ＣＲＤ

３２Ａ

ｅ配管

ＡＣ

５０Ａ

ｏ配管

ＲＨＲ

１５０Ａ

ｐ配管

ＦＰＣ

４０Ａ

ｑ配管

ＭＵＷＣ

１００Ａ

ｒ配管

ＭＵＷＣ

１５０Ａ，８０Ａ

ｓ配管

ＲＣＷ

２００Ａ

ｔ配管

ＲＣＷ

２００Ａ，８０Ａ

ｕ配管

ＣＲＤ

３２Ａ

1−5−45239

参考資料−３（６／８）
実機配管系の解析モデル図（b・e・o・p 配管）

1−5−46ｂ配管

ｅ配管

32A Sch80
CRD 配管

50A Sch80
AC 配管

ｏ配管

p 配管

150A Sch40

40A Sch80

RHR 配管

FPC 配管

240

参考資料−３（７／８）
実機配管系の解析モデル図（q・r・s・t 配管）

ｒ配管

1−5−47ｑ配管

150A Sch40

100A Sch40
MUWC 配管

80Asch40
MUWC 配管ｔ配管
s 配管

200A Sch40200A Sch40
RCW 配管

80Asch40
RCW 配管241

参考資料−３（８／８）
実機配管系の解析モデル図（u 配管）

ｕ配管
32A Sch80
CRD 配管

1−5−48242

参考資料−4
配管系の保温材による付加減衰定数
試験体を使用した振動試験から得られた配管系の保温材による付加減衰定数に基づき，設計用減衰定数の検討を行った。

１．試験体

３．試験結果配管口径の異なる 3 種類（ ① 8B(200A) ，②
12B(300A)，③20B(500A)）の試験体を用いて振動試験を実施(保温材有・無の結果を比較し，保温材が有る場合に付加できる減衰定数(以下「付加減衰定数」という。)と変位との関係を示す。)①配管口径 8B(200A)②配管口径 12B(300A)
口径 8B(200A)

10.0

1−5−49

0.1

0

3.0

10

20
応答変位(mm)30

40

×：変位制限撤廃前データ(応答変位 3.0 mm以下）′：変位制限撤廃前データ(応答変位 3.0 mmより大）○：変位制限撤廃検討時データ

1.0

0.1

付加減衰定数

1.0

口径 20B(500A)

10.0

Δｈ(%)

Δｈ(%)

×：変位制限撤廃前データ(応答変位 3.0 mm以下）′：変位制限撤廃前データ(応答変位 3.0 mmより大）○：変位制限撤廃検討時データ

付加減衰定数付加減衰定数振動試験は保温材有り場合／保温材無しの場合について実施。
（保温材厚さ 75mm）

Δｈ(%)×：変位制限撤廃前データ(応答変位 3.0 mm以下）′：変位制限撤廃前データ(応答変位 3.0 mmより大）○：変位制限撤廃検討時データ

２．振動試験

③配管口径 20B(500A)
口径 12B(300A)

10.0

0

3.0

10

20
応答変位(mm)

30

40

1.0

0.1

0

3.0

10

20
応答変位(mm)30

４．設計用減衰定数の設定
試験装置の概略図【試験結果（8B，12B，20B）】○応答変位 3mm 以上の領域
保温材によるよる付加減衰定数は 1.0%以上，応答変位の漸増または一定の値を示す傾向○応答変位 3mm 以下の領域（小応答領域）
減衰データにばらつきあり，付加減衰定数 1.0%以下の場合もある【設計用減衰定数の設定】
小応答変位領域については，配管上強度問題とならないことから，保温材による付加減衰定数は 1.0%とする。
※ ただし，本試験において金属保温材が施工されている配管長さは配管全長に対し 40%を超える割合であったことから，下記の適用条件を設定した。
① 金属保温材が施工されている配管長さが配管全長に対して 40%以下の場合・・・・1.0%を付加する② 金属保温材が施工されている配管長さが配管全長に対して 40%を超える場合・・・0.5%を付加する

40

243

添付資料６
水平方向と鉛直方向の動的地震力の二乗和平方根法による組合せについて

1.

