JANSI-FDE-01 rev.1

原子力発電所敷地内断層の変位に対する評価手法に関する調査・検討報告書

平成２５年９月

一般社団法人 原子力安全推進協会
敷地内断層評価手法検討委員会

改訂履歴
報告書名：原子力発電所敷地内断層の変位に対する評価手法に関する調査・検討報告書
改訂年月

版

改訂内容

平成 25 年 9 月

JANSI-FDE-01

平成 25 年 11 月

JANSI-FDE-01rev.1

備考

誤記訂正

報告書の責任範囲
本報告書は、一般社団法人 原子力安全推進協会に設置された「敷地内断層評
価手法検討委員会」において、専門知識を持つ委員・参加者の審議を経て、取り纏めたものである。
原子力安全推進協会は本報告書の記載内容に対する説明責任を持つが、本報告書を使用することによって生じる問題などに対して一切の責任を持たない。
従って、本報告書の使用者は、関連した活動の結果発生する問題や第三者の知的財産権の侵害に対し補償する責任が使用者にあることを認識して、本報告書を使用する責任を持つ。

目 次
1. はじめに............................................................................................................................1
2. 用語の定義 ........................................................................................................................2
3. 適用範囲............................................................................................................................4
4. 敷地内断層に対する検討方針...........................................................................................5
5. 断層の調査方法と区分....................................................................................................10
6. 断層の変位評価の方法....................................................................................................127. 荷重の組合せと許容限界 ................................................................................................27
8. 建物・構築物の耐変位安全性評価..................................................................................28
9. 機器・配管系の耐変位安全性評価..................................................................................35
10. まとめ .............................................................................................................................42
参考資料 敷地内断層評価手法検討委員会 構成及び実績
付録
A．断層関連の用語について
B．副断層の調査結果
C．確率論的断層変位ハザードについて
C-1 断層変位ハザードの計算例
C-2 確率論的断層変位ハザード解析手法の日本における適用
C-3 Diablo Canyon 発電所における評価結果
D．断層変位による建物・構築物の挙動
D-1 鉄筋コンクリート部材の破壊性状について
D-2 断層変位による建物・構築物の試解析（BWR 建屋）
D-3 断層変位による建物・構築物の試解析（PWR 建屋）
E．機器・配管系の耐変位安全性
E-1 建物・構築物の傾斜、変形による設備影響の概要
E-2 建屋間相対変位が及ぼす渡り配管の影響試解析例
F．敷地内断層に関する海外の基準、指針について

1. はじめに2011.3.11 に発生した福島第一原子力発電所事故の大きな反省点のひとつは「地震評価」「津波評価」「土木建築設計」「機器設計」「安全設計」等の津波対策に関係する各分野の連携が脆弱で、知の統合が図れなかったところにある。この点の深い反省に立ち、今後の原子力の安全を高める各種活動においては、関係する各分野に横串を入れ、知の統合を図り、全体像を把握した上で総合的な対策を検討することが極めて重要である。
敷地内断層評価に関しても、理学と工学の叡智を結集し、施設の安全性を総合的に検討する観点がぜひとも必要である。地震国であるわが国においては、理学分野、工学分野ともに地震に関する数多くの調査・研究が長年積み重ねられ、世界をリードする最高水準の知見が蓄積されている。原子力の安全性の向上には、このような知的資源を総動員し十分活用することが肝要と考える。
本報告は、上記の観点から「地形学」「地質学」「地球物理学」「地震学」「地盤工学」「耐震工学」「構造工学」「原子力安全工学」等の知見を総動員した、敷地内断層に対する総合的なプラント耐変位安全性評価を行う道筋を示すものである。すなわち、本報告では、敷地内断層が単に活断層の可能性があるかどうかのみに焦点を当てた検討を行うのではなく、設置する地盤に断層運動による地盤変状が存在する場合に、「原子力発電所の重要施設の安全機能に重大な影響があるかどうか」等を検討するための科学的かつ工学的な枠組みを示すことを考えた。
本報告は、従来は明確にされてはいなかった、断層の変位評価からプラントの変位に対する安全性評価に至る道筋をまとめたものである。試解析は行ったものの、詳細な解析や具体的検討例は示しておらず、これらのより詳細な内容は今後の検討に譲るものとする。
本報告が、今後の原子力の安全性向上に少しでも資することができれば幸いである。

1

2. 用語の定義
1.はじめに で論じたように、本検討では「地形学」「地質学」「地球物理学」
「地震学」
「地
盤工学」
「耐震工学」「構造工学」「原子力安全工学」等の知見を総動員した、敷地内断層に対する総合的なプラント安全評価を行う道筋を示す。
このような分野横断的な検討に際しては、その前提として用語の定義を明確にし、関係者の間で共有化することが重要である。このような趣旨から、分野によって定義が異なる用語に関しては、横串を入れた検討の枠組みを設定する観点から、整理を行った。このため、各分野における用語の使用法とは必ずしも一致しない使用法があることをお断りする。
表 2-1 に用語の定義を示す。
なお、断層関連の用語とその定義などを付録 A に収集整理した。

