燃料取り出し開始までを対象とした
原子炉建屋の耐震性について
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
建屋の構造性能検討分科会
中間報告書 第一報

2019 年 3 月

一般社団法人 日本原子力学会
福島第一原子力発電所廃炉検討委員会

｢燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性について｣の発刊にあたって
（福島第一原子力発電所廃炉検討委員会 建屋の構造性能分科会 中間報告書

第一報）

福島第一原子力発電所の廃止措置は，かつて経験のない技術的な挑戦を伴いつつ，極めて長期にわたり継続される事業です。このため，日本原子力学会としてこの問題に長期に取り組み，福島第一の廃炉作業が安全かつ円滑に進むよう技術的・専門的な貢献を行うとともに
福島第一原子力発電所事故に関する調査委員会（学会事故調）の提言・課題をフォローする
ため，2014 年度に「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」を設置し，廃炉作業全体を俯瞰し学会としてふさわしい様々な課題に取り組む活動を行っています。
現在，学会事故調の提言及び事故進展の更なる解明のための課題のフォロー，廃炉作業に求められるロボット技術開発の掘り下げ，福島第一設備，特に建屋の構造の性能の学会としての確認，廃炉作業に伴う「リスク」についての検討，及び廃炉作業で発生する放射性廃棄物を含む廃棄物の扱いの検討などについて，分科会を設置して課題の掘り下げを進めています。
「建屋の構造性能検討分科会」では，これからも重要な位置づけを持つ建屋及び構造物の性能評価を必須の課題と位置付けております。事故炉の廃炉作業においては，作業のフェーズ毎に確保しなければならない性能が異なるものと考えられます。まず，「燃料取り出し開始」までの建屋の構造性能を評価したので報告書にまとめましたので，ここに報告します。
これを日本原子力学会編として発刊し公開して，広く共有するものです。
廃炉の間，重要な位置を占める建屋の構造性能について皆様のご理解の一助となれば幸
いです。
今後も

各分科会の報告・提言がまとまり次第

逐次，報告，公開して行く予定です。
2019 年3月

福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
委員長

宮野

廣

『燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性について』（建屋の構造性能検討分科会・中間報告書

第一報）の発刊にあたって

福島第一原子力発電所の廃炉は，少なくとも，我が国にとって，国家的大課題である。
その過程は長期間にわたり，社会的には言うに及ばず，技術的にも，未経験・未知の領域を多く含んでいる。
この大課題に関して，密接な関係にある学術団体・日本原子力学会が果たすべき役割は極めて大きくなくてはならない。
必然の経緯として，原子力学会では，定款において，事故炉の廃止措置支援活動を事業の柱の一つとして位置づけている。
定款を踏まえ，「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」（以下，「廃炉委員会」という）が設置され，「廃炉委員会」は活発に活動している。
「廃炉委員会」では，その円滑な運営を図るために，下部組織として，分科会を置くことができる。その一つが「建屋の構造性能検討分科会」（以下，「建屋分科会」という）である。
「建屋分科会」は，「廃炉委員会」に対して，原子力学会に対して，社会に対して，応分の貢献をしたいと願っている。それが，中間報告書第一報を発刊する所以である。本報
告書が，建屋の構造性能に関する議論を活発化させ，更に，研究・開発の契機となれば，「建屋分科会」にとって大きな喜びである。
「建屋分科会」あてに，多くの意見が寄せられることを期待している。
2019 年3月

福島第一原子力発電所廃炉検討委員会
建屋の構造性能検討分科会
主査

瀧口克己

福島第一廃炉検討委員会

建屋の構造性能検討分科会

委員リスト（2019 年

3 月現在）

主査

瀧口克己

東京工業大学

幹事

糸井

達哉

東京大学

委員

今本

啓一

東京理科大学兼近稔

鹿島建設株式会社

倉員

宗一

株式会社東芝黒澤到

清水建設株式会社（2018 年 4 月より）

佐藤

芳幸

東京電力ホールディングス株式会社（2017 年 7 月より）

鈴木

俊一

東京大学

高田

毅士

東京大学

堤

オブザーバー

事務局

知明

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（2018 年 10 月より）

中村隆夫

大阪大学（2015 年 7 月より）

福士直己

日立 GE ニュークリア・エナジー株式会社

前田匡樹

東北大学（2017 年 11 月より）水野淳

原子力損害賠償・廃炉等支援機構

村上健太

長岡技術科学大学

安部浩

一般社団法人小林博栄

原子力損害賠償・廃炉等支援機構（2015 年 10 月より）笹沼

美和

東京電力ホールディングス株式会社

平間敏彦

アイディールブレーン株式会社

富田靖

一般社団法人

日本原子力学会（2016 年 4 月より）

石橋

暢大技術研究組合国際廃炉研究開発機構（2017 年 8 月まで）

北山

和宏

首都大学東京（2017 年 10 月まで）

小林義尚

東京電力ホールディングス株式会社

日本原子力学会（2017 年 3 月より）【変更履歴】
委員（2016 年 7 月より 2017 年 6 月まで）
土居真

技術研究組合国際廃炉研究開発機構（2017 年 9 月より 2018 年 10 月まで）

事務局

中村

紀吉

東京電力ホールディングス株式会社（2016 年 7 月まで）

三浦宣明

清水建設株式会社（2018 年 3 月まで）

荒井滋喜

一般社団法人

日本原子力学会（2016 年 3 月まで）

目

次

１．はじめに
1.1

建屋の構造性能検討分科会について・・・・・・・ 1

1.2

報告書の位置づけ・・・・・・・ 2

2.1

福島第一原子力発電所の廃炉の現状とリスク・・・・・・・ 3

2.2

検討対象

・・・・・・・

2．基本事項7

2.2.1 対象施設における対象期間ごとの要求性能 ・・・・・・・ 7
2.3

2.2.2 検討範囲

・・・・・・・ 8考慮する地震動

・・・・・・・ 93．原子炉建屋の耐震性評価
3.1

福島第一原子力発電所の耐震設計の経緯

・・・・・・・

23

3.2

原子炉建屋の耐震性評価方針

・・・・・・・

25

3.3

地震応答解析手法の検討
3.3.1 標準的な地震応答解析手法

・・・・・・・

27

3.3.2 地震応答解析手法の検討事例

・・・・・・・ 28

3.3.3 損傷部位の評価

・・・・・・・ 36

3.3.4 地震応答解析手法の妥当性確認について・・・・・・・ 39

3.4

耐震性評価の目安値の検討・・・・・・・

40

3.5

基準地震動 Ss に対する対象施設の評価

3.6

3.5.1

検討対象の地震動

・・・・・・・

54

3.5.2

建屋～地盤系の地震応答解析モデル

・・・・・・・

56

3.5.3

地震応答解析結果

・・・・・・・

62

3.5.4

耐震性評価

・・・・・・・

67

検討用地震動に対する対象施設の評価
3.6.1

検討対象の地震動

・・・・・・・

68

3.6.2

検討対象施設の概要

・・・・・・・

70

3.6.3

地震応答解析の条件設定

・・・・・・・

71

3.6.4

建屋～地盤系の地震応答解析モデル

・・・・・・・

72

3.6.5

地震応答解析結果

・・・・・・・

79

3.6.6

地震応答解析結果に基づく耐震性の評価 ・・・・・・・ 83

3.6.7

誘発上下動を考慮した解析

・・・・・・・

85

3.6.8

耐震性評価

・・・・・・・

89

対象施設の耐震性について・・・・・・・

90

4．建屋の構造性能に関する今後の課題について・・・・・・・

91

5．おわりに・・・・・・・

92

3.7

1

１．はじめに
1.1

建屋の構造性能検討分科会について

一般社団法人

日本原子力学会・福島第一原子力発電所廃炉検討委員会規定では，[（任務）第 2 条

委員会は，東京電力福島第一原子力発電所の廃炉にむけての政府および事業者の活動が安全かつ円滑に進められ，地元の復興にむすびつくよう，課題の抽出と対応策の検討など専門性を生かした活動をおこなう。併せて，学会内における関連する活動
状況の集約・共有化を図ることを任務とする。
また，「東京電力福島第一原子力発電所事故に関する調査委員会」（学会事故調）の提言について取組状況を調査・検討し，理事会や部会等に検討を依頼するなど必要に応じて関係機関への働きかけをおこなう。][（組織）5 条る。

２

委員会の円滑な運営を図るため，委員会の下に分科会を置くことができ分科会等のメンバーは委員会で決定し，委員長が委嘱する。]となっている。
建屋の構造性能検討分科会は，この委員会規定の考え方にもとづいて設置された。分科会の目的は，名称通り福島第一原子力発電所建屋の長期間にわたる構造性能を検討することにある。
平成 27 年（2015）5 月に第一回分科会が開かれて，以降，3 か月に 1 回の割合で開催されている。

11.2

報告書の位置づけ

分科会活動の一環として，3～4 年ごとに中間報告書を作成し，活動内容を委員会，学会，社会に見ていただき意見を聞くのが適切であるというのが分科会の考えである。この2018 年度の中間報告書はその第一報である。
分科会が終了するときには，最終報告書を作成する。
報告書は学会のホームページ上で公開する。
中間報告書第一報では，代表建屋として 3 号機原子炉建屋を，期間は使用済み燃料の取り出し開始までを対象とし，耐震性を検討した。

2

２．基本事項
2.1 福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉の現状とリスク事故を受けた福島第⼀原⼦⼒発電所の廃⽌措置は，政府の「中⻑期ロードマップ」に基づき進められている。この中⻑期ロードマップは，当初，2011 年 5 ⽉に「東京電⼒福島第⼀
原⼦⼒発電所事故の収束・検証に関する当⾯の取組のロードマップ」として取りまとめられ，2011 年 12 ⽉ 21 ⽇に「中⻑期ロードマップ」となって以来，計 4 回（2012 年 7 ⽉ 30 ⽇，2013 年 6 ⽉ 27 ⽇，2015 年 6 ⽉ 12 ⽇，2017 年 9 ⽉ 26 ⽇）改訂されている。この中⻑期
ロードマップ 1)は，福島第⼀原⼦⼒発電所の廃⽌措置プロジェクトの⽬標，⽅針及び計画等の重要要素を⽰したものである。
2015 年 6 ⽉ 12 ⽇の改訂版では，⼀時的にリスクの多少の増加があったとしても、⻑期
的にリスクが下がることを⽬指した優先順位を付ける対応が⾏われることを重視している。
また，30〜40 年後の廃⽌措置終了を⽬指し，2017 年度内の３号機の燃料取り出し開始，2021 年内の初号機の燃料デブリ取り出し開始など，⽬標⼯程が明記されていた（表 2.1-1）。
2017 年 9 ⽉ 26 ⽇に改訂された新たな⽬標⼯程では，廃炉・汚染⽔対策のこれまでの進捗，明らかになった現場の状況，燃料取り出し⼯法の実現性評価の結果等を踏まえ，表 2.1-2 のように変更された。図 2.1-1 には、本報告書で対象とする 3 号機のプール内燃料取り出しカ
バーの据付ステップを⽰す。
表 2.1-1

福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉対策の進捗と今後の⾒通し（2015 年当時）2)3

表 2.1-2

福島第⼀原⼦⼒発電所燃料取り出しまでの⾒通し（2017 年現在）1)① 遮へい体設置② FHM ガーダ，作業台設置③ 走行レール設置④ ドーム屋根設置⑤ 燃料取替機，クレーン設置⑥ 屋根設置完了

図 2.1-1

福島第⼀原⼦⼒発電所３号機のプール内燃料取り出しカバーの据付ステップ 3)
4

⼀⽅，技術戦略プラン 4)は，⽬標の実現に向けた取り組みおよび計画の考え⽅，優先順
位等をまとめたものである。廃炉の基本⽅針は，事故により発⽣した通常の原⼦⼒発電所とは異なる放射性物質によるリスクを，継続的，かつ，速やかに下げることであり，そのための５つの基本的考え⽅（安全：放射性物質に起因するリスクの低減及び労働安全の確保，確実：信頼性が⾼く，柔軟性のある技術，合理的：リソース（ヒト、モノ、カネ、ス
ペース等）の有効活⽤，迅速：時間軸の意識，現場指向：徹底した三現（現場、現物、現実）主義が⽰されている。
表 2.1-3 に福島第⼀原⼦⼒発電所における主なリスク源となる⼈や環境に影響を与える要因となる放射性物質を含む物質とそれらの物質が存在する場所を⽰す。なお，表の記載
以外に⻑期的にリスク低減措置を検討する必要があるリスク源として，汚染⼟壌，港湾堆積物等の存在が挙げられている。
表 2.1-3