概要
今回工認の耐震設計では，これまで静的な取扱いのみであった鉛直方向の地震力について，動的な地震力を考慮することとなるとともに，水平方向及び鉛直方向の動的な地震力による荷重を適切に組み合わせることが必要となる。
従来の水平方向及び鉛直方向の荷重の組合せは，静的な地震力による鉛直方向の荷重には地震継続時間や最大加速度の生起時刻のような時間の概念がなかったことから，水平方向及び鉛直方向の地震力による荷重の最大値同士の絶対値の和としていた。（以下「絶対値和法」という。）
一方，水平方向及び鉛直方向の両者がともに動的な地震力である場合，両者の最大加速度の生起時刻に差があるという実挙動を踏まえると，従来と同じように絶対値和法を用いるのではなく，時間的な概念を取り入れた荷重の組み合わせ法を検討する必要がある。
本資料では，水平方向及び鉛直方向の動的地震力の組合せに関する既往研
究 （ １ ） をもとに，二乗和平方根法（以下「ＳＲＳＳ法（Square Root of the Sumof the Squares）」という。）による組合せ法のの妥当性を説明するものである。
なお，ＳＲＳＳ法による組合せは，大間１号炉の既工認において適用実績のある手法である。

2.

東海第二発電所で用いる荷重の組合せ法
東海第二発電所では，静的な地震力による荷重の組合せについては，従来
1−5−50244

どおり絶対値和法を用いて評価を行う。また，動的な地震力による荷重の組合せについては，既往知見に基づき，ＳＲＳＳ法を用いて評価を行う。

3.

水平方向及び鉛直方向の地震力による荷重の組合せ法に関する研究の成果

3.1

荷重の組合せ法の概要
絶対値和法とＳＲＳＳ法の概要を以下に示す。

(1)

絶対値和法
本手法は，水平方向及び鉛直方向の地震力による最大荷重（又は応力）※を絶対値和で組み合わせる方法である。
この方法は，水平方向及び鉛直方向の地震力による最大荷重が同時刻に同位相で生じることを仮定しており，組合せ法の中で最も大きな荷重を与える。本手法は，主に地震力について時間の概念がない静的地震力による荷重の組合せに使用する。
組合せ荷重（又は応力）＝｜Ｍ Ｈ ｜max＋｜Ｍ Ｖ ｜max
Ｍ Ｈ：水平方向地震力による荷重（又は応力）
Ｍ Ｖ：鉛直方向地震力による荷重（又は応力）

(2)

ＳＲＳＳ法
本手法は，水平方向及び鉛直方向の地震力による最大荷重（又は応力）※を二乗和平方根で組み合わせる方法である。
この方法は，水平方向及び鉛直方向の地震力による最大荷重の生起時刻に時間的なずれがあるという実挙動を考慮しており，水平方向及び鉛直方
向地震動の同時入力による時刻歴応答解析との比較において平均的な荷重を与える。本手法は，動的な地震力による荷重の組合せに使用する。
1−5−51245

組合せ荷重（又は応力）＝ （Ｍ Ｈ ）max ２ ＋（Ｍ Ｖ ）max ２
Ｍ Ｈ ：水平方向地震力による荷重（又は応力）
Ｍ Ｖ ：鉛直方向地震力による荷重（又は応力）※：荷重の段階で組み合わせる場合と，荷重による発生した応力の段階で組み合わせる場合がある。

1−5−52

246

（補足）荷重または応力による組合せについて
水平方向及び鉛直方向の動的地震力をＳＲＳＳ法で組み合わせる際，評価対象の機器の形状や部位に応じて荷重の段階で組み合わせる場合と，荷重により発生した応力の段階で組み合わせる場合がある。ここでは，その使い分けについて具体例を用いて説明する。
Ａ．荷重の段階で組合せを行う場合
横形ポンプの基礎ボルトの引張応力の評価を例とすると，以下の式で示す
ように水平方向地震力と鉛直方向地震力の組合せは，荷重である水平方向地
震力によるモーメント（m・g・C H・h）と鉛直方向地震力によるモーメント（m・g・C Ｖ ・l １ ）を組み合わせる。
本手法については，非同時性を考慮する地震荷重についてのみＳＲＳＳしており，実績のある妥当な手法である。
【絶対値和法】
Fb ＝