用 語
断層
活断層

震源断層
地表地震断層
主断層
分岐断層
副断層

地すべり
敷地内断層
地盤変状

くいちがい変位
地質学的場

表 2-1 用語の定義
定 義
岩石の破壊によって生じた不連続面で、その面に沿って相対的変位のあるもの。
一般的に、最近の地質時代に繰り返し活動し、将来に活動する可能性のある断層。後期更新世以降の活動が否定できない断層。
活断層の認定に当たっては、最終間氷期もしくはそれ以前の地層又は地形面に断層による変位・変形が認められないものは考慮対象外とすることができる。
地震を発生させたと考えられる断層。
地震時に地表に現れた断層。
震源断層と同じ。
震源断層から分岐して形成された断層で、今後も震源断層の活動により活動する可能性も含む断層。
震源断層と地質構造の関連性は認められないが、震源断層の活動に伴って形成された二次的な断層で、今後も震源断層の活動により変位する可能性が否定できない断層。
斜面物質が重力により滑動する現象。
敷地内断層とは断層の露頭が原子力発電所の敷地内に存在するもの。あるいは、ボーリング等によって存在が確認されたもの。
地盤に認められる「断層面を境とする不連続なくいちがい」（以下、
変位あるいは断層変位）及び「傾斜等の連続的な変形」（以下、変形）の両者を指す。
断層のずれによって生じた相対的変位。
（変位と同じ）

断層ガウジ

形成環境、地質構造形成過程、応力場など、その地点の過去及び現在における地質環境。
断層運動によって形成された細粒の物質。

地盤変状解析

原子炉建屋等の基礎地盤の変状（変位、変形）を検討する解析

強制変位解析

基礎地盤の変位を建物・構築物のモデルの境界に変位ベクトルとして入力する解析
原子炉建屋等の基礎地盤が地震動及び地盤の変状（変位、変形）によって、支持機能に重大な支障がないことを確認する解析。地盤の応力状態だけでなく、すべり安全率などの検討も含む。

基礎地盤安定解析

2

地震は震源断層のずれ及び破壊によって発生し、ずれの規模が大きな場合には地表地震断層として地表に現れる。
活断層はこのように繰り返し地表に出現した震源断層の活動の痕跡であり「主断層」と「分岐断層」が含まれる。
「副断層」は震源断層と地質構造の関連性が認められないが、震源断層の活動に伴って形成された二次的な断層で、今後も震源断層の活動により変位する可能性が否定できない断層である。

図 2-1 震源断層、地表地震断層との関係の模式図

図 2-2 地表地震断層分布概念図

3

3. 適用範囲
本検討では以下を適用範囲とする。
① 本検討は敷地内断層の変位に対する原子力発電プラントの安全性評価の枠組みを示すものである。地震時の敷地内断層による影響を考慮する場合には、断層がずれることによって生じる地震動（ゆれ）と地盤変状（不連続なくいちがい変位、及び連続的な変形）とが問題となるが、本報告書の主な検討対象は後者の地盤変状とする。
② 敷地内断層とは断層の露頭が原子力発電所の敷地内に存在するもの、あるいは、ボーリング等によって存在が確認されたものを指す。この断層が将来変位する可能性が否定できない場合、施設に影響を及ぼす可能性がある。本検討では断層変位によって施設に及ぼす直接的あるいは間接的影響として以下に示す変位と変形の両者を対象とする。両者の影響を考慮した敷地内断層の変位に対する原子力発電プラントの安全性評価を「耐変位安全性評価」と呼ぶ。
・直接的影響：断層面を境とする地盤の不連続なくいちがい変位（以下「変位」と称する）
・間接的影響：地盤の傾斜等の連続的な変形（以下「変形」と称する）③ 本検討では将来変位する可能性が否定できない断層を対象とする。即ち、震源として考慮する活断層（主断層、分岐断層）のほか、地震活動によって受動的に変位することが否定できない断層（副断層）を対象とする。当該断層が変位する可能性を検討した上で、変位する可能性が否定できない場合の施設への変位による影響を評価する。一方、後期更新世以降の活動を否定できる断層に関しては将来変位する可能性はないものと考える。
④ 敷地内断層の検討においては基盤表面に痕跡のあるものを対象とし、基盤表面に痕跡がない場合には新しく断層が発生することを考慮する必要はないとものと考える。
⑤ 本検討では、主に商業用原子炉施設の内、
「止める」
「冷やす」
「閉じ込める」に関係する重要施設、例えば原子炉建屋及び内蔵する機器・配管系を検討対象の中心とする。非常用取水路等の屋外重要土木構造物や、その他の原子力関連施設に関しても適用が可能と考える。
⑥ ここに示す評価手法は主に既設プラントへの適用を念頭に置いて構築している。なお、新設プラントの設計に関しても、ここに示す方法を参考にすることが出来る。

