福島第一原子力発電所廃炉検討委員会セッション
日本原子力学会 春の年会 2023年3月15日

福島第一原子力発電所の建屋・構造物健全性とリスク評価(2)１F廃炉に係る地震時健全性評価と課題

高田 毅士
東京大学名誉教授、上席研究員
日本原子力研究開発機構 安全研究・防災支援部門
リスク情報活用推進室 室長

発表概要
1. 分科会の活動方針案の紹介
2. 原子力施設の地震安全原則の紹介(2019)
3. 一般建築構造物の性能設計の実践
4. 事故炉の耐震健全性の確保
5．規制庁審査における動き

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分科会の活動目的
地震リスクの低減に効果的に対処するためには、細分化された旧来の専門分野毎の対応では困難であり、建築構造、機器設備、材料、荷重評価、監視技術、等の関係分野の共通理解と連携が必須である。そこで、本分科会では、以下の活動項目を設定した。
① １F事故炉を対象にした長期的な廃炉作業の段階に応じた要求性能（パーフォーマンスベース）に基づき建屋構造物の地震時要求性能を明確にすること、② 関係する建屋・設備・機器類の現状監視技術（コンデションモニタリング）による情報収集および活用方法の検討、③ 要求性能に対応した長期的な廃炉作業の段階別検討用地震動（最も起こりやすい揺れへの対応）の策定
これらの活動は1Fの廃炉作業を対象とするが、将来的には、一般発電炉の廃炉措置における、地震時健全性評価方法の構築を目指す。なお、本分科会は、他の分科会（強度基準分科会、廃炉リスク評価分科会）と連携しながら進めるものとする。
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課題と活動項目案
１

長期的廃炉過程における地震要求性能の分析（P）
１）周辺住民の安全と廃炉作業員の安全確保
２）支配的シークエンスの特定
３）事故炉のソースターム評価（発電中の炉との違いは？）
４）１F事故炉の特性に応じた耐震重要度（SDC）の設定
５）代替設備の可能性
６）現行耐震規定における耐震重要度分類(S,B,C)の課題は？

２建屋・設備・機器等の状態評価・監視技術（M）
１）事故炉の状態評価（不確定性に着目して）
２）事故炉地震フラジリティ評価（部位、設備、事故シークエンス、プラントレベル）
３）事故炉の事故ETの分析（JAEA文献あり）
４）事故炉毎のET構築と支配シークエンスの特定
５）状態監視技術（地震計、変位計の設置）

３

廃炉過程中の段階別検討用地震動の概念と評価（E）
１）１Fサイトの確率論的地震動評価の実施（今後20年、50年）
２）レベル（年超過確率）に応じた支配地震および支配地震動（波形）の評価
３）地震要求性能確保のための地震動の設定（耐震重要度分類に従った地震動設定）
4２．原子力施設の地震安全原則

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原子力施設の地震安全原則の策定

原子力発電所の地震安全の原則～地震安全の基本的考え方とその実践による継続的安全性向上～（AESJ-SC-TR016:2019）（7,700円）

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地震に関わる重要な性能概念（通常原子力施設）
地震安全性：
安全（safety）は、「受容できないリスクが無いこと」であり、地震安全とは、地震および地震随伴事象が発生した場合においても、人と環境に対し、原子力発電所の施設とその活動に起因する受容できない放射線リスク（放射線の有害な影響に対するリスク）が無い状態にすることにある。

発電所としての供用性：
供用性（serviceability）とは、そのシステムが持つ社会的役割であり、「社会性」、「使用性」とも言われる。原子力発電所における社会的役割は、我が国におけるエネルギー安全保障（security）の確保のための電力の供給である。

日本原子力学会（２０１９）、原子力発電所の地震安全の原則より
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多段階の安全性確保のスキーム
高確率

設計領域
リスク低減領域
発生
確率
P

AM領域
防災・減災領域

リスク保有領域

リスク一定曲線（R=PC）

低確率
被害小

被害規模
C

被害大

日本地震工学会（２０１９）、「原子力安全のための耐津波工学」報告書より

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安全確保のための領域と俯瞰的視点
深層防護
レベル

1

Prevention of Abn.
Ops

2

Control ofAbn. Ops

3

Control of DB
accidents

4

L1-PRA

設計
NormalOps
AOOs

性能目標

CDF

超過確率DECs

DBE

設計基準

Control of severe
conditions, incl.
prevention & mitigation

AMCDSAs

性能目標

SRCFF

ＡＭ

5L2-PRADBAs

DEC

Normal Ops：Normal Operations
AOOs: Anticipated Operational Occurrence
DBA: Design Basis Accident
DEC: Design Extension Condition
CD：Core Damage
AM：Accident Management
SA: Severe Accident
SR: Significant Release
Disaster Prevention & Repair
Amount of Release
Acute Mortality
DBE: Design Basis Event
BDBE: Beyond Design Basis Event

DisasterPrevention
RepairBDBE

Mitigation ofradiologicalconseq.