1{ m g ( C Ｈ h ＋ C Ｖ l １ )＋m g Cp(h＋l ２ )＋Mp− ㎎ l １ }L【ＳＲＳＳ法】
Fb ＝

1
{ m g
L

（C Ｈ h） ２ ＋（C Ｖ l １ ） ２ ＋m g Cp(h＋l ２ )＋Mp− ㎎ l １ }F b ：基 礎 ボル ト に生 じ る引 張 力
C H ：水 平 方向 震 度
C V ：鉛 直 方向 震 度
C P ：ポ ン プ振 動 によ る 震度
g： 重 力加 速 度
h： 据 付面 か ら重 心 まで の 距 離
l １ ,l ２：重 心と 基 礎ボ ル ト間 の 水平 方 向
距離
L： 支 点 と し て い る 基 礎 ボ ル ト よ り 最大引張応力がかかる基礎ボルトまでの 距 離m： 機 器の 運 転時 質 量

ＣＶ
ＣＨ
Ｆｂ

1−5−53247

Ｂ．応力による組合せを行う場合
横置円筒形容器の脚部の組合せ応力の評価を例とすると，脚部には水平方向地震力による曲げモーメント M ｌ １ 及び鉛直方向荷重 P １ ，鉛直方向地震力による鉛直荷重（R １ ＋m ａ １ g）C Ｖ が作用する。（図Ｂ−１）
Mｌ １
P１

図Ｂ−１

（R １ ＋ m ａ １ g）C Ｖ

横置円筒系容器の脚部に作用する荷重

水平方向地震力による応力σ ｓ ２ 及び鉛直方向方向地震力による応力σ ｓ ４は式Ｂ−１及び式Ｂ−２で表され，脚部の組合せ応力の評価の際は，これらの応力をＳＲＳＳ法により組み合わせて式Ｂ−４を用いて評価を行う。
σＳ２ ：水平方向地震により脚部に生じる
曲げ 及 び圧 縮 応力 の 和
Mｌ １ ： 水 平 方 向 地 震 力 に よ り 脚 底 面 に 作
用す る 曲げ モ ーメ ン ト
P１ ： 水 平 方 向 地 震 力 に よ り 胴 の 脚 付 け
根部 に 作用 す る鉛 直 方向 荷 重
Z ｓ ｙ ：脚 部 の断 面 係数
A ｓ ：脚 部 の断 面 積

σＳ２ ＝

Mｌ １
P
＋ ｌ
Ｚｓｙ
Aｓ

…（式Ｂ−１）σＳ４ ＝

R １ ＋m Ｓ １ g
CＶ
Aｓ…（式Ｂ−２） σ Ｓ ４ ： 鉛 直 方 向 地 震 力 に よ り 生 じ る 圧 縮応力
R １ ：脚 部 が受 け る自 重 によ る 荷 重
m ａ ｌ ：脚 部 の質 量

【絶対値和法】
σ Ｓ ｌ ＝ （σ Ｓ １ ＋σ Ｓ ２ ＋σ Ｓ ４ ） ２ ＋３τ Ｓ ２ ２ …（式Ｂ−３）【ＳＲＳＳ法】
σＳｌ＝（σ Ｓ １ ＋ （σ Ｓ ２ ２ ＋σ Ｓ ４ ２ ） ２ ＋（３τ Ｓ ２ ２ ) …（式Ｂ−４）
σＳｌ ：水平方向地震力及び鉛直方向地震力が作用した場合の脚部の組合せ
応力σＳ１ ：運転時質量により脚部に生じる圧縮応 力
τＳ２ ：水平方向地震力により脚に生じる
せん 断 応力1−5−54248

ここで，水平方向地震力による応力σ Ｓ ２ 及び鉛直方向地震力による圧縮応力σ Ｓ ４ は図Ｂ−２の示すように，ともに脚部の外表面の応力を表すものであり，脚部の同一評価点，同一応力成分であることから，これらの組合せをＳ
ＲＳＳ法により行うことは妥当である。
Mｌ １