福島第⼀原⼦⼒発電所の主なリスク源となる物質 4)リスクとは，影響度と起こりやすさ（発⽣頻度）の組合せで定義されることが⼀般的である。この定義に基づき，表 2.1-3 に⽰される物質のリスクについて、放射性物質による「影響度」（潜在的影響度）と「起こりやすさ」（管理重要度）の 2 つの軸で表す図として，表現した結果を図 2.1-2 に⽰す。ここで、潜在的影響度とは放射性物質の量に，拡散のしやすさ
や⼈や環境への取り込まれやすさを考慮して評価した影響の⼤きさであり，管理重要度は，多重性や閉じ込め昨⽇の信頼性の程度として評価されている。また、円の⼤きさは評価結果の不確実さの⼤きさを⽰している。結果として，相対的にリスクが⾼く，かつ優先順位が⾼く，可及的速やかに対処すべきものとして，プール内燃料と建屋内滞留⽔に関するリスクが5

挙げられた。建屋内滞留⽔，プール内燃料とも建屋の耐震性が関係する項⽬である。それ以外にも，燃料デブリ，濃縮廃液等，廃スラッジ，HIC スラリー(⾼性能容器内に沈殿する泥しょう) ，屋外のガレキ等，建屋内汚染構造物などが主要なリスク源として挙げられている。
リスクの特徴に応じ，最適なタイミングと⽅法の選択・実施，作業の柔軟な⾒直し，進め⽅の⼗分な説明を⾏い，「全体としてのリスクの最⼩化」を図った上で，安全に作業を進め，結果として早期の作業完了につなげていくことで，「可能な限り速やかな廃炉」を実現していくことが必要であると考えられる。

図 2.1-2

福島第⼀原⼦⼒発電所のリスク要因と管理重要度の評価結果（2017 年現在）4)

2.1 の参考⽂献
1) 廃炉・汚染⽔対策関係閣僚等会議：東京電⼒ホールディングス（株）福島第⼀原⼦⼒発電所の廃⽌措置等に向けた中⻑期ロードマップ，2017.
2) 近藤裕之：福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉におけるリスク要因と対応策，⽇本原⼦⼒学会2016 年春の年会

原⼦⼒安全部会セッション「福島第⼀原⼦⼒発電所における今後のリスク要因とその防護策」，2016.
3) 廃炉・汚染⽔対策チーム会合／事務局会議（第 52 回）：「３号機原⼦炉建屋燃料取り出
し⽤カバー等設置⼯事の進捗状況について」東京電⼒ホールディングス(株)，2018.
4) 原⼦⼒損害賠償・廃炉等⽀援機構：東京電⼒ホールディングス(株)福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉のための技術戦略プラン 2017.
6

2.2 検討対象
2.2.1 対象施設における対象期間ごとの要求性能2.1 では，汚染⽔（建屋内滞留⽔），プール内燃料（使⽤済み燃料）の 2 つに加えて燃料デブリの計 3 項⽬を、現在の福島第⼀原⼦⼒発電所における主要なリスク要因として挙げた。
プラントに求められる基本的な安全機能としては，これらのリスク要因に対して、その重要度に応じた信頼性のレベルで，放射性物質を冷やし，閉じ込めることである。また、プラントがこれらの安全機能を満たすためには、建屋は、放射性物質を含む物質を閉じ込める機能を有するとともに，構造体としての機能は保持していることが要求される。
以上を踏まえ，福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉⼯程の各区分に対して，閉じ込めが必要な放射性物質，プラントの基本的な安全機能，建屋に対する要求性能，留意事項等をまとめたものを表 2.2.1-1 に⽰す。
表 2.2.1-1 廃炉の各段階における要求性能
事故収束前

第⼀期

第⼆期

第三期

冷温停⽌状態の達成まで

プール内燃料取出開始まで

プール内燃料取出開始から燃料
デブリ取出し開始まで

燃料デブリ取出し開始から解体、廃⽌措置終
了まで

⼯程

事故前

閉じ込めが
必要な放射
性物質注 1

炉内の燃料
汚染⽔
使⽤済み燃
料

燃料デブリ
汚染⽔（建屋内滞留⽔）
使⽤済み燃料

プラントに
求められる
基本的な安
全機能注 2

⽌める
冷やす
閉じ込める

冷やす

冷やす注 3
閉じ込める

建屋に対す
る要求機能

遮へい性
気密性
⽔密性
構造安全性

構造安全性

放射性物質を含む物質の閉じ込め
構造安全性

建屋の損傷
屋根崩落等の影響
事故時の熱履歴加えて上部カバー重量，反⼒の影響

留意事項

燃料デブリ
汚染⽔(建屋内
滞留⽔)

加えてデブリ取出に伴う設備等の影響
⾼経年化対策加えて解体進展に応じた状態変化
⾼経年化対策注 1：⽡礫等については別途対処することとし、閉じ込めが必要な放射性物質として表に含めることはしていない。
注 2：プラントに求められる基本的な安全機能は，閉じ込めが必要な放射性物質に関するリスクの⼤きさに応じて異なる。
注３：廃⽌措置の進捗に伴う放射性物質やデブリ燃料取出に向けた対策等により、安全確保に係る設備に求められる機能は変化（要求機能の消滅及び低減）するため、必要に応じて安全対策を実施する。

7

2.2.2 検討範囲
本分科会では，決定論的に評価する地震動に対する原⼦炉建屋、原⼦炉圧⼒容器本体基礎等の耐震性という観点から表 2.2.1-1 で⽰した要求性能がどの程度満たされているかを検討することとしている。これらのうち，本中間報告書での検討範囲は次のとおりである。
（１）検討対象とする期間
本中間報告書では，廃炉までの期間のうち，プール内燃料取出し架構設置前までの期間（第⼀期前半）を対象とした検討を実施した。
（２）検討対象施設
検討対象建屋は，1〜3 号機の原⼦炉建屋とする。1〜3 号機の原⼦炉建屋のうち，⽔素爆発等の影響による損傷が⼤きいことおよび 1〜3 号機原⼦炉建屋の構造が同等であることを考慮し，3 号機原⼦炉建屋を代表として検討対象施設に選定した。
（３）検討対象事象
福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉⼯程の各段階における要求性能は表 2.2.1-1 に⽰すとおりである。これらのうちプール内燃料取出し架構設置前までの期間（第⼀期前半）を対象に，3号機原⼦炉建屋の耐震性評価における検討対象事象について絞り込みを⾏った。
2.1 では，相対的にリスクが⾼くかつ優先順位が⾼く，可及的速やかに対処すべきものとして，汚染⽔およびプール内燃料をリスク要因として挙げた。また，直ちにリスクとして発現するとは考えにくいが，安全・確実・慎重に対処すべきものとして燃料デブリをその要因として挙げた。
これらに対応する原⼦炉建屋の耐震性評価の検討対象事象としては，使⽤済燃料プール損傷による使⽤済燃料の冷却中断，⽣体遮へい壁損傷による燃料デブリの遮へい・閉じ込め性能の喪失及び地下外壁損傷による地下滞留⽔の漏えいの３項⽬があげられる。
以上を踏まえ，本検討では，原⼦炉建屋の耐震性評価として，使⽤済燃料プールの耐震性，
⽣体遮へい壁の耐震性，地下外壁の耐震性に対する検討を実施する。これらの耐震性に関し，考慮する地震動，地震応答解析⼿法，解析結果等について，東京電⼒の公表資料，技術指針及び規程，既往の知⾒から総合的に評価する。

8

2.3

考慮する地震動（１）考慮する地震動の検討について
東京電力は，福島第一原子力発電所について複数の地震動を設定している。そのうちの一つは，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（平成 18 年 5 月 19 日原子力安全委員会）」に基づいて設定した基準地震動Ｓｓである。もう一つは，新規制基準など東日本大
震災後の知見を踏まえた地震動として，平成 26 年 10 月 3 日第 27 回特定原子力施設監視・評価検討会において報告した検討用地震動である。
ここでは，これらの地震動について整理し，燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建
屋の耐震性の検討に考慮する地震動の選定について検討する。
（２）基準地震動Ｓｓについて
a.基準地震動Ｓｓの概要
東京電力は，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針（平成 18 年 5 月 19 日原子力安全委員会）」に基づいて基準地震動Ｓｓを設定している。
「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う福島第一原子力発電所および福島第二原子力発電所の耐震安全性評価（中間報告）について
東京電力株式会社

１）

平成 20 年３月 31 日

等に示されている内容をまとめて，基準地震動Ｓｓの概要として次に記載する。

(a)検討用地震
検討用地震は敷地に大きな影響を及ぼすと考えられる地震を，地震発生様式ごとに次のように選定している。
・内陸地殻内地震として，考慮すべき活断層による地震の内，最も影響が大きい双葉断層(47.5km)による地震を選定している。なお，平成 20 年 3 月 31 日以降，航空レーザー測量データに基づく詳細な地形分析結果や地表地質調査結果等により，双葉断層の長さを 37km(M7.4)と再評価している。
・プレート間地震として，1938 年に敷地沖合で発生した塩屋崎沖地震群を選定している。
・海洋プレート内地震については，2003 年宮城県沖の地震(M7.1)の震源を敷地下方の海洋プレート内に想定した地震を選定している。
地震発生様式ごとの検討用地震の選定結果を図 2.3-1 に示す。
(b)検討用地震の地震動評価選定した検討用地震を対象に，応答スペクトル法に基づく地震動評価および断層モデル
を用いた手法による地震動評価を実施している。また，地震動評価にあたっては震源要素の不確かさを考慮し安全側の評価を実施したとしている。
プレート間地震については不確かさを考慮し，塩屋崎沖の地震群が同時活動するケース
9

として仮想塩屋崎地震（M7.9）を設定し地震動を評価している。また，双葉断層の断層長さ
は 47.5km(M7.6)として地震動を評価している。基準地震動Ｓｓの策定に当たって考慮した地震を図 2.3-2 に示す。
(c)震源を特定せず策定する地震動
震源を特定せず策定する地震動として，震源位置と地震規模を予め特定できない地震による震源近傍の岩盤上の地震記録に基いて提案されている，解放基盤表面上の応答スペク
トルが，敷地周辺の地域性を考慮した上でも妥当なものと考えられることから，これを採用したとしている。
(d)基準地震動Ｓｓの策定
地震動評価結果に基づき，次の三種類の基準地震動Ｓｓを策定している。
・基準地震動Ｓｓ－１（最大加速度 450 ガル）：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
・基準地震動Ｓｓ－２（最大加速度 600 ガル）：海洋プレート内地震の評価結果を上回るよ
うに設定
・基準地震動Ｓｓ－３（最大加速度 450 ガル）：震源を特定せず策定する地震動
基準地震動Ｓｓの策定結果を図 2.3-3 および図 2.3-4 に示す。

10

図 2.3-1 地震発生様式ごとの検討用地震の選定結果１）

図 2.3-2 検討用地震と仮想塩屋崎沖の地震１）11図 2.3-3 基準地震動 Ss の応答スペクトル２）

図 2.3-4 基準地震動 Ss の加速度波形（水平動）１）12

b.東北地方太平洋沖地震の地震記録と基準地震動Ｓｓの関係
東京電力は，福島第一原子力発電所の地盤および建屋で地震観測を実施しており，平成 23
年東北地方太平洋沖地震においても地震記録が得られている。これらの記録を分析し，福島
第一原子力発電所の解放基盤面における地震動（はぎとり波）を求め，基準地震動と比較した結果や，原子炉建屋での地震記録と基準地震動Ｓｓに対する地震動の計算結果を比較した結果が，原子力安全保安院３）や東京電力４）より報告されている。
ここではこれらの結果より，東北地方太平洋沖地震の地震記録と基準地震動Ｓｓの関係について検討する。
(a)地盤の地震記録について
東京電力は，福島第一原子力発電所の２地点で地盤系の鉛直アレー地震観測を実施している。この２地点において平成 23 年東北地方太平洋沖地震の地震記録が得られており，この地震記録を分析することにより，福島第一原子力原子力発電所の解放基盤面における地震動（はぎとり波）を求め，基準地震動と比較している３）。
福島第一原子力発電所の地盤系観測点のうち南地点の自由地盤系地震観測地点の概要を
図 2.3-5 に示す。また，南地点で得られた観測記録を図 2.3-6 に示す。
解放基盤面における地震動（はぎとり波）の推定にあたっては，地震記録を用いて地盤定数を同定し，さらに同定の結果得られた地盤定数を用いた地震記録のシミュレーション解析を実施している。南地点において O.P.-300m(最深部)の観測記録を入力として，一次元波動論により OP-5m 位置の地震動を予測した結果を，観測記録と比較して図 2.3-7 に示す。
また，同定結果の地盤定数を用いて，解放基盤表面(O.P.-196m)に最も近いレベルである OP-200m の記録よりはぎとり解析を実施し，解放基盤面における地震動（はぎとり波）
を算定している。解放基盤面における地震動（はぎとり波）と基準地震動Ｓｓを比較した
結果を図 2.3-8 に示す。
これらより，自由地盤系の地震観測記録を用いて解放基盤表面における地震動を推定した結果，一部の周期帯で基準地震動Ｓｓを超えているものの，基準地震動Ｓｓは余裕を見込
んで策定されていたため，大きく上回るものではなかったとしている。
なお，福島第一原子力発電所は東北地方太平洋沖地震により敷地が約 70cm 沈下している。このため，地震以前の O.P.（旧 O.P.）と，現在の O.P.（新 O.P.）では約 70cm の相違があり，新旧 O.P.の混同を避けるため，福島第一原子力発電所では標高を T.P.（東京湾平均海面）表記に変更している。
本報告書内の特記無き O.P.表記は「旧 O.P.」での高さを示している。
※O.P.：小名浜港工事基準面
T.P.：東京湾平均海面T.P. ＝