4

4. 敷地内断層に対する検討手順
地震・津波並びにその他の自然現象に対して「原子炉施設の安全機能に大きな影響を及ぼす恐れがないこと」が基本的な考え方であり、変位に対しても安全機能への影響の観点で安全性を評価する。
4.1 プラントの耐変位安全性評価
耐変位安全性評価に関する検討フローを図 4-1 に示す。
① 地質調査によって敷地内の断層分布、性状、活動性を把握し、将来変位する可能性が否定できない副断層を選定する。
② 選定した副断層の変位を 4.2 項に示す方法によって評価し、他の自然現象の設計基
準事象に相当する安全検討用変位 a を設定する。評価に当たっては当該断層を副断層とみなした際の確率論的断層変位ハザード解析を参照する。ここで、参照とは確率論的断層変位ハザード解析に基づいて、 a の年超過頻度を評価し、その値が次節で示す目安値を満足することを確認することを言う。第 6 章に示す方法によって断層が変位した際の基礎地盤安定解析を行い、基礎地盤が建物・構築物の支持機能を保持することを確認する。
③ 安全検討用変位 a の検討においては 求められた地盤の変位を建物・構築物の解析モデルへの入力条件として第 8 章に示す方法によって強制変位解析を行う。別途、地震動による建物・構築物への影響を求め、変位と地震動両者による建物・構築物への影響を把握し、第 7 章に示す許容限界と比較して安全機能に大きな影響を及ぼす恐れがないことを確認する。建屋基礎スラブ等の変形、傾斜、建屋間の相対変位を機器・配管系の検討の入力条件とする。
④ 前項の建物・構築物の検討において求めた変形、傾斜、建屋間の相対変位によって、機器・配管系への影響を検討する。第 9 章に示す方法によって変位に対する安全性を評価する。安全機能に支障が生じることが想定される場合には安全性向上対策を実施するがこと必要となる。
⑤ 断層変位の不確実さが他の自然現象より大きいことから、安全検討用変位 a を超える変位が施設に及ぼす影響をリスク評価の観点から検討することとする。その変位を限界検討用変位 b と称する。この場合には各々の設備における実耐力に基づく評価を実施し、施設の要求機能に及ぼす影響を確認する。施設の要求機能への影響が考えられる場合には、影響緩和策も考えることができる。なお、この段階における確率論的断層変位ハザード解析を参照するとは、 b の妥当性を判断するための参考とすることを言う。

5

詳細な地質調査

断層の分布、性状、活動性等の把握

Yes

後期更新世以降の活動を否定できる

変位の考慮不要No
変位を考慮する副断層の選定

断層変位の評価
a 地質調査結果による検討
b 解析による検討
c 地表地震断層のデータ整理

確率論的断層変位
ハザード解析

安全検討用変位δaの設定

参照

安全性向上対策
建物・構築物への強制変位解析

機器・配管系への影響検討No

安全検討用変位δaに対する安全機能維持Yes

参照
限界検討用変位δbによる検討

検討終了

影響緩和策の検討

図 4-1 検討フロー

6

4.2 断層変位の評価
4.2.1 基本的考え方
敷地内断層の変位評価に当たっての基本的な考え方を以下に示す。
① 断層変位に関しても、原子力発電所の安全確保を検討するために考慮する地震、津波並びにその他の自然現象と整合がとれた考え方で取り扱うことが合理的である。
地震時に地盤に断層変位が生じた場合においても安全機能保持に大きな影響がない
ことを確認するべきである。
② 敷地内断層の活動性、成因に関する検討は科学的、合理的に進める必要がある。一方で、活動性、成因等に関して異なる意見が生じる場合には、その断層が変位した
場合にも工学的な検討によって施設に及ぼす影響を評価できることを示すことが重要である。
③ 原子力発電所の場合、詳細な調査に基づき設置位置が決定されており、主断層は原子炉建屋に接して存在することはない。本報告では、原子炉建屋に直接接して存在する、変位する可能性が否定できない敷地内断層を副断層として考慮し、その変位を直接原子炉建屋に作用させる。また、敷地内のその他の副断層、及び敷地内外に存在する主断層による原子炉施設設置地盤への影響（傾斜等の地盤変状）を評価する。
④ 原子力発電所の安全確保の観点から性能目標として炉心損傷頻度（CDF）10-4（／年）が示されており、これに対して自然現象の発生確率（頻度）が議論されている。
⑤ 地震動に関しては地震ハザード評価を行い、基準地震動 Ss がどの程度の超過確率に相当するかを示すことが求められている。基準地震動 Ss の発生確率（頻度）は 5
×10-4～10-5（／年）とされ（原子力発電所耐震設計技術規程 JEAC4601-2008）、
また、新規制基準として竜巻に関する審査ガイドでは基準竜巻の最大風速の年超過確率を 10-5（暫定値）としている。これらの知見に基づき、断層変位に関して年超過頻度を 10-4～10-5（／年）を目安として、他の自然現象の設計基準に相当する断層変位を考える。この断層変位を安全検討用変位 a と称することとする。
⑥ この安全検討用変位 a に対して、原子力発電所の「止める」「冷やす」「閉じ込める」の安全機能を確保することが必要である。
⑦ 断層変位の不確実さが他の自然現象より大きいことから安全検討用変位 a を超える断層変位（限界検討用変位 b）による施設への影響を検討する。
4.2.2 検討用断層変位（ a、 b）の評価
敷地内外には多くの断層が存在することが通常である。これらの内、変位による影響を考慮する断層を以下のような区分して検討を実施する。一方、後期更新世以降の活動が否定できる断層に関しては将来変位する可能性はないものと考えられる。
① 原子炉建屋に直接接する副断層
当該副断層の地震時の変位を評価し、この変位を施設に作用させる。
② 原子炉建屋に直接接しない副断層
当該副断層の地震時の変位を評価し、この変位が施設に及ぼす影響（設置地盤の傾斜等の地盤変状）を評価する。
③ 敷地内外に存在する主断層及び分岐断層
当該主断層の地震時の変位を評価し、この変位が施設に及ぼす影響（設置地盤の傾斜等の地盤変状）を評価する。合わせて、この主断層の変位により敷地内の副断層が変位を生じないかを評価する。変位が生じた場合には①、②の検討を行う。