防災／減災
安全目標
炉心損傷

L3-PRA

格納容器破損

Large
Amount ofRelease

放射性物質放出
100TBqAcuteMortality

公衆急性死亡がん死亡

日本地震工学会（２０１５）、「原子力安全のための耐津波工学」報告書より
9３．一般建築構造物の性能設計の実践

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建物に要求される基本性能（建築基準法）♦基本要求性能は、1)安全性、2)使用性、3)修復性の三つ。
安全性：安全性は人命に関わるものであり、建築物の中や周辺の人間の人命を守るために建築物に要求される最も重要な性能である。
「人命の保護」
使用性：使用性とは、建築物の使用目的、用途、機能に直接関わるものであり、この性能が満足されないと、建築物に期待されている機能や用途が十分果たせなくなる。（ex. 床のたわみ、壁や床の過大な振動、基礎の不同沈下等々）「機能の確保および居住性の確保」
修復性：建物として修復が出来る状態に関する性能。「財産の保全」

11米国Vision2000の目標性能マトリクス
地震動の設計レベル(再現期間)

地震動に対する耐震性能のレベル
完全営業可能

営業可能

人命安全

崩壊寸前

頻繁な(43年)

●

×××

時々
(72年)

■

●××

稀に(475年)

★

■

●

★

■

極めて稀に(970年)

×●×:設計不可, ● : 普通の建物, ■ : 重要・危険な建物, ★ :高度な安全性が要求される建物
Vision2000（性能に基づく建築物の耐震工学、 SEAOC: Structural Engineers Association of California、1995）
・耐震分野における性能設計の模範？
・複数の耐震要求性能を明示した設計法を提供
・設計用地震荷重を設計再現期間で表現・実用性に優れる
・建物耐震性能に関してクライアントとの対話を重視

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４．事故炉の耐震健全性の確保

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１F事故炉の耐震性確保の基本方針
1. 要求性能に基づいた性能確保が基本

2. 要求性能確保のための現実的評価に基づく(できるだけ現実に忠実な評価)

3. 不確定性はできるだけ低減する(観測、測定、内部調査結果の活用)

14地震に対する要求性能比較（未完）
基本性能

安
全性

供
用性

通常炉施設

通常炉の廃炉

事故炉の廃炉

放射性物質の大規模な放出による放射線影響の緩和

放射性物質の大規模な放出による放射線影響の緩和

放射性物質の大規模な放出による放射線影響の緩和

過度な放射線被ばく
作業員 の防止過度な放射線被ばくの防止

過度な放射線被ばくの防止

ーーー?

?

耐震設計審査指針(2006)に準拠

耐震設計審査指針(2006)に準拠
廃炉段階で変化する機能に応じた性能を確保

公衆

社会
廃炉
project
備考

発電継続性
地震後再使用性15

廃炉の各段階における要求性能

原子力学会廃炉検討委員会、建屋の構造性能検討分科会 中間報告書 第一報、201916

【振返り】管理状態評価フロー（強度基準分科会の資料）
 設備・機器の管理状態を評価し、その状態に応じた対策を要求している。
 設備状態の変化（PCV水抜き等）や廃炉作業の進捗に伴って検査・補修等が可能になる等、状態が変化した場合には再評価する。
→一旦評価すると終わりではなく、継続的に評価（スライド4の④に該当）
定義
管理状態A：対象設備の状況が望ましい姿に合致している状態
管理状態B：対象設備の状況が望ましい姿に合致しない状態

各設備・機器環境又は人身災害への影響

許容できない※：要求機能は以下の通り。なお、当該設備に下記要求機能がない場合でも波及的影
響によりその設備の損壊が要求機能を持つ設備を損壊させる可能性がある場合は、その要求機能を持つ設備に準ずる扱いとする。
①閉じ込めバウンダリ②負圧管理機能③支持機能④冷却機能⑤臨界防止機能（未臨界維持）⑥放射線遮へい機能⑦水素爆発・火災防止機能