旧 O.P. －約 1.4ｍ（沈下量によって場所毎に値が異なる）
13

(b)建屋の地震記録について
東京電力は，福島第一原子力発電所の原子炉建屋で地震観測を実施している。これらのうち，原子炉建屋基礎スラブ上端における平成 23 年東北地方太平洋沖地震による地震記録を，
基準地震動Ｓｓによる地震応答解析結果と比較している４）。
原子炉建屋基礎スラブ上端の加速度応答最大値を基準地震動Ｓｓによる地震応答解析結果と比較して図 2.3-9 に示す。また，原子炉建屋基礎スラブ上端の加速度応答スペクトルを
基準地震動Ｓｓによる解析結果の加速度応答スペクトルと比較して図 2.3-10 に示す。
建屋の地震観測記録も地盤系の記録と同様に，一部の周期帯で基準地震動Ｓｓを超えているものの，地震観測記録は概ね基準地震動Ｓｓによる応答と同程度であったとしている。

14

図 2.3-5 福島第一原子力発電所自由地盤系地震観測地点（地盤定数は南地点）３）

ＮＳ方向

ＥＷ方向

図 2.3-6 平成 23 年東北地方太平洋沖地震の地震記録（南地点）３）15

図 2.3-7 一次元波動論によるシミュレーション解析結果３）（南地点:OP-300m(最深部)入力 OP-5m 出力）

図 2.3-8 はぎとり波と基準地震動 Ss の比較３）(南地点:解放基盤表面(OP-196m)に最も近い OP-200m の記録を用いてはぎとりを実施）

16

図 2.3-9 平成 23 年東北地方太平洋沖地震の加速度応答最大値４）（原子炉建屋基礎スラブ上端，基準地震動Ｓｓとの比較）

図 2.3-10 平成 23 年東北地方太平洋沖地震の加速度応答スペクトル４）（原子炉建屋基礎スラブ上端，基準地震動Ｓｓとの比較，EW 方向）

17

（３）検討用地震動について
検討用地震動は，新規制基準など東日本大震災後の知見を踏まえた地震動として平成 26
年に策定された。ここでは，検討用地震動の概要等について東京電力５）および原子力規制庁
６）からの報告をまとめて記述する。

a.検討用地震動の概要
検討用地震動の主な前提条件は次のとおりである。
・2011 年東北地方太平洋沖地震の知見である「複数の領域が連動して発生すること」
を踏まえて，これと同規模の地震を想定している。
・地震動評価は，敷地における北地点及び南地点の２点の鉛直アレー観測点の内，短周期側では南地点が大きくなる傾向にあることを踏まえ，南地点で代表させ，敷地における観測記録を活用している。
・2011 年 4 月 11 日の福島県浜通りの地震では，湯ノ岳断層が正断層として活動した
状況を踏まえ，活動を否定していた断層や海域に分布する正断層の評価を変更している。
・2011 年東北地方太平洋沖地震と同規模の地震を想定した地震(M9.0)では，強震動生成域を敷地に近付けて評価を実施している。
検討用地震動策定方針をこれまでの評価と比較して図 2.3-11 に示す。
また，評価結果の検討用地震動の擬似速度応答スペクトルを基準地震動Ｓｓ等と比較して図 2.3-12 に，検討用地震動の時刻歴波形を図 2.3-13 に示す。
b.超過確率の参照
東京電力は，検討用地震動の超過確率の参照を目的として，日本原子力学会「原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準」：2007（AESJ-SCP006:2007）の方法に基づき，敷地における地震動の一様ハザードスペクトルを試算している。検討用地震の応答スペクトルと一様ハザードスペクトルの試算結果を比較して図 2.314 に示す。
これらより，検討用地震動の応答スペクトルの年超過確率は 10-4～10-5 程度であると評価
している。

18

図 2.3-11 検討用地震動策定方針（これまでの評価との比較）５）

図 2.3-12 検討用地震動の擬似速度応答スペクトル５）19図 2.3-13 検討用地震動の時刻歴波形５）

図 2.3-14 検討用地震の応答スペクトルと一様ハザードスペクトルの試算結果の比較５）20

（４）考慮する地震動の選定について
東京電力は，福島第一原子力発電所を対象に，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査
指針（平成 18 年 5 月 19 日原子力安全委員会）」に基づいて基準地震動Ｓｓを策定し，さらに新規制基準など東日本大震災後の知見を踏まえた検討用地震動を策定している。
それらを検討した結果より．基準地震動Ｓｓについて次のことが言える。
平成 23 年東北地方太平洋沖地震における地盤系及び建屋系の地震記録を基準地震動Ｓｓと比較すると，一部の周期帯で地震記録が基準地震動Ｓｓを超えているものの，地震観測記
録は概ね基準地震動Ｓｓと同程度と考えることができる。なお，基準地震動Ｓｓを一様ハザードスペクトルの試算結果と比較すると年超過確率は 10-3～10-4 程度となった。
燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性を検討する場合に，基準地震動
Ｓｓを考慮する地震動とすることは，平成 23 年東北地方太平洋沖地震の再来を対象に耐震性を評価することに対応するといえる。
一方，検討用地震動について次のことが言える。
検討用地震動は，新規制基準など東日本大震災後の知見を踏まえたものとして想定されており，また年超過確率も 10-4～10-5 程度となっている。
東京電力は，検討用地震動を機動的対応（消防車等の可搬設備による注水等）の信頼性向上に用いることとしている。
以上より，今後の評価に当たっては，次の二つの方法があると考えられる。
１．基準地震動Ｓｓを考慮する地震動として，応答値の余裕と合わせて耐震性を評価する。
２．検討用地震動を考慮する地震動として，耐震性を評価する。
本書では，原子炉建屋の耐震性評価として，使用済燃料プールの耐震性，生体遮へい壁の耐震性，地下外壁の耐震性に対する構造面からの検討を実施することとしている。これらに対して，地震動のレベルの異なる基準地震動Ｓｓおよび検討用地震動の両者について原子
炉建屋の耐震性を評価することとする。
2.3 の参考文献
1) 東京電力株式会社：東京電力プレスリリース「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査
指針」の改訂に伴う福島第一原子力発電所および福島第二原子力発電所の耐震安全性評
価（中間報告）について 平成 20 年３月 31 日
http://www.tepco.co.jp/cc/press/08033102-j.html
http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu08_j/images/080331b.pdf2) 原子力安全保安院：福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所の耐震安全性について

平成２１年７月

https://www.pref.fukushima.lg.jp/download/1/girenH22_4_13.pdf.

3) 国立国会図書館デジタルコレクション 原子力安全・保安院：地震・津波に関する意見聴取会(第 6 回)
地震・津波 6-3 福島第一・福島第二原子力発電所における平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地

21

震の地震観測記録の分析について
http://dl.ndl.go.jp/view/download/digidepo_6011655_po_6-3.pdf?contentNo=7&alternativeNo=4) 新潟県 第 26 回地震，地質・地盤に関する小委員会（平成 23 年 8 月 11 日開催）
地小委 26-1

東北地方太平洋沖地震における地震動及び津波について

東京電力株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/HTML_Article/334/751/110811_26-1,0.pdf

5) 第 27 回特定原子力施設監視・評価検討会：資料 2
外部事象に対する防護の検討について

東京電力福島第一原子力発電所の東京電力株式会社

https://www.nsr.go.jp/data/000051144.pdf
6) 第 38 回

特定原子力施設監視・評価検討会：資料２－１

対する評価と今後の評価・確認の進め方について
https://www.nsr.go.jp/data/000133834.pdf

22

検討用地震動及び同津波に

原子力規制庁3 原子炉建屋の耐震性評価
3.1

福島第一原子力発電所の耐震設計の経緯 1)

福島第一原子力発電所の 1 号機～6 号機は，1966 年から 1972 年にかけて設置許可を受けている。原子力安全委員会が定めた「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（1978
年 9 月制定，1981 年 7 月一部改訂）が，策定される以前に設置許可申請がなされたプラントである。これらのプラントの耐震設計は，事業者が独自に実施し，個別に審査されており，
おおむね以下のような条件でなされている。
①

構築物，機器配管系は原則として剛②

地震に対する発電所の安全を確保するため，原子炉建屋を含む構築物は直接岩盤に設
置③

全ての構築物，機器配管系は，地震に対する発電所の安全性を考慮した重要度に応じて分類し，それぞれの重要度に応じた耐震設計を実施④

重要な構築物，機器配管系は発電所敷地において予想される最大地震動に対して動的解析によって設計（設計地震力は建築基準法（当時）に示された震度の 3 倍の震度から定める値を下回らないようにする）⑤

原子炉格納容器（ドライウェル，サプレッション・チェンバ，ベント管及び各貫通部）
並びに原子炉緊急停止系（制御棒，同駆動機構及び液体毒物注入系）などのように安全対策上特に重要な施設に対しては，前項の 1.5 倍の地震動に対して動的解析を行い，格納容器の機能保持，安全な原子炉停止を確認
一方，この当時，日本電気協会から，「原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG4601-1970）」が発行されており，この技術指針策定に当たっては，発行の数年前から学識経験者，事業者，メーカー，建設会社の技術者が参加しており，発電所の耐震設計においてもその考え方が反映されていると考えられる。東京電力は，福島第一発電所の安全上重要な施設の設計用地震動として，原子炉建屋基礎版において最大加速度 180cm/s2（S1）の地震動（当時米国で観測された El Centro 波，Taft 波）を設定して耐震設計を行い，また格納容器などの安全上特に重要な施設については 270 cm/s2（S2：波形は S1 と同じ）の地震動を設定して機能が維持されることを確認している。
1978 年に「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」が策定されたのに伴い，福島第一原子力発電所についても，この耐震指針に従って過去の地震，地質調査を基に基準地震
動 S1（最大加速度 180 cm/s2：模擬地震波），S2（270 cm/s2 及び 370 cm/s2：模擬地震波）が策定され，静的地震力も含めて，耐震性が確認されている。この指針では，安全上重要な施設（As，A クラス設備）は，基準地震動（動的地震力）に加えて一般建築の 3 倍の静的地震力を考慮することとしており，この地震力は構造物の基部（基礎版）においてベースシア
係数 0.48 となっている。
その後，2006 年 9 月に原子力安全委員会がそれまでの新しい知見を反映して「発電用原23

子炉施設に関する耐震設計審査指針」を改訂したことに伴い，原子力安全・保安院は改定された耐震指針に照らした耐震安全性評価（耐震バックチェックという）を実施した。耐震バ
ックチェックでは，この改定された耐震指針に従って地震に関する各種調査を実施し，「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，それぞれ
不確かさを考慮して地震動評価を行うこととされており，福島第一原子力発電所では基準
地震動 Ss として最大加速度 600cm/s2 の地震動が策定された。
この耐震バックチェックの最中 2007 年 7 月 16 日の新潟県中越沖地震が発生し，柏崎刈羽原子力発電所でそれまでの基準地震動を大幅に超える地震動が観測された。これらのことから，2007 年 7 月 20 日に経済産業省は，新潟県中越沖地震から得られた知見を耐震安
全性の評価に適切に反映すること（「平成 19 年新潟県中越沖地震を踏まえた対応について（指示）」）を指示した。これらを受けて，福島第一原子力発電所では反射法探査，海上音波探査，ボーリング調査などの地質調査を 2008 年 3 月にかけて実施している。さらに，新潟
県中越沖地震の解明が進む中，原子力安全・保安院は 2008 年 9 月 4 日に「新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項について」の指示を出し，これに基づき同発電所ではさらに調査を進めることとしていた。
福島第一発電所の耐震バックチェックについては，5 号機を代表プラントとして，主要な機器のみを対象とした検討結果を中間報告として，2008 年 3 月に東京電力から原子力安全・保安院へ報告書が提出されている。なお，この中間報告では，基礎地盤の安定性及び地
震随伴事象である津波に対する安全性，周辺斜面の安定性については，最終報告書において結果を報告することとされていた。また，福島第一発電所 1 号機～6 号機の最終報告書提出
前の 2011 年 3 月 11 日に今回の東北地方太平洋沖地震と福島第一原子力発電所事故が発生した。尚，4，5 号機についてはバックチェックを受けた補強工事を実施していたが，1，2，
3，6 号機に関しては工事を実施することが予定されている段階であった。
3.1 の参考文献
1) 東日本大震災合同調査報告書編集委員会：東日本大震災合同調査報告
2015.