7

(1) 安全検討用変位 a
安全検討用変位 a は以下に示す a、b、c いずれかの方法により、あるいは各方法を適切に組み合わせて総合的に評価する。
a. 地質調査結果による検討
敷地内の地質調査によって断層の過去の活動データがある場合には、これから aを評価する。具体的にはトレンチ調査等から 1 回の変位・変形あるいは累積変位と活動回数から算出される 1 回当たりの変位として見積ることが出来る。
b. 解析による検討
a に示す地質調査結果が存在しないような場合には、後述する解析的手法を用いてa を評価することが出来る。この場合には、上記③に示す敷地内外に存在する主断層の活動変位を評価し、これによりに施設が直接接する副断層の a を解析から求める。なお、主断層の１回の変位は地質調査結果や地表地震断層における主断層の変位と地震規模との関係式から適切に評価することができる。
c. 確率論的断層変位ハザード解析
上記 a、b の検討等を踏まえて、工学的な判断により適切な a を設定し、確率論的
断層変位ハザード解析に基づいて、この a の年超過頻度を評価し、この値が目安値
である 10-4～10-5（／年）を満足することを確認して使用する。
(2) 限界検討用変位 b
自然現象に含まれる不確実さの観点から、安全検討用変位 a を超える変位（限界検討
用変位 b）による施設への影響を検討する。 b による建物・構築物への影響検討の例として建屋基礎スラブが全面破壊するか否かを確認することが挙げられる。
本報告においては、今回新たに過去の地表地震断層のデータ整理に基づく副断層の変位を評価した。これによると、副断層の変位は後述するように今回の検討の範囲では最
大 30cm 程度と考えられることが確認された。したがって、この値を b として設定し、確率論的断層変位ハザード解析結果に基づいて、この値の年超過頻度を評価し、この値の妥当性を判断して使用することも可能である。
本報告では、 a と b のふたつの変位を設定しているが、 b により本来は a に求められる安全機能が満足することが確認できた場合には、 a の検討は省略することが出来る。
(3) 変形評価
a による変形評価は(1)と同様に敷地内外の主断層及び敷地内の副断層の変位を評価し、解析的検討によって施設設置地盤の変形を求めることができる。
b による変形評価は施設に直接接する副断層の変位による影響と、直接接しない副断層が変位した場合の施設設置地盤の変形による影響を比較すると、前者の方が大きいことから、 b に関しては前者のみを対象とする。
4.2.3 検討用断層変位（ a、 b）の位置づけ
a 及び b に対する評価の位置づけを他の事象（自然現象）と対比して表-1 に示す。前
述のように、原子力発電所の場合、詳細な調査に基づき設置位置が決定されており、評価対象とされる断層の位置は明確である。したがって、影響が予想される部位（位置）が特定され、その部位によってはプラントの安全に関わる施設への影響が系統の冗長性による対応などによって軽減されるという他の自然現象とは異なる特殊性を有している。一方、その評価条件（変位）はそれ自体が発生するか否かという認識論的不確実さを含め、想定の不確かさが他の自然現象よりは大きい。従って、設計基準事象を超えた状態のリスクを評価する観点から、影響緩和策も視野に入れた変位として b を想定し、施設への影響を8

評価することが有効と考えられる。
表 4-1

断層変位

a、 b に対する評価の位置づけ

評価基準事象評価基準を超過する事象

事象の発生頻度評価に係わる標準等の状況

安全検討用変位 a に対する評価

限界検討用変位 b に対する評価

JAEE 論文集（注 1）

設計基準事象(注 5)

設計基準を超過する事象

事象の発生頻度評価に係わる標準等の状況

地震動

基準地震動 Ss に対する評価

地震リスク評価
耐震余裕度評価

地震 PRA 標準(注 2)

津波

基準津波に対する評価

津波リスク評価
耐津波余裕度評価

津波 PRA 標準(注 3)竜巻

基準竜巻に対する評価―

JNES 委託研究(注 4)(注 1) 高尾 誠、他：「確率論的断層変位ハザード解析手法の日本における適用」
日本地震工学会論文集、第 13 巻、第 1 号、2013、pp17-36(注 2) 原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：
2007(AESJ-SC-P006: 2007)(注 3) 原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準：
2011(AESJ-SC-RK004: 2011)(注 4)「竜巻による原子力施設への影響に関する調査研究」（平成 23 年 2 月）（独）原子力安全基盤機構 平成 22 年度委託研究成果報告書(注 5) 新規制基準の審査／評価ガイドにおけるハザード解析の扱いは、地震動と津波に関しては基準地震動及び基準津波の超過確率を参照することとされており、竜巻に関しては「過去に発生した最大風速」と「ハザード曲線による
年超過確率に対応する最大風速」のうち大きな風速とされている。