Pｌ

引張

応力評価 点
Pｌ
Aｓ

＋
圧縮

＝

Mｌ １
Zｓ ｙ

(ア)曲げによる応力σＳ2(イ)圧縮による応力(ウ)曲げ＋圧縮による応力(a)水平地震力による応力評価点の応力(P ｌ ＋ m Ｓ １ g )C Ｖ

σＳ４ ＝

(R ｌ + m Ｓ １ ｇ )C Ｖ
Aｓ(b)鉛直地震力による応力評価点の応力
図Ｂ−２

横置円筒形容器の脚部に作用する地震力による応力概念図

1−5−55249

3.2

ＳＲＳＳ法の妥当性
既往研究では，実機配管系に対して，水平及び鉛直地震動による最大荷重

をＳＲＳＳ法により組み合わせた場合と水平及び鉛直方向地震動の同時入力
による時刻歴応答解析法により組み合わせた場合との比較検討を以下の通り行っている。
(1)

解析対象配管系モデル
解析対象とした配管は，代表プラントにおける格納容器内の配管系で給水系（FDW）×2 本，残留熱除去系（RHR）及び主蒸気系（MS）の計 4 本の配管モデルである。当該配管系は，耐震Ｓクラスに分類されるものである。

(2)

入力地震
解析に用いた入力地震動は，地震動の違いによる影響を確認するため，
兵庫県南部地震（松村組観測波），人工波及びエルセントロ波の 3 波を用いた。機器・配管系への入力地震動となる原子炉建屋中間階の応答波の例
を第 6-1 図から第 6-3 図に示す。

(3)

解析結果
解析結果を第 6-4 図から第 6-7 図に示す。第 6-4 図から第 6-7 図は，水平方向及び鉛直方向の応力に対して，同時入力による時刻歴応答解析法及びＳＲＳＳ法により組み合わせた結果をまとめたものであり，参考までに
絶対値和法による結果も併記した。
第 6-4 図から第 6-7 図より，いずれの配管系においても最大応力発生点においては，時刻歴応答解析法に対してＳＲＳＳ法の方が約 1.1 倍から約1.4 倍の比率で上回る結果となった。最大応力発生点におけるＳＲＳＳ法と同時入力による時刻歴応答解析との評価結果の比較を第 6-1 表に示 す 。
また，最大応力発生点の部位を第 6-8 図から第 6-11 図に示す。
さらに，配管系全体の傾向を確認するため，配管系の主要な部位におけ1−5−56250

る発生応力の比較を第 6-12 図に示す。第 6-12 図は，第 6-4 図から第 6-7
図に基づき，各配管モデルの節点の応力値をプロットしたものである。第6-12 図より，ＳＲＳＳ法は発生応力の低い領域では同時入力による時刻歴
応答解析法に対して平均的な結果を与え，発生応力の増加に伴い保守的な結果を与える傾向にあることが確認できる。

1−5−57251地震の種類

方向

地震波

水平

1−5−58兵庫県南部地震（松村組観測波）鉛直

第 6-1 図 機器・配管系への入力地震動（兵庫県南部地震）

252

地震の種類

方向

地震波

水平

1−5−59人工波

鉛直

第 6-2 図 機器・配管系への入力地震動（人工波）

253

地震の種類

方向

地震波

水平

1−5−60エルセントロ波鉛直

第 6-3 図 機器・配管系への入力地震動（エルセントロ波）

254

兵庫県南部地震（松村組観測波）

人工波

エルセントロ波
第 6-4 図 主要な部位における発生応力（FDW-001 Ａプラント）
1−5−61255

兵庫県南部地震（松村組観測波）

人工波

エルセントロ波
第 6-5 図 主要な部位における発生応力（MS-001 Ａプラント）
1−5−62256

兵庫県南部地震（松村組観測波）

人工波

エルセントロ波
第 6-6 図 主要な部位における発生応力（RHR-001 Ａプラント）
1−5−63257

兵庫県南部地震（松村組観測波）

人工波

エルセントロ波
第 6-7 図 主要な部位における発生応力（FDW-001 Ｂプラント）

1−5−64258

第 6-1 表 ＳＲＳＳ法と同時入力による時刻歴応答解析法との比較（最大応力発生点）
解析対象配管

入力地震波

最大応力発生点

ＳＲＳＳ/同時入力

FDW-001

松村組観測波分岐部(節点 No26)