24

原子力編，丸善，

3.2 評価方針
検討対象建屋については，水素爆発等の影響による損傷が大きいことや 1～3 号機原子炉
建屋の構造が同等であることを考慮し，3 号機原子炉建屋を代表号機として選定する。
評価方針は次のとおりである。
・耐震性評価の対象とする地震動は，「2.3 考慮する地震動」で示された基準地震動 Ss お
よび検討用地震動とする。
・鉄筋コンクリート造の耐震壁の終局限界に対しては，水平方向の地震力が支配的であり，鉛直方向の地震力の影響は少ないことから，耐震性の評価は水平方向の地震動に対して実施する。
・3 号機原子炉建屋は，水素爆発等により建屋の一部が損傷していることを踏まえ，損傷状
況を写真より推定し地震応答解析モデルに反映する。（「3.3.3

損傷状況の評価」参照）

・原子力発電所の地震応答解析手法は，原子力発電所耐震設計技術規定 JEAC4601-2015に示される内容を踏まえ，地盤との相互作用を考慮し，曲げおよびせん断剛性を考慮した
質点系モデルとする。さらに具体的な定数等は対象施設の過去の地震によるシミュレーシ
ョン解析結果を踏まえて設定する。
（「3.3.4 地震応答解析手法の妥当性確認について」参照）
・耐震性評価の目安値は，原子炉建屋はせん断が卓越する形状であることを踏まえ，復元力特性のせん断応力度～せん断ひずみ関係におけるせん断ひずみで評価することとする。
具体的な目安値は原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データ等の既往文献を参考に設定する。（「3.4 耐震性評価の目安値の検討」参照）
・基準地震動 Ss に対する耐震検討に関して東京電力は，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 67 条第 1 項の規定に基づく報告の徴収について」（平成 23 年 4 月
13 日）に基づき，平成 23 年 7 月に「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」１）として，本報告書で検討の対象としている３号機の基準地震動 Ss に対する耐震性について報告している。本報告書ではここで示された地震応答解析結果を参考に耐震性を評価するものとする。なお，東京電力は上記報告において，地震応答解析に加え２階以上の使用済燃料プールを含む部分を対象に，３次元ＦＥＭの静的弾塑性解析による局部評価を実施している。
・検討用地震動に対する耐震検討に関して東京電力は，検討用地震動を機動的対応（消防車等の可搬設備による注水等）の信頼性向上に用いることを前提に，平成 28 年 8 月に「福島第一原子力発電所検討用地震動に対する建屋検討結果」２）において，本報告書で検討の対25

象としている３号機の検討用地震動に対する耐震性について報告している。本報告書では
ここで示された地震応答解析結果を参考に耐震性を評価するものとする。
なお，本報告書での使用燃料取り出し架構設置前の原子炉建屋の状態を想定して耐震検討を実施することとしている。上記の東京電力の地震応答解析結果のうち，基準地震動に対する耐震検討においては，水素爆発後の建屋の重量を想定し 5 階以上の建屋重量を瓦礫重量とみなして 5 階位置に付加しており，本報告書の想定している状態に整合している。
一方，検討用地震動に対する耐震検討においては，瓦礫を撤去して遮へい体や燃料取り出し架構を設置した，燃料取り出し直前の状態を想定している。しかし，撤去した瓦礫の重量より遮へい体と燃料取り出し架構の重量の和の方が重く，水素爆発直後の建屋重量の想定より保守的になると考えられるので，この資料に示された解析結果をそのまま用いて評価することとした。
3.2 の参考文献
１）東京電力株式会社：「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」平成 23 年 7 月．
http://www.tepco.co.jp/cc/press/betu11_j/images/110713q.pdf
２）東京電力株式会社：「福島第一原子力発電所検討用地震動に対する建屋検討結果」平成
28 年 8 月．
https://www.nsr.go.jp/data/000162377.pdf

26

3.3

地震応答解析手法の検討

3.3.1

標準的な地震応答解析手法

原子力発電所の耐震設計に用いられている建物～地盤系の標準的な地震応答解析手法に関する規程は，（社）日本電気協会「原子力発電耐震設計技術規程 JEAC4601-2015」（以下，
JEAC4601-2015 と記す）第 3 章建物・構築物の耐震設計いる。

27

3.5 地震応答解析に示されて

3.3. 2

地震応答解析手法の妥当性の検討事例（１）福島第一原子力発電所の地震記録について
東北地方太平洋沖地震以降の原子炉建屋を対象として，地震応答解析手法の妥当性が確認されていることが理想であるが，東北地方太平洋沖地震以降は建屋の地震観測は実施されておらず，地震観測記録を用いて妥当性を確認することはできない。また，東北地方太平洋沖地震における福島第一原子力発電所の建屋の観測記録は，建屋に設置された 38 台のうち 16 台で得られているが，これらのうち，1～4 号機原子炉建屋では基礎版上の記録のみしか得られていない。従って，東北地方太平洋沖地震の地震記録により直接的には地震応答解
析手法の妥当性を確認することはできない。
一方，新潟県中越沖地震を踏まえ，平成 20 年 9 月 4 日に原子力安全・保安院から原子力事業者等に通知された「新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項について」において，「地震応答解析においては，設計時の施設の剛性，
振動特性等を用いた解析モデルによるほか，実際の地震記録等において建屋の剛性，機器などの振動特性等が把握されている場合は，当該剛性や振動特性などを考慮した解析モデル
により耐震安全性を評価することができるものとする」ことが指摘されている。
東京電力では，この通知に対応し「福島第一原子力発電所３号機新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項について」（平成 22 年 6 月 17 日
東京電力株式会社）１）を報告している。この報告書では，2008 年岩手・宮城内陸地震を対象として福島第一原子力発電所３号機原子炉建屋のシミュレーション解析を実施している。
ここでは，東北地方太平洋沖地震以前の原子炉建屋であるが，このシミュレーション解析
事例を対象に地震応答解析手法の妥当性を検討することとする。

28

（２）対象号機のシミュレーション解析事例
シミュレーション解析に用いた地震の諸元を図 3.3.2-1 に，原子炉建屋基礎版上の観測記
録及び地震計配置図を図 3.3.2-2 及び図 3.3.2-3 に示す。地震計は基礎版上（O.P.－2.06m）と 2 階（O.P.+18.7m）にのみ配置されているので，ここでのシミュレーション解析では，基礎版上（O.P.－2.06m）の観測記録を入力として 2 階（O.P.+18.7m）の観測記録と解析結果を比較している。シミュレーション解析モデル，基礎版上の地震記録を用いたシミュレー
ション解析の概要及びシミュレーション解析モデルの工事認可申請時等との諸元比較を図3.3.2-4，図 3.3.2-5 及び表 3.3.2-1 に示す。
シミュレーション解析モデルに用いている諸元の特徴は次のとおりである。
・コンクリート強度は実状を考慮して 35.0N/mm2（工事認可申請時 22.1 N/mm2）としている。
・コンクリートのヤング係数は実状を考慮して 25.7×103N/mm2（工事認可申請時 20.6×
103N/mm2）としている。
・剛性は耐震壁のみを評価している。（工事認可申請時と同様）
シミュレーション解析結果の最大応答加速度及び加速度応答スペクトルを地震記録と比較して図 3.3.2-6 及び図 3.3.2-7 に示す。
これらの結果よりここで用いた地震応答解析モデル（シミュレーションモデルと呼んでいる）による解析結果は，概ね観測記録と整合しているとしている。
このシミュレーション解析による地震応答解析モデルの評価結果は，東日本太平洋沖地
震以前の状態を対象としたものであるが，現時点で可能な範囲で地震応答解析モデルの妥当性を確認できる資料であると考えられる。

29

図 3.3.2-1 2008 年 6 月 14 日の地震（岩手・宮城内陸地震）の諸元１）30図 3.3.2-2 福島第一原子力発電所

図 3.3.2-3 福島第一原子力発電所

3 号機原子炉建屋基礎版上の観測記録１）3 号機原子炉建屋
31

地震計配置図１）

図 3.3.2-4 福島第一原子力発電所

3 号機原子炉建屋

シミュレーション解析モデル１）

図 3.3.2-5 基礎版上の地震記録を用いたシミュレーション解析の概要１）32

表 3.3.2-1 原子炉建屋水平方向解析モデルの主な諸元の比較１）33図 3.3.2-6 建屋各階の最大応答加速度１）34図 3.3.2-7 加速度応答スペクトル２）35

3.3.3

損傷部位の評価

3 号機原子炉建屋は，水素爆発等により建屋の一部が損傷している。損傷部位は写真を基に推定し，地震応答解析モデルに反映することとしている３）。
各部位の損傷部位評価の考え方は，下記の通りである。
(1)

外壁および屋根トラス

原子炉建屋の外観写真から損傷状況を確認できる外壁および屋根トラスについては，損傷部位として評価した。また，一部剥落が確認された外壁についても損傷として評価した。
(2)

使用済燃料プール

損傷が確認されている外壁の厚さは最大で 600mm である。使用済燃料プールの壁および床の厚さは 1400～1850mm であること，また，使用済燃料プールは循環冷却システムが完成しており，満水状態が維持されていることから，損傷は無いと評価した。
(3)

機器仮置プール

外観写真より，一部剥落が確認された外壁部分を除き，機器仮置プールの壁に損傷は確認されていない。また，損傷が確認されている外壁の厚さは最大で 600mm であり，機器仮置プールの壁および床の厚さは 900mm であることから，損傷は無いと評価した。
(4)

生体遮へい壁（シェル壁）

損傷が確認されている外壁の厚さは最大で 600mm である。建屋 3 階の生体遮へい壁の厚さは 1850mm であることから，損傷は無いと評価した。
(5)

床スラブ

3 号機は建屋内の調査結果が得られていないことから，外観写真および外壁の損傷状況か
ら床スラブの損傷状況を推定した。1～3 階は，外壁が一部剥落していることを除き，外観に損傷が確認されていないことから，損傷は無いと評価した。また，4 階および 5 階は外壁が損傷しており，損傷した外壁の厚さを下回る床スラブについては，損傷している可能性があると評価した。なお，5 階北西側の床スラブは，外観写真より，床スラブを支持する 4 階の外壁および柱に大きな損傷が確認されているため，損傷部位として評価した。
上記を踏まえ，3 号機原子炉建屋の損傷状況（立面図）を図 3.3.3-1 に，損傷状況（平面図）を図 3.3.3-2 に示す。

36

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

5F

東面

西面

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

O.P. 10,200

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

南面

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

O.P. 10,200

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

北面

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

O.P. 10,200

RF

O.P. 56,050

ＣRF

O.P. 47,820(ｸﾚｰﾝﾚｰﾙ TOP)

Ｒ3

Ｒ2

Ｒ1

Ｒ7

Ｒ6

Ｒ5

Ｒ4

Ｒ3

Ｒ2

Ｒ1

ＲG

ＲF

ＲE

ＲD

ＲC ＲBa ＲB

ＲAＲA

ＲB ＲBa ＲC

ＲD

ＲE

ＲG

ＲF

O.P. 39,920

4F

O.P. 32,300

3F

O.P. 26,900

2F

O.P. 18,700

1F

Ｒ4O.P. 39,920

4F

5F

Ｒ5

O.P. 39,920

4F

5F

Ｒ6

O.P. 39,920

4F

5F

Ｒ7

O.P. 10,200：外壁の損傷箇所：解析上評価しない外壁：外面のみ損傷箇所

図 3.3.3-1 3 号機 原子炉建屋の損傷状況（立面）
37

N：床スラブの損傷箇所：床スラブの損傷の可能性のある箇所

：床なし
：床あり
：外壁の損傷箇所：解析上評価しない外壁：外面のみ損傷箇所

図 3.3.3-2 3 号機 原子炉建屋の損傷状況（平面）38

3.3.4

地震応答解析手法の妥当性確認について

本章では，地震応答解析手法の妥当性の確認するにあたり，JEAC 4601-2015 の規程や評価対象である福島第一原子力発電所 3 号機のシミュレーション解析事例について調査した。
これらより，対象建屋の耐震性評価に用いる地震応答解析手法の妥当性を確認するにあたっての確認項目は次のとおりである。
・地震応答解析手法が，「3.3.1 標準的な地震応答解析手法」に示される，JEAC 4601-2015の規程と整合していること。
・地震応答解析手法が，「3.3.2 地震応答解析手法の妥当性の検討事例」で示される，2008
年岩手・宮城内陸地震のシミュレーション解析に用いた地震応答解析手法と整合していること。
・コンクリートの諸元や剛性評価法が，「3.3.2 地震応答解析手法の妥当性の検討事例」で示される，2008 年岩手・宮城内陸地震のシミュレーション解析に用いたコンクリートの諸元や剛性評価法と整合していること。
・地震応答解析モデルに，「3.3.3 損傷状況の評価」に示される原子炉建屋の損傷状況が反映されていること。
3.3 の参考文献
１）東京電力株式会社：福島第一原子力発電所３号機