9

5. 断層の調査方法と区分
5.1 断層の調査方法
図 5-1 に敷地内断層の評価方法のフローを示す。
断層活動性評価に際しては、
「地形学」
「地質学」
「地球物理学」等の知見に基づき総合的な判断を行うことに特に留意する。
本フローに示すように、活動性の評価に際しては、最終間氷期もしくはそれ以前の地層が分布している場合には、これらの地層が断層により変位・変形させられているかどうか、という観点から後期更新世以降における活動の有無を判断する「上載地層法」が用いられる。

変動地形学的調査
変動地形、地形面区分

活動性の可能性などを把握
ボーリング調査、試掘坑調査など

走向・傾斜、破砕組織、切断関係、連続性など

評価対象断層の選定
上載地層法

断層内物質等による評価法

トレンチ調査など薄片観察、鉱物分析、石英粒子表面構造など

地層との切断関係

変位方向、変質鉱物との切断関係、変形様式など

評価基準

評価基準の例・後期更新世以前の地層の変位否定できない・現在の応力場における活動様式。
・脆性破壊を伴う繰り返し活動。

なし

・変質鉱物形成後の活動。
なし

活動を考慮する断層活動を考慮しない断層

図 5-1 敷地内断層の活動性評価方法

10

否定できない

活動を考慮する断層

上載地層法の概念を図 5-2 に示す。同右図に示すように、断層の上部を覆う②層が断層によって変位・変形していない場合には少なくとも②層堆積以降における活動はないと判断する。即ち、②層が後期更新世より古い年代の地層であればこの断層は活断層ではないと判断する。
断層

③層

③層

②層

②層

①層

断層

①層

図 5-2 上載地層法 概念図

上載地層がない場合には「断層内物質等による評価」や地質構造発達過程を踏まえ、総合的に判断するものとする。
断層内物質等による評価では、以下の各点に注意する。
・活動様式が現在の応力場と整合しているかどうか。
・脆性破壊を伴う繰り返し活動が認められるかどうか。塑性変形を伴う環境で形成され、その後活動していないかどうか。
・変質鉱物形成後の活動が認められるかどうか。地下深部での生成、熱水活動の影響を受けた後に活動しているかどうか。
5.2 断層の区分
上記の詳細な地質調査から、断層を以下の 4 種に区分する。
（2 章及び図 2-2 参照）
・主断層
・分岐断層
・副断層
・その他の断層
一般的にはこのような機械的な分類が困難な場合が存在する。例えば、断層の地下深部への分布形態に基づく断層性状の判断、断層破砕部の固結状態による活動性の判断、地層の堆積年代評価に用いる火山灰等の堆積年代評価など、断層の活動性認定やその成因などに関して異なる意見が生じることが多々ある。活動性が否定出来ない断層と見なされる場
合などに対して、本検討においては当該断層を副断層と見なして変位を考慮した場合の施設への影響を評価することとする。
当該断層の活動性や成因に関して異なる意見がある場合には、変位を考慮した影響評価と並行して、活動性や成因に関する科学的、合理的な検討を進めるべきである。

11

6. 断層の変位評価の方法
6.1 現地調査による検討
敷地内の地質調査によって当該断層の過去の活動データがある場合には、これから変位を評価する。具体的にはトレンチ調査等から 1 回の変位・変形あるいは累積変位と活動回数から算出される 1 回当たりの変位として見積ることが出来る。
6.2 地表地震断層のデータ整理
わが国で観測された地表地震断層の記録から副断層の変位を下図のとおり整理した。
（付
録 B 参照）
対象とした地震は明治以降に発生した Mj6.5 以上の 14 地震を対象とし、震源断層の活動センスと調和的な変位を有することから構造性の断層であると推定されたものを選定し、副断層の変位を整理したものである。副断層が生じた地震は Mj6.8～7.3 の 8 地震で、副断層の変位は概ね 0.1m～0.3m である。
地震規模と副断層の変位との関係をみると、三河地震を除くと、Mj6.8～Mj7.0 で変位が 0.1m～0.2m、Mj7.2～Mj7.3 で 0.2m～0.3m である。これらのデータから、主断層の規模を特定することで、それに応じた副断層の変位を評価することが出来る。

70
60
変 50
位
40

︵

屈曲部
被覆層
岩盤

︶

c
30
m
20
10
0
0

1,000

2,000

3,000

4,000

5,000

距離（m）

図 6-1 主断層からの距離と副断層の変位

本検討に当たり、文献に記録された断層変位を変動地形に対応するものを主断層又は分岐断層によるもの、変動地形に対応しないものを副断層によるものと認定した（2 章参照）。
文献に記録された断層変位は地質調査における顕著な変位を記録に残していると考えられる。現時点に詳細な再調査を行ったとしても、人工改変や自然の侵食によって地形は変化している。特に小規模な断層変位は消滅している可能性が高く、記録に留めなかった小規模なものは現時点で認定することは困難である。従って、記録に残された記録は地震直後の時点で最も大きな変位は当然記録されていると考えると、今回整理した本図は日本国
内の約 120 年間の記録整理ではあるものの、副断層の最大値を示していると理解できる。
本図には岩盤だけでなく被覆層の変位も含まれたものであることに留意する必要がある
が、岩盤と被覆層の記録では大きな差はなく概ね 30cm 以下となっている。
地表地震断層の現れ方は地震のアスペリティの規模・位置、地殻内の応力場、物性、地質構造、地形によってばらつくものと考えられるが、本図を将来変位することを想定する