1.08(A プラント)

人工波

分岐部(節点 No26)

1.08

エルセントロ波

分岐部(節点 No26)

1.08

MS-001

松村組観測波分岐部(節点 No10)

1.15(A プラント)

人工波

分岐部(節点 No10)

1.20

エルセントロ波

分岐部(節点 No10)

1.18

RHR-001

松村組観測波拘束点(節点 No28)

1.15(A プラント)

人工波

拘束点(節点 No28)

1.15

エルセントロ波

拘束点(節点 No28)

1.18

FDW-001

松村組観測波拘束点(節点 No18)

1.35(B プラント)

人工波

拘束点(節点 No18)

1.37

エルセントロ波

拘束点(節点 No18)

1.34

FDW：給水系配管
MS：主蒸気系配管
RHR：残留熱除去系配管

1−5−65259

1−5−66
第 6-8 図 給水系配管（FDW-001 Ａプラント）260

1−5−67
第 6-9 図 主蒸気系配管（MS-001 Ａプラント）261

1−5−68
第 6-10 図 残留熱除去系配管（RHR-001 Ａプラント）262

1−5−69
第 6-11 図 給水系配管（PDW-001 Ｂプラント）263

第 6-12 図

ＳＲＳＳ法による応力と時刻歴応答解析による応力の比較（主要部位）

1−5−70264

４．東海第二発電所における水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について
東海第二発電所における水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について，原子炉建屋を例に，原子炉建屋の施設の耐震性評価において主要な地震動である基準地震動Ｓ Ｓ −Ｄ，Ｓ Ｓ −21 及びＳ Ｓ −22 に対する水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差を確認した。ここで，機器・配管系の耐震評価に用いる水平方向の設計用震度は，全ての地震動に対する
南北方向と東西方向の最大応答加速度を包絡した値を用いることを踏まえ，
水平方向の最大応答値の生起時刻については，基準地震動Ｓ Ｓ −Ｄ，Ｓ Ｓ −21
及びＳ Ｓ −22 における南北方向及び東西方向を通じた最大応答加速度の生起時刻を用いた。
第 6-13 図及び第 6-2 表に示すように，水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻には約 0.9 秒〜約 41 秒の差があり，東海第二発電所においても水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻には差があることを確認した。

1−5−71265

原子炉建屋（EL.−4.0m）
500
Ss-D NSSs-D EW
Ss-21 NS
Ss-21 EW
Ss-22 NS
Ss-22 EW

最大 応 答発 生 時刻 53.8 秒

400300
応答加速度（Gal）

200
100
0
-100
-200
-300
-400

原子炉建屋モデル-500
0（水平方向）

50

100

150

200

250

300

時刻（秒）

原子炉建屋（EL.−4.0m）
600
Ss-D UD最大 応 答発 生 時刻 69.4 秒

Ss-21 UD400

応答加速度（Gal）

Ss-22 UD
200
0
-200
-400
-600
0

50

100

150

200

250

300

時刻（秒）

原子炉建屋モデル（鉛直方向）

第 6-13 図原子炉建屋の応答値（EL.-4.0m の例）

1−5−72266

第 6-2 表
位置（ｍ）

最大応答値の生起時刻の差

最大応答値の生起時刻（秒）生起時刻の差（秒）
水平方向

鉛直方向

63.65

73.0

68.6

4.4

57.00

61.9

68.6

6.7

46.50

61.9

61.0

0.9

38.80

19.9

61.0

41.1

34.70

73.0

61.0

12.0

29.00

20.0

61.0

41.0

20.30

63.3

68.7

5.4

14.00

63.3

68.7

5.4

8.20

53.8

74.5

20.7

2.00

53.8

74.5

20.7

-4.00

53.8

69.4

15.6

-9.00

53.8

69.4

15.6

1−5−73

267

5.

まとめ
以上から，東海第二発電所では，水平方向及び鉛直方向の動的な地震力の荷重の組合せ法としてＳＲＳＳ法を用いることとする。

6.

参考文献

（１）電力共通研究「鉛直地震動を受ける設備の耐震評価手法に関する研究（ステップ２）」（平成 7 年〜平成 10 年）

7.