新潟県中越沖地震を踏まえた原子力発電所等の耐震安全性評価に反映すべき事項について 平成 22 年 6 月 17 日
http://www.tepco.co.jp/nu/material/files/ka10061703.pdf
２）東京電力株式会社：福島第一原子力発電所３号機安全上重要な建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性評価（パワーポイント資料）平成 22 年 7 月 16 日
http://www.tepco.co.jp/nu/material/files/fk10071601.pdf
３）東京電力株式会社：福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強等に関する検討に係る報告書 平成 27 年３月
https://www.nsr.go.jp/data/000054292.pdf

39

3.4

耐震性評価の目安値の検討（１）耐震性評価の目安値の検討について
燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性の検討においては，原子炉建屋を曲げおよびせん断剛性を考慮した質点系モデルによりモデル化し，地震応答解析結果により評価することとしている。ここでは，地震応答解析結果を踏まえた耐震性評価の目安値
について検討する。
目安値の検討においては，原子炉建屋はせん断が卓越する形状であることを踏まえ，鉄筋
コンクリート耐震壁の復元力特性のせん断応力度～せん断ひずみ関係におけるせん断ひず
みで評価することとする。
鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性の復元力特性については，原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データを参考に JEAG4601-1991 追補において取りまとめられており，JEAG4601-1991 追補において参考とした文献に復元力特性の設定過程についても記載されている。また，原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の許容限界についても原子炉建屋耐震壁を対象とした実験データを参考に JEAG4601-1987 及び JEAC4601-2015 に取りまとめられており，参考とした文献に構造上の限界値等の考え方についても記載されている。
ここでは，これらの既往文献等を参考に，燃料取り出し開始前までを対象とした原子炉建
屋の耐震性の検討に用いる目安値について検討を実施する。

40

（２）鉄筋コンクリート耐震壁の終局せん断ひずみの既往文献について「原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性評価法」田中宏志ほか，日本建築学会
学術講演梗概集（近畿）昭和 62 年 10 月 1）において，原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データから鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性評価法をまとめている。ここではせん断応力度～せん断ひずみ関係（τ～γ関係）における終局せん断ひずみについてまとめる。
τ～γ関係の実験値の例を図 3.4-1 に，実験結果の終局せん断ひずみと計算値の比較を
図 3.4-2 に，試験体形状別の最大耐力時せん断ひずみの実験結果を表 3.4-1 に示す。
この文献では，終局せん断ひずみを一般の耐震壁のデータ等を参考にγ３＝4.0×10－3 と定めている。その理由については次のように記載している。
・実験値のτ～γ関係のスケルトンカーブは，初期の直線部分，その後の上に凸の曲線部分，
さらにほぼ最大耐力に達した後のフラットな部分よりなっている。
・ボックス型壁およびＩ型壁ではこのフラットな部分が比較的短く，円筒型等その他の形状ではほぼ最大耐力に達した後のフラットな部分が長い。
・「形状による終局せん断ひずみの差はまだ理論的に十分解明されていないこと」および「終局せん断ひずみの実験値にばらつきが大きいこと」を踏まえ，τ～γ関係のスケルトンカー
ブの終局せん断ひずみの値を一律 4×10－3 とした。
なお，円筒壁等の実験結果のスケルトンカーブでは，設定した終局せん断ひずみγ３＝
4.0×10－3 付近で最大耐力に達した後にさらにフラットな部分があり，実験結果の終局せん断ひずみは設定した終局せん断ひずみγ３＝4.0×10－3 より大きくなるが，これについて
は今後の検討課題である。
また，上記文献の原典である「建物・構築物の復元力特性の評価法に関する調査報告書」（社）日本電気協会

電気技術基準調査委員会

原子力発電特別調査委員会調査報告

書 VOL.11 では，次の内容が示されている。
・終局せん断ひずみ 4×10－3 とボックス型およびＩ型壁の実験結果とほぼ対応しており，
実験結果の平均値から標準偏差を引いた値にほぼ等しくなっている。
・円筒壁，八角形型円筒体に対しても実験値の（平均値－標準偏差）の値にほぼ等しい 6×10－3 まで終局せん断ひずみを伸ばすことも考えられる。
しかし，これについては現時点では理論的に十分解明されていないので，ここでは一律
4×10－3 とした。
以上のように，ここでは，鉄筋コンクリート耐震壁の終局せん断ひずみを一律 4×10－3
としており，この値は実験結果の平均値－標準偏差程度の値となっていることが記されている。
41

図 3.4-1 τ～γスケルトンカーブの実験値（例）1）

図 3.4-2 実験結果の終局せん断ひずみと計算値の比較 1）
表 3.4-1 試験体形状別の最大耐力時せん断ひずみの実験結果（単位：×10－3）1）

42

（３）構造性能上の限界値に関する既往文献について「原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の許容限界」瀬戸川葆ほか，日本建築学会学術講演
梗概集（近畿）昭和 62 年 10 月 2）において，原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データから鉄筋コンクリート耐震壁の終局せん断ひずみについて構造性能上の限界値について次のようにまとめている。
a.統計的評価
実験データの終局せん断ひずみを標準正規分布と仮定し，９５％の信頼区間（下限）を限界値とすると次となる。
γs1＝γu－1.64×σ
表 3.4-2 より円筒形：γs1＝3.8×10-4，ボックス型：γs1＝3.1×10-4 となる。
b.最小値評価
表 3.4-2 の最小値を限界値とすると次となる。
円筒形：γs1＝4.0×10-4，ボックス型：γs1＝3.2×10-4
c.限界値の設定
統計的評価と最小値評価より鉄筋コンクリート耐震壁の終局せん断ひずみの構造性能上の限界値を次の値としている。
γs1＝3.0×10-3
さらに，「許容限界は構造性能上の限界値に機能維持上の限界を評価して検定する必要がある。しかし，機能維持上の限界に対するデータが乏しいため現時点で数値的に評価することは難しい。また設計応答量に復元力特性，解析モデル及び解析条件に基づくバラつきが想定される。そこで工学的判断を加え終局せん断ひずみの許容限界の目安値として，γs1 に 1.5倍の余裕を見た値としてγs＝2×10－3 としておくのが妥当と思われる。
」としている。
表 3.4-2 試験体の終局せん断ひずみの実験値 2）43（４）支持機能の評価法に関する既往文献について「原子炉発電所鉄筋コンクリート壁の機器定着部に対する支持機能」永野徹ほか，日本建築学会学術講演梗概集（関東）昭和 63 年 10 月 3）において，原子炉建屋耐震壁を対象とした鉄筋コンクリート耐震壁の機器定着部の支持機能について，図 3.4-3～4 に示す壁を想定した平板に面内せん断ひずみと定着部に面外引張力を組み合わせた実験を実施した結果等
より，評価法についてまとめている。
鉄筋コンクリート耐震壁の機器定着部の支持機能の評価に用いる，面内せん断ひずみと面外力の許容限界ゾーンの評価法は次のとおりである。
面内せん断ひずみの許容限界としては（３）に挙げた既往研究の成果として，γ＝2×10-3 が提案されている。また，縦軸上の終局に対する許容限界は，「原子力発電所の機器定着部（基礎ボルト）に関する実験研究」市橋一郎ほか日本建築学会学術講演梗概集（近畿）昭和 62 年 10 月において，引張によるコンクリートのコーン状破壊に対する保証強度（φ１×Ａｃ√Ｆｃ：φ１＝0.6）を面外耐力の許容値とすることが提案されている。これ
らより，横軸を面内せん断ひずみ，縦軸を面外力とした場合，面内と面外が独立事象とした許容限界ゾーンは矩形となるが，試験結果を考慮して図 3.4-5 に示す斜線部を許容限界ゾーンとして設定している。
これらより，面内せん断ひずみの許容限界γ＝2×10-3 は機器定着部の支持機能も概ね満足しているものと言える。
さらに，「地震荷重を受ける RC 壁に設置された機器アンカーの支持性能」その１～その３梅木芳人ほか日本建築学会大会学術講演梗概集（北海道） 2013 年 8 月，その４～
その５梅木芳人ほか日本建築学会大会学術講演梗概集（関東）2015 年 9 月 4）においては，せん断ひずみの適用範囲として図 3.4-6 に示すようにγ＝2×10-3 を超えγ＝6×10-3 まで評価できる許容限界ゾーンを提案している。

44

面内加力

面外加力

図 3.4-3 試験体形状図 3）

図 3.4-4 加力装置 3）

図 3.4-5 試験データと許容限界ゾーン 3）（面内せん断ひずみと規準化した面外力）
注：図3.4-5中の文献は次のとおり。
文献１

市橋一郎

他：原子力発電所の機器定着部（基礎ボルト）に関する実験研究，日本建築学会大会学術講演梗概

集，昭和62 年
文献２

勝俣英雄

他：原子炉建屋耐震壁の面外せん断強度（その２），日本建築学会大会学術講演梗概集，昭和60年

文献３

小林淳

他：面内せん断力を受ける壁板の押し抜きせん断に関する実験，日本建築学会大会学術講演梗概集，

昭和59年

45

図 3.4-6 規準化面外力－面内せん断ひずみ関係の許容限界ゾーン 4）
注：図3.4-6中の参考文献は次のとおり。
参考文献１

市橋 他：原子力発電所の機器定着部（基礎ボルト）に関する実験研究，日本建築学会大会学術講演梗概

集，昭和62 年10 月
参考文献２

永野 他：原子力発電所鉄筋コンクリート壁の機器定着部に対する支持機能，日本建築学会大会学術講演

梗概集，昭和63 年10 月
参考文献３

稲田 他：原子炉建屋の弾塑性試験 支持機能試験，日本建築学会大会学術講演梗概集，1992 年8 月

参考文献４

吉崎 他：原子炉建屋耐震壁の面外せん断強度，日本建築学会大会学術講演梗概集，昭和60 年10 月

46

（５）限界状態の設定に関する既往文献について
2016 年度日本建築学会大会構造部門（原子力建築）パネルディスカッション資料「原子力発電所建築物の耐震裕度評価～定量的評価と明示化を目指して～」2016 年 8 月日本建築学会構造委員会原子力建築運営委員会 5）においては，耐震裕度の概念の構築にあたり表
3.4－3 に示すように，建屋に要求される機能について，支持機能，遮へい機能，負圧維持
機能，漏えい防止機能，波及的影響防止機能，使用機能の６種類に分類して検討している。
また，パネルディスカッション資料では，限界状態の設定については表 3.4-4 に示す各限界状態に対し耐震裕度を評価している。ここでの限界状態の設定の考え方は次のとおりである。
ここでの限界状態は，評価対象が限界状態に達する部材のひずみ等をクライテリアとして設定することとし，鉄筋コンクリート部材の場合は，終局限界のばらつきが大きいため中央値と下限値が設定することが考えられるが，実際には終局限界の中央値は，建屋の半数が限界状態に達することとなるため裕度評価として扱いが難しく，下限値による評価が現実的であるとしている。
限界状態の設定の例を表 3.4-4 に，耐震壁のせん断破壊の場合の各限界状態と復元力特性の関係を図 3.4-7 に示す。
表 3.4-3 耐震裕度の概念 5）47

表 3.4-4 限界状態の設定 5）

図 3.4-7 各限界状態と復元力特性の関係（耐震壁のせん断破壊の場合）5）48

（６）許容限界の考え方に関する既往文献について機能保持や波及的影響防止の観点から，許容限界の考え方について JEAC4601-2015 に記載されている。
JEAC4601-2015 においては，「3.6.4 機能保持及び波及的影響防止の検討」の解説に，機能保持の検討に関する許容限界として支持機能について次の内容が示されている。
・建物・構築物を構成する壁，床等は，S クラスの主要設備及び補助設備の間接支持構造物となっている部分がある。当該部位に対しては，基準地震動 Ss が作用した場合においても主要設備，補助設備等を支持する機能を保持している必要がある。
・鉄筋コンクリート造耐震壁がせん断ひずみ度の許容限界（2.0×10-3）を満足していれ
ば， アンカー部の許容応力の前提となっている鉄筋コンクリート造耐震壁のせん断ひず
み度の範囲を概ね満足している。これらより，せん断ひずみ度の許容限界を満足することにより，建物・構築物の主要耐震要素である耐震壁の，S クラス設備等に対する支持機能も満足される。
さらに，同様に，「3.6.4 機能保持及び波及的影響防止の検討」の解説に，波及的影響防止の検討における許容限界について次の内容が示されている。
・建物・構築物を構成する壁，床等はその破損により，S クラス及び B クラスの主要設備及び補助設備に波及的影響を与える可能性がある場合がある。このような部位に対しては，耐震重要度に応じた地震力（S クラス設備であれば基準地震動 Ss に対する層せん断力）が作用した場合において主要設備，補助設備等への波及的影響を確認する必要がある。
・当該設備の耐震重要度に応じた地震力（S クラス設備であれば基準地震動 Ss に対する層せん断力）が当該層の保有水平耐力を超えない場合は，建物・構築物の部位の波及的影響の防止は確保されていると考えられる。ここで，当該層の保有水平耐力に至らないことを弾塑性地震応答解析により確認する場合は，解析結果の変形またはひずみ度を鉄筋コンク
リート耐震壁の復元力特性の評価法に示される終局点に対応する変形またはひずみ度と比較する。
以上のように，JEAC4601-2015 においては，アンカー部等が主要設備，補助設備等を支持することにより機能保持が要求される部分については，鉄筋コンクリート造耐震壁がせん断ひずみ度の許容限界（2.0×10-3）を満足することとしている。また，波及的影響防止における許容限界としては鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性の終局点（4.0×10-3）を考慮することとしている。