12

断層変位に関して、限界検討用変位 b の参考とすることができる。
なお、上図のうち特に値の大きなものは、北伊豆地震や三河地震において「屈曲部」で雁行状に配列した主断層の活動を反映したものである可能性もある。これらが記録された箇所は隣り合う震源断層セグメントの接続部に位置し、両震源断層の走向が 30 度以上急変することから「屈曲部」と呼ぶ。断層変位の評価に当たっては、このような「屈曲部」
における断層変位は大きくなる可能性があることに留意する必要があり、今後の調査・研究が必要である。
6.3 解析による変位の評価
6.3.1 断層変位解析手法の概要
ここでは、敷地内断層の変位を解析的に求める主な手法について先進的なものも含めその概要を説明する．現状では第一に、従来の工学的分野で用いられている解析によって変位による影響評価を行うこととし、先進的な解析方法は未だ研究段階のものが多いため、これを補完的に用いて、総合的に評価結果を判断することが望ましい。
(1) 動力学的アプローチ
敷地内断層の変位を推定する手法の一つとして、動力学モデルに基づく手法が考えられる。この方法によれば、断層面上の応力－すべり関係を与えるのみで、破壊伝播速度、
くいちがい量、震源－時間関数という断層パラメータが解析結果として求まる。1970
年代から継続的にこのアプローチによる検討が有限差分法（参考文献 1））、境界積分
方程式法（同 2））、有限要素法（同 3）~7））を用いてなされてきた。当初は、断層破壊の発生・進展の理解、地表付近の地震動の再現を主目的としていたが、1995 年兵庫県南部地震や 1999 年集集地震における地表地震断層による被害を契機に、近年では、
変位評価のための手法としても着目されている。例えば、有限要素法では、断層をモデ
ル化する際にジョイント要素を用いる方法以外に、破壊問題に適した粒子離散化有限要素法(PDS-FEM)等の方法（同 8））を用いることも考えられる。図 6-2 にモデルのイメージを示す。
原理的には、断層の動きと建屋近傍の地盤の動きを一つのモデルで再現し、動的な影響を同時に考慮できる理想的なモデルであるが、建屋近傍の地盤の変状を評価するために十分な分解能を有するようにモデルを分割した場合、通常の計算機能力では解析困難となるため工夫が必要である。また、断層面上の応力－すべり関係のキャリブレーションに関する検討などの同アプローチのさらなる進展が望まれる。

断層が、地震波を発生しながら自動的にくいちがう所定の応力場における断層面に
応力－すべり関係を設定しトリガーを与える

図 6-2 動力学的アプローチのイメージ

13

(2) 静力学的アプローチ
施設への影響を評価する対象領域（変状評価領域）の境界に断層のずれに起因する量の強制変位を静的に作用させ、変状評価領域の変位・変形を計算する。変状評価領域の境界に作用させる強制変位量の計算は図 6-3 に示すようなイメージで、くいちがいの弾性論等を用いて行われる。くいちがいの弾性論では変状評価領域内のその他の断層や建屋はモデル化しない。なお、この後に続く地盤変状解析については第 6.3.2 項で述べる。

重要構
造物

断層位置にくい
ちがいを与えるその他の断層変状評価領域

ずれを考える断層

変状評価領域の境界位置における変位分布を出力する

図 6-3 くいちがいの弾性論による変状評価領域の境界変位の算定(3) 粒状体モデルによるアプローチ
動力学的アプローチおよび静力学的アプローチともに有限要素法をベースとした検討が一般的であるが、近年、個別要素法（DEM（Distinct Element Method））等の粒状体モデル（同 9）~12)）による検討が行われるようになってきた。個別要素法は、粒状体を表す要素間の接点全てにおいてすべりや切断を表現できるので、破壊現象の再現が容易である。図 6-4 に静力学的アプローチによる個別要素法の解析例を示す。