別紙
別紙 1 東北地方太平洋沖地震による東海第二発電所の水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について
別紙 2 東海第二発電所における水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について（補足説明）

1−5−74268

別紙 1
東北地方太平洋沖地震による東海第二発電所の水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について

１．はじめに
東海第二発電所では，平成 23 年 3 月 11 日に東北地方太平洋沖地震による観測記録が得られている。本資料では，東北地方太平洋沖地震による東海第二発電所の水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について参考として確認する。

２．確認結果
別表 6-1 に示すように，東海第二発電所において観測された実地震についても，水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻には 0.6 秒及び 4.2 秒の差があることが確認された。また，最大応答値の生起時刻の差が比較的小さな EW-UD の生起時刻の差 0.6 秒について，別図 6-3 にて水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻には差があることを確認した。
別表 6-1 東北地方太平沖地震の観測記録における最大応答値の生起時刻の差
最大応答値の生起時刻（秒）
位置（ｍ）

南北方向

東西方向

鉛直方向

（NS）

（EW）

（UD）

87.0

91.8

91.2

生起時刻の差（秒）

NS-UD

EW-UD

4.2

0.6

-4.0
（RB01）

1−5−75

269

RB11
RB01
RB14

RB12

RB13

別図 6-1

原子炉建屋基礎上（EL.-4.0m）

地震計設置位置

1−5−76

270

ＮＳ成分
500

加速度(cm/s2)

250

0
-214

-250

-500
0

60

ＥＷ成分

120
時間(s)

180

240

120
時間(s)

180

240

120
時間(s)

180

240

500

加速度(cm/s2)

250

0
-225

-250

-500
0

60

ＵＤ成分
500

189

2

加速度(cm/s )

250

0

-250

-500
0

別図 6-260

原子炉建屋基礎上（EL.-4.0m）RB01 の観測記録加速度時刻歴波形

1−5−77271

鉛直方向加速度（cm/s 2）

250

200

150

100

50

0
-250

-200

-150

-100

-50

0

-50

50

100

150

200

250

水平方向(EW)加速度（cm/s 2）

-100

-150

-200

-250

原子炉建 屋基礎 上（EL.-4.0m）RB01 のリサージ ュ波形（９０秒から９ ３秒）

原子炉建 屋基礎 上（EL.-4.0m）RB01 の観測記録 加速度時刻歴波形（９ １秒から９ ２秒）

別図 6-3

最大応答値(EW-UD)における生起時刻の差

1−5−78272

別紙 2
東海第二発電所における水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について（補足説明）

本資料では東海第二発電所における水平方向及び鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差について，４項で選定した基準地震動Ｓ Ｓ −Ｄ，Ｓ Ｓ −21 及び
Ｓ Ｓ −22 の３波に加えて，基準地震動Ｓ Ｓ −31 も加えた場合の水平方向及び鉛直方向の生起時刻の差について説明する。
４項で示した同様の手法にて水平方向と鉛直方向の最大応答値の生起時刻の差を別図 6-4 及び別表 6-2 に示す。別表 6-2 には４項で整理した基準地震
動Ｓ Ｓ −Ｄ，Ｓ Ｓ −21 及びＳ Ｓ −22 の３波で整理した生起時刻の差についても記載した。
別図 6−4 に示すとおりＳ Ｓ −31 は，地震継続時間が短く，水平方向の最大応答値の生起時刻は約 9 秒となり，他Ｓ Ｓ よりも早い時刻で最大応答値の生
起時刻が生じる。またＳ Ｓ −31 の鉛直方向については，他のＳ Ｓ の応答加速度値と比べても小さな傾向を示す。このためＳ Ｓ −31 の水平方向の最大応答値の生起時刻 9 秒と他Ｓ Ｓ の鉛直方向の最大応答値の生起時間を用いて評価
すると，生起時刻の差として大きくなる傾向となる。