49

（７）耐震性評価の目安値の設定について
a.目安値に関する既往文献について「原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性評価法」田中宏志ほか，日本建築学会学術講演梗概集（近畿）昭和 62 年 10 月 1）において，原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データから鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性評価法をまとめており，
ここでは終局せん断ひずみを 4.0×10-3 としている。なお，この値は実験データの平均値－標準偏差にあたるとしている。
「原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の許容限界」瀬戸川葆ほか，日本建築学会学術講演
梗概集（近畿）昭和 62 年 10 月 2）において，原子炉建屋耐震壁を対象とした復元力特性の実験データから鉄筋コンクリート耐震壁の終局せん断ひずみについて構造性能上の限界値について次のようにまとめている。
許容限界は構造性能上の限界値に機能維持上の限界を評価して検定する必要があるが，機能維持上の限界に対するデータが乏しいため現時点で数値的に評価することは難しく，
また設計応答量に復元力特性，解析モデル及び解析条件に基づくバラつきが想定されることから，工学的判断を加えた終局せん断ひずみの許容限界の目安値として，終局ひずみの下限値に余裕を見た値としてγs＝2×10-3 とするとしている。
「原子炉発電所鉄筋コンクリート壁の機器定着部に対する支持機能」永野徹ほか，日本建築学会学術講演梗概集（関東）昭和 63 年 10 月 3）において，原子炉建屋耐震壁を対象とした鉄筋コンクリート耐震壁の機器定着部の支持機能について，平板に面内せん断ひずみと定着部に面外引張力を組み合わせた実験を実施した結果等より，評価法についてまとめている。この評価法では，斜線部を許容限界ゾーンとして設定しているが，面内せん断ひずみの許容限界γ＝2×10-3 は機器定着部の支持機能も満足しているものとなっている。
2016 年度日本建築学会大会構造部門（原子力建築）パネルディスカッション資料「原子力発電所建築物の耐震裕度評価～定量的評価と明示化を目指して～」2016 年 8 月日本建築学会構造委員会原子力建築運営委員会 5）においては，評価対象が限界状態に達する部材のひずみ等をクライテリアとして設定することとしている。鉄筋コンクリート部材の場合
は，終局限界のばらつきが大きいため中央値と下限値が設定することが考えられるが，実際には終局限界の中央値は，建屋の半数が限界状態に達することとなるため裕度評価として扱いが難しく，下限値による評価が現実的であるとしている。下限値とは，鉄筋コンク
リート耐震壁の場合はせん断ひずみγ＝3×10-3 に対応する。
JEAC4601-2015 においては，アンカー部等が主要設備，補助設備等を支持することにより機能保持が要求される部分については，鉄筋コンクリート造耐震壁がせん断ひずみ度50の許容限界（2.0×10-3）を満足することとしている。また，波及的影響防止における許容限界としては鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性の終局点（4.0×10-3）を考慮することとしている。
以上の文献調査結果をまとめると次のとおりである。
・せん断ひずみの終局点γ＝4×10-3 は，実験データの平均値－標準偏差にあたる。
・せん断ひずみγ＝3×10-3 は，実験データの下限値（95％信頼）にあたる。
・せん断ひずみγ＝2×10-3 は，アンカー部等による支持機能等を考慮し実験データの下限
値に 1.5 の余裕を考慮した値にあたる。

51

b.目安値の考え方について
本検討では，原子炉建屋の耐震性評価として，使用済燃料プールの耐震性，生体遮へい壁の耐震性，地下外壁の耐震性に対する検討を実施することとしている。ここでは，これらに対する目安値の考え方について記述する。
使用済燃料プールの耐震性についての考え方は次のとおりである。原子炉建屋の生体遮
へい壁及び生体遮へい壁から外側の部分については，使用済燃料プールを支えており使用済燃料プールの水位維持等に関し一種の支持機能を有していると考えられる。この場合，アンカー等で支持しているわけではないので，使用済燃料プールの下部の生体遮へい壁および生体遮へい壁から外側の耐震壁等が地震時に終局ひずみに達することなく地震後も形状保持されていれば，その構造としての機能は担保されているとする。
生体遮へい壁の耐震性についての考え方は次のとおりである。生体遮へい壁は，PCV，RPV 等の PCV 内の重要施設に対して，地震による破損による波及影響を防止する必要がある。これに関しては生体遮へい壁が地震時に終局ひずみに達することなく地震後に形状保持されていれば，生体遮へい壁による PCV 内の重要施設への波及影響は防止されているとする。
地下外壁の耐震性についての考え方は次のとおりである。原子炉建屋の耐震壁の一部である地下外壁は地震後に滞留水の大量に漏えいすることを防止する必要がある。地下外壁
が地震時に終局ひずみに達することなく地震後に形状保持されていれば，地震後の残留ひ
びわれ幅も小さく地下外壁からの滞留水の大量漏えいは防止されているとする。
運転中の原子力発電所の原子炉建屋の耐震性の評価においては，せん断ひずみの目安値として 2.0×10-3 が用いられている。しかし，ここで検討する原子炉建屋の耐震性評価の各項目においては，地震時に耐震壁のせん断ひずみが終局ひずみγ＝4×10-3 を超えなければ，原子炉建屋の形状は保持されていることから，構造体としての機能は保持されていると考えることができる。

52

ｃ.目安値の設定
目安値に関する既往文献の調査結果及び検討対象事象に対する目安値の考え方より，原
子炉建屋の耐震性評価における目安値を設定する。
燃料取り出し開始までの検討対象事象に対する原子炉建屋の耐震性の検討においては，
地震時において原子炉建屋の耐震壁が終局ひずみを超えないことにより，評価することができることとした。また，文献調査の結果から，耐震壁の終局せん断ひずみはγ＝4×10-3（平均値はボックス壁等の場合 5.4×10-3，円筒壁等の場合 9.2×10-3）であり，その値は実験データの平均値－標準偏差に該当することを確認した。
これらより，今後の耐震性評価に当たっては，次の二つの方法があると考えられる。
１．原子炉建屋の耐震性の検討における目安値を終局せん断ひずみγ＝4×10-3 として，応答値の余裕と合わせて耐震性を評価する。
２．原子炉建屋の耐震性の検討における目安値を終局せん断ひずみの下限値γ＝3×10-3として，耐震性を評価する。

本書での原子炉建屋の耐震性評価は，ｂ.で述べた使用済燃料プールの耐震性，生体遮へ
い壁の耐震性，地下外壁の耐震性に対する検討の実施を目的としていることから，ここでの原子炉建屋の耐震性評価の目安値を下限値ではなく，実験データの平均値－標準偏差にあたる終局せん断ひずみγ＝4×10-3 とし，応答値の余裕と合わせて耐震性を評価することとする。
3.4 の参考文献
１）田中宏志ほか：「原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の復元力特性評価法」，日本建築学会学術講演梗概集（近畿），昭和 62 年 10 月.
２）瀬戸川葆ほか：「原子炉建屋鉄筋コンクリート耐震壁の許容限界」，日本建築学会学術講演梗概集（近畿），昭和 62 年 10 月.
３）永野徹ほか：「原子炉発電所鉄筋コンクリート壁の機器定着部に対する支持機能」，日本建築学会学術講演梗概集（関東），昭和 63 年 10 月.
４）梅木芳人ほか：「地震荷重を受ける RC 壁に設置された機器アンカーの支持性能」，日
本建築学会大会学術講演梗概集（関東），2015 年 9 月
５）日本建築学会構造委員会原子力建築運営委員会：2016 年度日本建築学会大会構造部門（原子力建築）パネルディスカッション資料「原子力発電所建築物の耐震裕度評価～定量的評価と明示化を目指して～」，2016 年 8 月

53

3.5 基準地震動 Ss に対する対象施設の評価
3.5.1 検討対象の地震動
基準地震動 Ss に対する耐震検討に関して東京電力は，「核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 67 条第 1 項の規定に基づく報告の徴収について」（平成 23 年 4 月
13 日）に基づき，平成 23 年 7 月に「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」１）として，本報告書で検討の対象としている３号機の基準地震動 Ss に対する耐震性について報告している。
ここでは，基準地震動 Ss に対する対象施設の評価として，上記報告を参考に３号機原子炉建屋の耐震性について検討する。
検討対象の地震動である，解放基盤表面位置（O.P.-196.0m）における基準地震動 Ss-1 お
よび Ss-2 の加速度時刻歴波形を図 3.5.1-1 に示す。

54

Max = 450.0 cm/ ( 8.61 s )800
2
加速度(cm/s
加速度(cm/))

450cm/s2

最大加速度振幅

400
0
-400
-800

0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間(秒)

（Ss-1H）
最大加速度振幅
600cm/s2
Max = 600.0 cm/ ( 12.1 s )加速度(cm/s
加速度(cm/2))

800
400
0
-400
-800

0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間(秒)

（Ss-2H）
図 3.5.1-1 解放基盤表面位置における基準地震動の加速度時刻歴波形（水平方向）１）55

3.5.2 建屋～地盤系の地震応答解析モデル
本検討では，「福島第一原子力発電所『発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針』の改訂に伴う耐震性評価結果

中間報告書（改訂２）」（平成 22 年 4 月 19 日）にて作成した

地震応答解析モデルを基に，水素爆発等により原子炉建屋の損傷を考慮した修正を加え，新たな地震応答解析モデルを構築している。建屋～地盤系の地震応答解析モデルの概要は次のとおりである。
地震応答解析に用いる入力地震動の概念図を図 3.5.2-1 に示す。モデルに入力する地震
動は，一次元波動論に基づき，解放基盤表面レベルに想定する基準地震動 Ss に対する地盤の応答として評価している。また，建屋基礎底面レベルにおけるせん断力を入力地震動に付加することにより，地盤の切欠き効果を考慮している。
水平方向の地震応答解析モデルは，図 3.5.2-2 および図 3.5.2-3 に示すように，建屋を曲げ変形とせん断変形をする質点系とし，地盤を等価なばねで評価した建屋－地盤連成系モデルとする。建屋－地盤連成系としての効果は地盤ばねおよび入力地震動によって評価される。
コンクリートの物性値は，「3.3.2

地震応答解析手法の妥当性の検討事例」で示された，2008 年岩手・宮城内陸地震のシミュレーション解析に用いた定数を用いている。解析に用いるコンクリートの物性値を表 3.5.2-1 に示す。
3 号機原子炉建屋については，水素爆発等により原子炉建屋の一部が損傷していることから，「3.2 損傷状況の評価」に示す評価結果を反映し地震応答解析モデルを作成している。
なお，崩れた部分の重量は下階の床で支持されていると考え，5 階より上部の崩れた部分の重量は 5 階床（床スラブが損傷している北西部分については 4 階床）で負担すると仮定している。建屋解析モデルの諸元を表 3.5.2-2 に示す。
地盤定数は，水平成層地盤と仮定し，地震時のせん断ひずみレベルを考慮して定めている。
解析に用いている地盤定数を表 3.5.2-3 に示す。
基礎底面地盤ばねについては，「JEAC4601-2015」に示された手法を参考にして，成層補正を行ったのち，振動アドミッタンス理論に基づいて，スウェイおよびロッキングばね定数を近似的に評価する。また，埋め込み部分の建屋側面地盤ばねについては，建屋側面位置の地
盤定数を用いて，水平および回転ばねを「JEAC4601-2015」に示された手法を参考にして，
Novak ばねに基づく近似法により評価する。
地盤ばねは振動数に依存した複素剛性として得られるが，図 3.5.2-4 に示すようにばね定数（Kc）として実部の静的な値を，また，減衰係数（Cc）として建屋－地盤連成系の 1 次
固有振動数に対応する虚部の値と原点を結ぶ直線の傾きを採用することにより近似する。

56

図 3.5.2-1 地震応答解析に用いる入力地震動の概念図１）

57

O.P.
(m)
55.72

1

47.82

2

39.92

3

32.30

4

26.90

5

18.70

6

10.20

7

-2.06

8

-6.06

9

OP55.72M（RF）

OP47.82M

（CRF）

水素爆発に
より損傷

45.72

61.78

（5F）
（4F）
（3F）
（2F）
（1F）
GL OP 10.00m

（B1F）

K1
K2

K3

K4

K5

(単位：m)

K6

図 3.5.2-2 3 号機原子炉建屋 地震応答解析モデル（NS 方向）１）
O.P.
(m)
55.72

1

47.82

2

39.92

3

32.30

4

26.90

5

18.70

6

（2F）

10.20

7

（1F

-2.06

8

-6.06

9

（RF）

OP55.72M

水素爆発に
より損傷

（CRF）

OP-2.06M

K1
K2

K3

K4

K5

61.78

45.72

（5F）
（4F）
（3F）

（B1F）

(単位：m)