図 6-4 個別要素法による解析例（新井他、2013）

14

参考文献
＜有限差分法＞
1) Harris, R. and Day, S.: Dynamics of fault interaction: parallel strike-slip faults,
J. Geophys. Res., Vol.98, pp.4461-4472, 1993.
＜境界積分方程式法＞
2) Fukuyama, E. and Madariaga, R.: Integral equation method for plane crackwith arbitrary shape in 3D elastic medium, Bull. Seism. Soc. Am., Vol.88,
pp.1-17, 1998.
＜有限要素法＞
3) 谷和夫：ジョイント要素を用いた FEM による逆断層の模型実験のシミュレーショ
ン，地盤の破壊と歪みの局所化に関するシンポジウム発表論文集，VIII‐2，pp.215‐222，1994．
4) 中川英則，堀宗朗：非線形スペクトル確率有限要素法を用いた地表地震断層のシミュレーション，土木学会論文集 A1（構造・地震工学），Vol.67，No.2，pp.225‐
241，2011．
5) Anastasopoulos, I., Callerio, A., Bransby, M. F., Davies, M. C. R., Nahas, A. El,
Faccioli, E., Gazetas, G., Masella, A.,Paolucci, R. Pecker, A. and Rossignol,
E.:Numerical analyses of fault‐foundation interaction, Bull. Earthquake Eng.,
2008.
6) 水本学千，坪井利弘，三浦房紀：3 次元 FEM による断層モデルの解析に関する基
礎検討，土木学会論文集，No.780/I‐70, pp.27‐40, 2005.
7) 有賀義明：地表に現れる断層変位の形態に応じたダムの安全性評価法の検討，第30 回土木学会地震工学研究発表会論文集，3‐0004，2009．
8) 若井淳，Gharti Hom Nath，小国健二，堀宗朗:破壊問題に適した数値解析手法とその地震現象への適用，応用力学論文集 Vol.8,(2005 年 8 月)
＜粒状体個別要素法＞
9) 谷山尚：横ずれ断層によって表層地盤に形成されるせん断帯―DEM による解析―，
土木学会論文集 C，Vol.64，No.3，pp.485‐494，2008．
10) Kumar, R. P. and Meguro, K.: Applied element simulation of non‐linear
behavior of dip‐slip faults for studying ground surface deformation, in A
Workshop on Seismic Fault‐Induced Failures, pp.109‐114, 2001.
11) 新井夏海，高尾誠，中瀬仁，京谷孝史，寺田賢二郎，加藤準治：個別要素法を用いた地震時における副断層の出現解析，第 62 回理論応用力学講演会，OS10‐12，
2013．
＜差分法＞
12) Konagai, K. and Johansson, J.: Lagrangian particles for modeling large soil
deformations, in A Workshop on Seismic Fault‐Induced Failures, pp.101‐108,
2001.

15

6.3.2 地盤変状解析の方法
ここでは、地震時の断層のずれと地震動（ゆれ）の両者による建屋基礎地盤の変状評価、安定性評価の手順を示す。
(1) 敷地内および敷地近傍の断層のずれによる地盤の変状評価
断層のずれと地震動による地盤の変状評価法としては、前項で述べた動力学的アプロ
ーチや粒状体解析を用いた方法等の先進的な手法も考えられるが、ここでは従来法を応用した静力学的アプローチによる方法について述べる。
現行の原子炉建屋基礎地盤の安定性評価では、断層を含む地盤を詳細にモデル化し、照査用地震動を入力して、有限要素法による地盤の安定性の照査を行う。本節で述べる
地盤の変状評価法とは、この有限要素法の地盤モデルを利用する手法である。以下、この地盤モデルの占める領域を変状評価領域と称する。
本節の表題では、「敷地内」および「敷地近傍」と区別して表記したが、解析の内容としては両者の取り扱い方に大きな差異はない。
本手法は、変状評価領域の境界に静的に強制変位を与えるものである。境界に与える
強制変位を算定するため前に示したくいちがいの弾性論等を用いる。
図 6-5 に、くいちがいの弾性論を用いて境界における変位量を求める方法を用いた地
盤の変状評価法のイメージを示す。この例では、敷地近傍の断層のずれを対象としたイ
メージとなっている。敷地内の断層を考慮する場合には、図 6-6 に示すようなモデルが考えられる。
くいちがいの弾性論を用いる方法以外に、6.1.1 節、6.1.2 節で求められたくいちがい
量を、断層方向のベクトルとしてモデル境界に直接作用させる方法もある。
本節で述べた地盤の変状解析で評価する項目は、・建屋基礎地盤の変位や変形・建屋基礎地盤の応力分布、ひずみ分布、局所安全率分布
である。

16

重要構
造物

断層位置にくい
ちがいを与えるその他の断層変状評価領域

変状評価領域の境界位置における変位分布を出力する

①

ずれを考
える断層

くちがいの弾性論により変状評価領域の境界変位を算定する（変状評価領域内のその他の断層や建屋はモデル化しない）
重要構造物
その他の断層その他の断層変状評価領域（有限要素法モデル）②

くいちがいの弾性論により算定した境界変位を変状評価領域の有限要素法モデルに静的に作用させる

図 6-5 くいちがいの弾性論による地盤変状評価のイメージ（敷地近傍の断層を考慮する場合）

17

重要構
造物

その他の断層その他の断層変状評価領域

断層位置にくい
ちがいを与える
ずれを考
える断層

①

変状評価領域の境界位置における変位分布を出力する

くいちがいの弾性論により変状評価領域の境界変位を算定する（変状評価領域内のその他の断層や建屋はモデル化しない）

重要構造物

その他の断層その他の断層変状評価領域（有限要素法モデル）

ずれを考える断層②

くいちがいの弾性論により算定した境界変位を変状評価領域の有限要素法モデルに静的に作用させる

図 6-6 くいちがいの弾性論による地盤変状評価のイメージ(敷地内の断層を考慮する場合)