1−5−79273

原子炉建屋（EL.−4.0m）
500
Ss-D NSSs-D EW
Ss-21 NS
Ss-21 EW
Ss-22 NS
Ss-22 EW
Ss-31 EW

400300
応答加速度（Gal）

200
100
0
-100
-200
-300
-400

原子炉建屋モデル

最大 応 答発 生 時刻 8.6 秒-500
0（水平方向）

50

100

150

200

250

300

時刻（秒）

原子炉建屋（EL.−4.0m）
600
Ss-D UD
Ss-21 UD
Ss-22 UD
Ss-31 UD最大 応 答発 生 時刻 69.4 秒

応答加速度（Gal）

400
200
0
-200
-400
-600
0

50

100

150

200

250

300

時刻（秒）

原子炉建屋モデル（鉛直方向）

別図 6-4

原子炉建屋の応答値（EL.-4.0m の例）

1−5−80274

別表 6-2

Ｓ Ｓ −31 考慮時の最大応答値の生起時刻の差
Ｓ Ｓ −31 考慮時の検討

位置（ｍ）

最大応答値の生起時刻（秒）

生起時刻
の差（秒）

Ｓ Ｓ ３波時の
生起時刻
の差（秒）

水平方向

鉛直方向

63.65

73.0

68.6

4.4

4.4

57.00

61.9

68.6

6.7

6.7

46.50

8.6

61.0

52.4

0.9

38.80

8.7

61.0

52.3

41.1

34.70

8.7

61.0

52.3

12.0

29.00

8.7

61.0

52.3

41.0

20.30

8.6

68.7

60.1

5.4

14.00

8.7

68.7

60.0

5.4

8.20

8.6

74.5

65.9

20.7

2.00

8.6

74.5

65.9

20.7

-4.00

8.6

69.4

60.8

15.6

-9.00

8.6

69.4

60.8

15.6

1−5−81275

添付資料７鉛直方向応答解析モデルの追加について

1.

概 要
格納容器内の原子炉圧力容器等の大型機器は，一般機器や配管等に比べて質量が大きく，原子炉建屋との相互作用を考慮した地震応答の算定が必要である。そのため，既工認において，原子炉圧力容器（炉心支持構造物及び炉内構造物含む），原子炉遮蔽壁及び原子炉本体基礎等の大型機器・構造物の耐震設計では，水平方向の動的地震力については原子炉建屋と大型機器を連成させた多質点モデルによる時刻歴応答解析を行うことで動的地震力を算定し，鉛直方向については静的震度による地震荷重を算定していた。
今回工認においては，新たに鉛直方向の動的地震力に対する考慮が必要となったことから，鉛直方向についても水平方向と同様に動的地震力の算定を行う。鉛直方向の地震応答解析モデルについては，鉛直方向の各応力評価点
における軸力を算定するため，従来の水平方向モデルをベースに新たに多質点モデルを作成する。
なお，鉛直方向の地震応答解析モデルは，大間 1 号炉の建設工認において適用例がある。

2.

地震応答解析モデルについて
原子炉建屋，格納容器の概略断面図を第 7-1 図，原子炉圧力容器内部構造
物の構造図を第 7-2 図に示す。
水平方向の解析モデルにおいては，原子炉圧力容器，原子炉遮蔽壁，原子炉本体基礎は第 7-3 図に示すような多質点モデルにてモデル化する。原子炉
圧力容器は原子炉圧力容器スタビライザと等価なばねで原子遮蔽壁と結ば
1−5−82276

れ，原子炉本体基礎と剛に結合される。原子炉本体基礎はその下端において
原子炉建屋基礎版上端と剛に結合され，さらにダイヤフラムフロアの剛性と等価なばねにより原子炉格納容器を介して原子炉建屋に支持される。
鉛直方向の解析モデルにおいても水平方向の解析モデルと同様に第 7-4 図に示すような多質点モデルにてモデル化する。原子炉圧力容器は，原子炉本体基礎と剛に結合される。原子炉本体基礎は，その下端において原子炉建屋
基礎版上端と剛に結合され，原子炉建屋に支持される。

1−5−83277

第 7-1 図

第 7-2 図原子炉建屋，格納容器

概略断面図

原子炉圧力容器内部構造物

構造図

1−5−84278

第 7-3 図原子炉建屋−炉内構造物系連成

地震応答解析モデル（水平方向）

第 7-4 図原子炉建屋−炉内構造物系連成

地震応答解析モデル（鉛直方向）

1−5−85279

280