K6

図 3.5.2-3 3 号機原子炉建屋 地震応答解析モデル（EW 方向）１）
58

クリ

強度＊1
Ｆｃ
(Ｎ/mm２)

ート

35.0

コン

表 3.5.2-1 地震応答解析に用いる物性値１）ポアソ
ヤング係数*2 せん断弾性係数*2ン比GＥν(Ｎ/mm２)(Ｎ/mm２)
2.57×104

1.07×1040.2

単位体積重量＊3γ（kN/m3）24

SD345相当（SD35）

鉄筋*1：鉄筋コンクリート造部分の剛性を評価する際に用いるコンクリート強度は，過去に原子力発電所内で実施された高経年技術評価，コンクリート健全性評価，建築設備点検等における圧縮強度試験結果から推定した実強度として，圧縮強度のばらつきを考慮し，平均値をやや下回る値を採用した。
*2：実強度に基づく値を示す。
*3：鉄筋コンクリートの値を示す。

59

表 3.5.2-2 建屋解析モデルの諸元１）(NS 方向)
質点番号

質点重量
W(kN)

回転慣性重量IG(×105kN･m2)

1

－

－

2

－

－

3

78,13082.37

4

119,490238.33

5

109,640201.82

6

130,160

239.587

226,760

417.478

301,020554.179127,000

233.79

合計

1,092,200

ヤング係数E C

せん断断面積AS(m2)

断面2次モーメント
I(m4)

－

－

－

－

145.3

9,598

146.1

29,271

237.3

56,230208.6

60,144458.7

112,978

2,697.8

496,620

2.57×107（kN/m2）

せん断弾性係数G 1.07×107（kN/m2）
ポアソン比ν

0.20

減衰h

5%

基礎形状

47.0m(NS方向)×57.4m(EW方向)(EW 方向)
質点番号

質点重量
W(kN)

回転慣性重量IG(×105kN･m2)

1

－

－

2

－

－

3

78,13060.05

4

119,490124.495

109,640201.82

6

130,160

239.587

226,760

622.628

301,020826.509127,000

348.72

合計

1,092,200

ヤング係数E C

せん断断面積AS(m2)

断面2次モーメント
I(m4)

－

－

－

－

61.9

5,665

123.4

12,460204.1

41,352

226.6

61,084431.3

135,128

2,697.8

740,717

2.57×107（kN/m2）

せん断弾性係数G 1.07×107（kN/m2）
ポアソン比ν

0.20

減衰h

5%

基礎形状

47.0m(NS方向)×57.4m(EW方向)

60

表 3.5.2-3 地盤定数１）(基準地震動 Ss-1)
標 高
O.P.
(m)

初期せん断
せん断弾性 剛性低下後弾性係数 剛性低下率
係数
S波速度
G0
G
G/G0
Vs
(m/s)
(kN/m2)(kN/m2)

地 質

S波速度
Vs
(m/s)

単位体積
重量
γt
(kN/m3)

ポアソン比
ν

砂岩

380

17.8

0.473

262,000

450

16.5

0.464

341,000

500

17.1

0.455

436,000

減衰定数
h (％)

10.0
0.85

223,000

351

266,000

398

340,000

442

3

1.9
-10.0
-80.0

泥岩

0.78

3

560

17.6

0.446

563,000

439,000

495

600

17.8

0.442

653,000

509,000

530

解放基盤

700

18.5

0.421

924,000

924,000

700

地 質

S波速度
Vs
(m/s)

単位体積
重量
γt
(kN/m3)

ポアソン比
ν

砂岩

380

17.8

0.473

262,000

450

16.5

0.464

341,000

500

17.1

0.455

436,000-108.0-196.01.00－(基準地震動 Ss-2)
標 高
O.P.
(m)

初期せん断
せん断弾性 剛性低下後弾性係数 剛性低下率
係数
S波速度
G0
G
G/G0
Vs
(m/s)
(kN/m2)(kN/m2)

減衰定数
h (％)

10.0
0.85

223,000

351

276,000

405

353,000

450

3

1.9
-10.0
-80.0

泥岩

0.81

3

560

17.6

0.446

563,000

456,000

504

600

17.8

0.442

653,000

529,000

540

700

18.5

0.421

924,000

924,000

700-108.0-196.0
解放基盤

1.00

図 3.5.2-4 地盤ばねの近似１）61－

3.5.3 地震応答解析結果① 最大応答加速度
地震応答解析により求められた NS 方向，EW 方向の最大応答加速度を図 3.5.3-1 および図3.5.3-2 に示す。

Ss-1H
Ss-2H
(cm/s2)

Ss-1H

O.P.
55.72 (m)

Ss-2H

47.82

797

767

681

697

625

650

18.70

574

582

10.20

510

507

447

445

436

434

39.92

32.30

26.90

-2.06
-6.06
0

500

1000

1500

2000
2

(cm/s )

図 3.5.3-1 最大応答加速度（NS 方向）１）62

Ss-1H
Ss-2H(cm/s2)

Ss-1H

O.P.
55.72 (m)

Ss-2H

47.82

808

783

691

696

617

638

18.70

528

574

10.20

477

519

436

445

434

430

39.92

32.30

26.90

-2.06
-6.06
0

500

1000

1500

2000
2

(cm/s )

図 3.5.3-2 最大応答加速度（EW 方向）１）63

② 耐震壁の最大せん断ひずみ
表 3.5.4-1 に耐震壁の最大せん断ひずみを，図 3.5.4-1，図 3.5.4-2 および図 3.5.43，図 3.5.4-4 に基準地震動 Ss-1 および基準地震動 Ss-2 に対する最大応答値を耐震壁のせん断スケルトン曲線上に示す。
せん断ひずみは，最大で 0.14×10-3（Ss-2H，NS 方向，1F）となっている。
表 3.5.4-1 耐震壁の最大応答せん断ひずみ一覧１）

64

8
7

1F
3F
B1F

2

せん断応力度（N/mm ）

6
5
4

4F
2F

3
2

1F
3F
2F
B1F
4F

1
0
0

2

4
-3

せん断ひずみ（×10 ）

図 3.5.4-1 せん断スケルトン曲線上の最大応答値（Ss-1，NS 方向）１）

8
7
1F
B1F
4F

2

せん断応力度（N/mm ）

6
5
4

2F
3F

3
2

1F
3F
2F
4F
B1F

1
0
0

2

4
-3

せん断ひずみ（×10 ）

図 3.5.4-2 せん断スケルトン曲線上の最大応答値（Ss-1，EW 方向）１）

65

8
7

1F
3F
B1F

2

せん断応力度（N/mm ）

6
5
4

4F
2F

3
2

1F
3F
2F
B1F
4F

1
0
0

2

4
-3

せん断ひずみ（×10 ）

図 3.5.4-3 せん断スケルトン曲線上の最大応答値（Ss-2，NS 方向）１）

8
7
1F
B1F
4F

2

せん断応力度（N/mm ）

6
5
4

2F
3F

3
2

1F
3F
2F
4F
B1F

1
0
0

2

4
-3

せん断ひずみ（×10 ）

図 3.5.4-4 せん断スケルトン曲線上の最大応答値（Ss-2，EW 方向）１）66

3.5.４ 耐震性評価
3 号機原子炉建屋を代表号機として燃料取り出し開始までの状態を対象とし，基準地震動
Ss に対する地震応答解析結果より原子炉建屋の耐震性を評価した。
地震応答解析結果の耐震壁（生体遮蔽壁および地下外壁を含む）のせん断ひずみは，最大で 0.14×10-3 となっており，耐震性評価の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
これらより，原子炉建屋は基準地震動Ｓｓが生じた場合においても大きな損傷はなく，
原子炉建屋の構造体としての機能は保持されていると評価することができる。
3.5 の参考文献
１）東京電力株式会社：「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」），平成 23 年 7 月.

67

3.6 検討用地震動に対する対象施設の評価
3.6.1 検討対象の地震動
検討用地震動に対する耐震検討に関して東京電力は，検討用地震動を機動的対応（消防車等の可搬設備による注水等）の信頼性向上に用いることを前提に，平成 28 年 8 月に「福島第一原子力発電所検討用地震動に対する建屋検討結果」１）において，耐震性について報告している。
ここでは，検討用地震動 Ss に対する対象施設の評価として，上記報告を参考に３号機原子炉建屋の耐震性について検討する。
検討用地震動のうち，解放基盤表面位置（O.P.-196.0m）における検討用地震動①および検討用地震動②の加速度時刻歴波形（水平方向）について図 3.6.1-1 に示す。

68

（検討用地震動①）（検討用地震動②）
図 3.6.1-1 解放基盤表面位置における地震動の加速度時刻歴波形（水平方向）１）69

3.6.2 検討対象施設の概要
検討対象施設である福島第一原子力発電所３号機原子炉建屋の概要は次のとおりである。
原子炉建屋は鉄筋コンクリート造であり地上５階，地下１階の構造物である。平面寸法は1，２階が 47.0m×47.0m で３, ４階 47.0m×35.2m，地下は 47.0m×57.4m の正方形または長方形であり，隣接する建屋とは構造的に分離されている。高さは，基礎底面から 45.98m で地上部は 29.92m である。基礎は厚さ 4.0m のべた基礎であり，新第三紀層の泥岩上に直接支持されている。
建屋の中央部には原子炉圧力容器を収容している鋼製の原子炉格納容器があり，その周りを囲んでいる鉄筋コンクリート造の生体遮へい壁は上部が円筒形，中央部が円錐台形，下部が円筒形で基礎版上に固定されている。その外側には二次格納バウンダリを構成する鉄（ＮＳ方向断面）（ＥＷ方向断面）
図 3.6.2-1 ３号機原子炉建屋の概要１）

70

45.98

29.92

45.98

29.92

筋コンクリート造のボックス壁が配置されている。
検討対象施設の概要を図 3.6.2-1 に示す。

3.6.3 地震応答解析モデルの条件設定
本検討で用いる 3 号機原子炉建屋の地震応答解析モデルは，「福島第一原子力発電所『発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針』の改訂に伴う耐震性評価結果

中間報告書（改訂２）」（平成 22 年 4 月 19 日）にて作成した地震応答解析モデルを基に，修正を加え，新たな地震応答解析モデルを構築している。
具体的には，燃料取り出し直前の原子炉建屋の耐震性を評価することとし，遮へい体や燃料取り出し設備の重量を考慮し次の項目の修正を加えることとしている。
・水素爆発等により原子炉建屋の一部が損傷していることから，「3.2 損傷状況の評価」に示す写真を基に評価した損傷状況を基に地震応答解析モデルを作成している。具体的には，５階より上の質点は設定しないこととし，３，４階は外壁の損傷を考慮し剛性を低減している。
・地下の滞留水については，基礎スラブ上端の質点に滞留水の重量を付加している。
・燃料取替床の瓦礫については，燃料取り出し用設備設置時を想定し，撤去した状態を想定している。
・燃料取り出し設備については重量として考慮することとし，燃料取り出しカバーや遮へい体重量を５階位置に付加している。
以上の３号機原子炉建屋の地震応答解析モデル設定の条件を，表 3.6.2-1 に示す。
本書では，燃料取り出し架構設置前までの状態を考慮することを基本としているが，この地震応答解析モデルでは，燃料取り出し直前の状態として遮へい体や燃料取り出し設備の重量を考慮している。しかし，燃料取り出し直前の状態の方が建屋重量が重いので，この状態を評価しておけば保守的な評価を実施していることになる。
表 3.6.2-1

３号機原子炉建屋の地震応答解析モデル設定条件１）71

3.6.4 建屋～地盤系の地震応答解析モデル
建屋～地盤系モデルに入力する地震動は，一次元波動論に基づき，解放基盤表面レベルに想定する検討用地震動に対する地盤の応答として評価する。また，建屋基礎底面レベルにおけるせん断力を入力地震動に付加することにより，地盤の切欠き効果を考慮する。地震応答解析に用いる入力地震動の概念図を図 3.6.4-1 に示す。
水平方向の地震応答解析モデルは，図 3.6.4-2 および図 3.6.4-3 に示すように，建屋を曲げ変形とせん断変形をする質点系とし，地盤を等価なばねで評価した建屋－地盤連成系モデルとする。建屋－地盤連成系としての効果は地盤ばねおよび入力地震動によって評価される。なお，建屋基礎の浮上りは図 3.6.4-4 に示す地盤の回転ばねの非線形性により評価する。
解析に用いるコンクリートの物性値を表 3.6.4-1 に，建屋解析モデルの諸元を表 3.6.42 に示す。
地盤定数は，水平成層地盤と仮定し，地震時のせん断ひずみレベルを考慮して定めた。解析に用いた地盤定数を表 3.6.4-3 に示す。
水平方向の解析モデルにおいて，基礎底面地盤ばねについては，「JEAC4601-2015」に示された手法を参考にして，成層補正を行ったのち，振動アドミッタンス理論に基づいて，スウェイおよびロッキングばね定数を近似的に評価する。また，埋め込み部分の建屋側面地盤ばねについては，建屋側面位置の地盤定数を用いて，水平および回転ばねを「JEAC4601-2015」に示された手法を参考にして，Novak ばねに基づく近似法により評価する。
地盤ばねは振動数に依存した複素剛性として得られるが，図 3.6.4-5 に示すようにばね定数（Kc）として実部の静的な値を，また，減衰係数（Cc）として建屋－地盤連成系の 1 次
固有振動数に対応する虚部の値と原点を結ぶ直線の傾きを採用することにより近似する。