許容可能

YES

要求機能※を満足（次項で判断）
NO
管理状態B

管理状態A

赤字追記

異常検知が可能（限界状態の検知可否）

NO

YES
現状の対策（機動的対応含む）の継続と継続的な改善の実施

・機動的対応による対処
・破損の拡大抑制（例：定期的な訓練の実施）

・改良／代替方策・技術・破損の拡大抑制17

地震ハザード曲線(S)とフラジリティ曲線(R)
地震時安全余裕 ＝ プラントの耐力 ー プラントに作用する地震力＝ プラントが損傷する時の入力地震力 － プラントに作用する地震力
Ｇ ＝ Ｒ － Ｓ

地震に対するプラントの余裕の表現
Rf R(r)SfS (s)

G=R-Sr, sProb[S>s]Prob[R<s]s s

地震ハザード曲線

ss
フラジリティ曲線

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高確率

影響の緩和

設計領域
発生
確率
P

発生の防止

廃炉におけるリスク低減の概念

AM領域
防災・減災領域
許容リスク規準

低確率
被害小

被害規模
C

被害大
19

４ー２

建屋・機器等の状態評価・監視技術の開発

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状態評価・監視技術の開発① 事故炉の状態評価（不確定性に着目して）② 事故炉地震フラジリティ評価（部位、設備、事故シークエンス、プラントレベル）③ 事故炉の事故ETの分析（JAEA文献あり）④ 事故炉毎のET構築と支配シークエンスの特定⑤ 状態監視技術（地震計、変位計の設置）

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４ー３

検討用地震動の概念

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要求性能に応じた検討用地震動の概念
1. 要求性能に基づいた性能確保を基本とする≪公衆の安全≫公衆の放射線被ばくを防止するレベル≪作業員の安全≫ 地震時の作業員の安全確保レベル
2. 要求性能に関係する対象の現実的評価に基づく要求性能レベルに最も適する地震動とは？
(≠従来の設計用基準地震動Ss, Sd)
3. 不確定性はできるだけ低減する(低減できない不確定性は適切に考慮する）

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検討用地震の設定（2019）
基準地震動Ssの策定
１）基準地震動Ss-1（450gal) 内陸地殻内地震とプレート間地震の評価結果を上回るように設定
２）基準地震動Ss-2(600gal) 海洋プレート内地震の評価結果を上回るよう設定
３）基準地震動Ss-3(450gal) 震源を特定せず策定する地震動

原子力学会廃炉検討委員会、建屋の構造性能検討分科会 中間報告書 第一報、201924

地震ハザード曲線の分解結果（新規検討）

p=0.001
M=7.9
Xeq=110km
ε=1.7

地震動の年超過確率10-3に相当する地震動
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５．規制庁審査における動き

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東京電力と規制委員会の合意事項
耐震クラス分類と地震動の適用の考え方(2022.11.21)

東京電力福島第一原子力発電所の施設・設備の耐震評価においては、以下の二つを考慮して適用する地震動を設定するとともに、必要に応じて求める対策を判断する。

① 耐震クラス分類(S, B+, B, C)② 設計の進捗、廃炉活動への影響、供用期間 等

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耐震クラス分類とクライテリア判断の流れ
公衆被ばく線量：PED

1Fの施設・設備
地震により安全機能を失った際の公衆への被ばく影響を評価

5mSv < PED

50µSv < PED < 5mSv

PED < 50µSv

暫定Sクラス

暫定Bクラス

暫定Cクラス

インベント
リに基づく
評価

現実的な緩和対策を考慮（被ばく期間、放射線防護対策、建屋耐震設計など）
50µSv < PED < 5mSv

5mSv < PED
yes

Sクラス
【動的地震力】
Ss 900機能維持
Sd 450弾性範囲【静的地震力】
水平:3.0Ci (0.6G)
鉛直:1.0Cv (0.2G)

長期的に使用する設備、または地震により運転できないこともしくは作業者への被ばく影響が生じる
ことによりリスク低減活動への影響が大きい設備

B+クラス【動的地震力】
1/2Ss 450機能維持
1/2Sd 225弾性範囲（共振時のみ）【静的地震力】
水平:1.5Ci (0.3G),鉛直：ー

PED < 50µSv
noBクラス【動的地震力】
1/2Sd 225弾性範囲（共振時のみ）【静的地震力】
水平:1.5Ci (0.3G)
鉛直: -Cクラス【静的地震力】
水平:1.0Ci (0.2G)
鉛直: -設計の進捗、廃炉活動への影響、供用期間などを考慮した上で、施設・設備に適用する地震動及び必要な対策（耐震性の確保や代替策など）を判断する

現実的な評価

施設・設備の特徴に応じた評価

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ご清聴ありがとうございます29