72

図 3.6.4-1 地震応答解析に用いる入力地震動の概念図１）

73

O.P.
(m)
55.72

1

47.82

2

OP55.72M（RF）

OP47.82M（CRF）

水素爆発により損傷した部分

32.30

4

26.90

5

18.70

6

10.20

7

-2.06

8

-6.06

9

（5F）

61.78

3

45.72

39.92

（4F）
（3F）
（2F）
（1F）

GL OP 10.00m

（B1F）

K1
K2

K3

K4

K5

(単位：m)

K6

図 3.6.4-2 3 号機原子炉建屋 地震応答解析モデル（NS 方向）１）
O.P.
(m)
55.72

1

（RF）

OP55.72M

水素爆発により損傷した部分

（CRF）

47.82

2

39.92

3

32.30

4

26.90

5

18.70

6

（2F）

10.20

7

（1F

-2.06

8

-6.06

9

OP-2.06M

K1
K2

K3

K4

K5

61.78

45.72

（5F）
（4F）
（3F）

（B1F）

(単位：m)

K6

図 3.6.4-3 3 号機原子炉建屋 地震応答解析モデル（EW 方向）１）74

表 3.6.4-1 地震応答解析に用いる鉄筋コンクリートの物性値１）

図 3.6.4-4 基礎浮上りのモデル化概念１）75

表 3.6.4-2 建屋解析モデルの諸元１）(NS 方向)(EW 方向)76

表 3.6.4-3 地盤定数１）
検討用地震動①

検討用地震動②

図 3.6.4-5 地盤ばねの近似１）77表 3.6.4-4 地盤ばね定数と減衰係数１）
検討用地震動①

検討用地震動②78

3.6.5 地震応答解析結果
地震応答解析により求められた NS 方向，EW 方向の最大応答加速度を図 3.6.5-1 および図3.6.5-2 に，最大せん断力を図 3.6.5-3 および図 3.6.5-4 に，最大曲げモーメントを図 3.6.55 および図 3.6.5-6 に示す。

79

検①：検討用地震動①
検②：検討用地震動②

図 3.6.5-１ 最大応答加速度（ＮＳ方向）１）
検①：検討用地震動①
検②：検討用地震動②

図 3.6.5-2 最大応答加速度（ＥＷ方向）１）80

検①：検討用地震動①
検②：検討用地震動②

図 3.6.5-3 最大応答せん断力（ＮＳ方向）１）
検①：検討用地震動①
検②：検討用地震動②

図 3.6.5-4 最大応答せん断力（ＥＷ方向）１）81

検①：検討用地震動①
検②：検討用地震動②

図 3.6.5-5 最大応答曲げモーメント（ＮＳ方向）１）
検①：検討用地震動①
検②：検討用地震動②

図 3.6.5-6 最大応答曲げモーメント（ＥＷ方向）１）82

3.6.6 地震応答解析結果に基づく耐震性の評価
検討用地震動による地震応答解析結果の耐震壁のせん断ひずみを表 3.6.6-1 に示す。
耐震壁のせん断ひずみは最大でも 0.17×10-3（ＮＳ方向，検討用地震動①）となっており，
耐震性評価の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。

表 3.6.6-1 耐震壁の最大応答せん断ひずみ一覧１）より抜粋-3（ 単位：×10 ）
ＥＷ方向

ＮＳ方向
階

O.P.(m)

検討用地震動 検討用地震動 検討用地震動 検討用地震動①②①②

4F 39.92 ～ 32.30

0.06

0.03

0.14

0.08

3F 32.32 ～ 26.90

0.12

0.07

0.15

0.08

2F 26.90 ～ 18.70

0.11

0.06

0.13

0.07

1F 18.70 ～ 10.20

0.17

0.09

0.16

0.08

B1F 10.20 ～ 2.06

0.12

0.07

0.12

0.06

検討用地震動による地震応答解析結果に基づく接地率を表 3.6.6-2 に示す。
検討用地震動①に対するＥＷ方向，検討用地震動②に対するＮＳ方向及びＥＷ方向の最少接地率は基礎浮上り非線形解析の適用限界である 65％以上となっている。しかし，検討
用地震動①に対するＮＳ方向の最少接地率は 64.7％となり，基礎浮上り非線形解析の適用限界である 65％を下回っているので，次の項で誘発上下動を考慮した地震応答解析を実施
し応答値の妥当性を確認することとしている。
検討用地震動による地震応答解析結果に基づく接地圧を表 3.6.6-3 に示す。
地盤の支持力試験の最大荷重は 9,806kN/m2(100kgf/cm2)であり，地震時の接地圧は地盤の支持力試験の最大荷重に対して十分な余裕がある結果となっている。

83

表 3.6.6-2 接地率の評価結果１）

表 3.6.6-3 接地圧の評価結果１）84

3.6.7 誘発上下動を考慮した解析
３号機原子炉建屋の地震応答解析結果に基づく検討用地震動①のＮＳ方向の接地率が基
礎浮上り非線形解析の適用範囲である 65％を下回っていたことから，誘発上下動を考慮した解析モデルを用いて地震応答解析を実施し，誘発上下動を無視した場合の応答値との比較を実施している。誘発上下動を考慮した地震応答解析モデルを図 3.6.7-1 に示す。
誘発上下動を考慮した場合の接地率と誘発上下動を考慮しない接地率を比較して表
3.6.7-1 に示す。誘発上下動を考慮した場合の最少接地率は 65.9％で誘発上下動を考慮した基礎浮上り非線形解析の適用限界である 50％を上回っており，適用範囲内の解析を実施している。

図 3.6.7-1 誘発上下動を考慮した地震応答解析モデル（NS 方向）１）
表 3.6.7-1 接地率の評価結果（誘発上下動考慮の有無，NS 方向）１）

検①：検討用地震動①85

誘発上下動を考慮した場合の地震応答解析結果の耐震壁のせん断ひずみを表 3.6.7-2 に示す。誘発上下動を考慮した場合の地震応答解析結果の耐震壁のせん断ひずみは，最大で0.17×10-3 となっており，耐震性評価の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
誘発上下動を考慮した場合の解析結果と誘発上下動を考慮しない解析結果を比較して図3.6.7-2～図 3.6.7-4 に示す。誘発上下動を考慮した場合の解析結果と誘発上下動を考慮しない解析結果は同等であり，誘発上下動の建屋応答への影響はほとんど見られない結果となっている。

表 3.6.7-2 耐震壁の最大応答せん断ひずみ一覧（誘発上下動考慮の有無，NS 方向）１）より抜粋-3（ 単位：×10 ）検討用地震動①ＮＳ方向

階

O.P.(m)

誘発上下動
無視

誘発上下動
考慮

4F 39.92 ～ 32.30

0.06

0.06

3F 32.32 ～ 26.90

0.12

0.13

2F 26.90 ～ 18.70

0.11

0.12

1F 18.70 ～ 10.20

0.17

0.17

B1F 10.20 ～ 2.06

0.12

0.12

86

図 3.6.7-2 最大応答加速度（誘発上下動考慮の有無，NS 方向）１）

図 3.6.7-3 最大応答せん断力（誘発上下動考慮の有無，NS 方向）１）87

図 3.6.7-4 最大応答曲げモーメント（誘発上下動考慮の有無，NS 方向）１）88

3.6.8 耐震性評価
3 号機原子炉建屋を代表号機として，検討用地震動に対する地震応答解析結果より原子炉建屋の耐震性を評価した。
地震応答解析結果の耐震壁（生体遮蔽壁および地下外壁を含む）のせん断ひずみは，最大で 0.17×10-3 となっており，耐震性評価の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
これらより，原子炉建屋は検討用地震動が生じた場合においても大きな損傷はなく，原子炉建屋の構造体としての機能は保持されていると評価することができる。
3.6 の参考文献
１）東京電力株式会社：「福島第一原子力発電所の原子炉建屋の現状の耐震安全性および補強に関する検討（その２）」），平成 23 年 7 月.

89

3.7

対象施設の耐震性について

3 号機原子炉建屋を代表号機として，基準地震動 Ss および検討用地震動に対する地震
応答解析より原子炉建屋の耐震性を評価した結果をとりまとめた。
地震応答解析に用いている地震応答解析モデルおよび地震応答解析手法は，JEAC46012015 に基づいていること，2008 年岩手・宮城内陸地震のシミュレーション解析において観測波との整合が確認されている地震応答解析手法やコンクリート等の定数と整合していること，水素爆発による原子炉建屋の損傷が写真等に基づいて反映されていることを確認した。
耐震性は地震応答解析結果の耐震壁のせん断ひずみにより評価することとし，その耐震性評価における許容限界の目安値について検討した。過去の実験データや学協会での議論を参考に，事故後の福島第一原子力発電所の原子炉建屋においては，地震後も形状保持されており波及的影響防止に関わる構造安全性が確保されればよいという前提に基づき，許容限界の目安値をγ＝4×10-3 とした上で，応答値の余裕とあわせて評価することとした。
基準地震動 Ss に対する原子炉建屋の地震応答解析結果においては，耐震壁（生体遮蔽壁および地下外壁を含む）のせん断ひずみが，最大で 0.14×10-3 となっており，耐震性評
価の許容限界の目安値と考えた 4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
また，検討用地震動に対する地震応答解析結果の耐震壁（生体遮蔽壁および地下外壁を含む）のせん断ひずみは，最大で 0.17×10-3 となっており，耐震性評価の目安値と考えた
4.0×10-3 に対して十分な余裕がある結果となっている。
これらより，原子炉建屋の想定する地震動に対する構造体としての機能は保持されていると評価することができる。

90

4 建屋の構造性能に関する今後の課題について
本報告書では，福島第一原子力発電所 3 号機を対象に，使用済燃料プールからの燃料取り出し開始までの原子炉建屋の耐震性に関する検討を実施した。1 号機や 2 号機については，本報告書の対象としておらず，同様の検討が必要である。
また，3 号機については，本報告書作成時において，使用済燃料プール内の燃料取り出し用カバー等の設置工事が進められており，2018 年度中頃に燃料取り出しが開始される予定である。本報告書では，使用済燃料プールからの燃料取り出し中およびそれ以降の建屋を含めた鉄筋コンクリート構造物の構造安全性に関する検討は実施しておらず，今後の検討が必要である。
以上に加え，次の 3 つの課題などが挙げられる。


溶融燃料により高温となった原子炉圧力容器本体基礎（RPV ペデスタル）の耐震性



燃料デブリ取り出しの段階での，生体遮へい壁の耐震性能（選択される取り出し工法
による追加開口等の影響）



海水注入による塩分あるいは飛来塩分の影響を受けた鉄筋コンクリートの経年変化が耐震性へ与える影響

これらの項目について，廃炉完了までの期間が非常に長いことを前提として，その耐震性能が検討される必要がある。しかし，同様な条件下における鉄筋コンクリート構造物の性能に関する知見は限られていることから，どのような形で耐震性能を確認するかが課題である。
なお，運転中の原子力発電所については，決定論的に評価する地震動を超える揺れに対しても，耐震裕度を確保したり，アクシデントマネジメント策を用意したりすることにより，残存するリスクを可能な限り小さくすることが要求される。本報告書の検討結果は，事故を受けた原子炉建屋のフラジリティ評価など，福島第一原子力発電所における地震リスクの評価に資すると考えられる。

91

5

おわりに
本報告書は，2018 年度時点で，建屋の構造性能検討分科会でとりまとめたものである。

燃料取り出し開始までを対象とした原子炉建屋の耐震性を論じている。
福島第一原子力発電所の廃炉の過程は長期間にわたり，かつ，建屋の構造問題に極限しても，未経験の領域が多い。そこで，分科会ではコンセンサスの得られた事項については報告書に取りまとめた。

後記：多くの方々に見ていただき，意見・感想・要望などをいただければ幸いである。多くの方々から忌憚のないご意見がよせられることを期待する。いただいた意見は，必要な個所に修正・加筆する。また，当分科会での議論の進め方についての提言・助言もありがたい。

福島第一原子力発電所廃炉検討委員会および建屋の構造性能検討分科会への連絡方法
問合せ先

日本原子力学会事務局

電話：03-3508-1261

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Email

廃炉検討委員会担当：kikaku@aesj.or.jp

付.日本原子力学会「福島第一原子力発電所廃炉検討委員会」委員リスト(2018 年 7 月 5 日現在)

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