18

(2) 地震動による地盤の変状評価
現行の原子炉建屋基礎地盤の安定性評価では、断層を含む地盤を詳細にモデル化し、照査用地震動を入力して、有限要素法による地盤の安定性の照査を行う。その結果として、前節と同様下記の項目について出力される。
・建屋基礎地盤の変位や変形・建屋基礎地盤の応力分布、ひずみ分布、局所安全率分布(3) 建屋基礎地盤の変状評価および安定性評価の手順
建屋基礎地盤の変状評価および安定性評価の手順を図 6-7 に示す。
a. 建屋基礎地盤の変状評価
建屋に接する地盤の変位や変形について断層変位（ずれ）と地震動（ゆれ）の両者を考慮するためには、上記の(1)項および(2)項で求めた地盤変状を足し合わせることで評価する。また、建屋基礎地盤の応力分布、ひずみ分布、局所安全率分布についても同様であり、これら評価項目に対して、基礎地盤が健全であることを確認する。
解析方法には種々の方法があるので、上記以外にも先進的な手法などを含む複数の方法で検討することが望ましい。それらの検討を踏まえて安全検討用変位 a を設定する。
また、確率論的断層変位ハザード解析に基づいて、 a の年超過頻度を評価し、その値が目安値を満足することを確認する。
b. 建屋基礎地盤の安定性評価
上記とは別の観点で現行の基礎地盤安定性評価が行われる。
ここでは設計地震動による応力照査によるすべり安全率の評価及び地震に伴う地殻変動による建屋傾斜の評価を行い、地震動に対して基礎地盤が健全であることおよび地震動の結果発生する地殻変動が施設に支障を与えない範囲にあることを確認する。

19

＊動力学的アプローチ，

・ 敷地内断層の現地調査(第 6.1 項)・ 地表地震断層に関する過去のデータ(第 6.2 項)
・ 解析*による変位の評価(第 6.3 項)

粒状体を用いたアプロー
チ等先進的な手法を含む

入力地震動

くいちがいの弾性論

図 6-3

常時応力解析
図 6-5,6-6

断層のずれによる地盤変状解析

地震応答解析
第 6.3.2 (1) (2) (3) 項

第 6.3.2 (3) b 項

1) 変位，変形

地殻変動に伴う建屋最大傾斜・すべり安全率

2) 応力，ひずみ，局所安全率分布
断層変位を考慮した基礎地盤変状評価

現行基礎地盤安定性評価
有限要素法解析

建屋基礎地盤の変状評価および安定性評価

安全検討用変位 a を設定（第 4.2 項）

確率論的断層変位ハザード解析(第 6.4 項)参照

建物・構築物の耐変位安全性評価（第 8 章）

図 6-7 建屋基礎地盤の変状評価および安定性評価の手順

20

6.4 確率論的断層変位ハザード解析
6.4.1 はじめに地震の発生に伴い、地表に生じる断層変位を確率論的手法に基づいて評価する方法（確率論的断層変位ハザード解析（Probabilistic Fault Displacement Hazard Analysis）、以
下、PFDHA という）が Youngs et al. (2003) により提案され、国内においても高尾・他(2013)により日本のデータを用いた適用が行われている。Youngs et al. (2003) は米国における正断層の諸データに基づく評価式を示している。また、横ずれ断層や逆断層に対する検討が、それぞれ Petersen et al. (2011) や Robb et al. (2011) によって行われている。
高尾・他(2013)は、日本の横ずれ断層や逆断層地震に基づく評価式を示している。
IAEA の指針 （IAEA Safety Standard No.SSG-9）では、既存の原子力発電所施設のcapable fault 問題に PFDHA を要求しているが（付録 F）、PFDHA の適用例はまだ少ない。PFDHA が実際に適用された事例として、NRC (2011) による Diablo Canyon Power
Plant の評価結果がある（付録 C-3）。
確率論的評価手法においては、本来 2 種類の不確定性を考慮することができる。一つは偶然的不確定性であり、もう一つは認識論的不確定性である。偶然的不確定性について
は、確率密度関数あるいは累積分布関数を適用することにより評価される。一方、認識論
的不確定性とは、不十分な知識や不十分なデータが原因で生じる不確定性のことを指し、研究者によって意見が分かれている項目に生じる不確定性である。
認識論的不確定性については、
確率論的評価手法ではロジックツリーの分岐および分岐に付与する重みを用いてモデル化するのが一般的である。
研究者によって意見が分かれている場合にはロジックツ
リー手法を適用することができる。
6.4.2 確率論的断層変位ハザード解析の概要
PFDHAは、断層変位がある値を超える１年あたりの頻度（以下、年超過頻度という）を評価する手法であり、結果は断層変位ハザード曲線で表現される。
Youngs et al. (2003) は、PFDHA に対して地震アプローチと変位アプローチの2つの方法を示している。地震アプローチは、Cornell (1968) によって提案された確率論的地
震ハザード解析（Probabilistic Seismic Hazard Analysis）の方法を参考にしたものである。一方、変位アプローチは、対象となる評価地点において観察された断層変位の特性を活用するものである。以下では、より一般的な方法として地震アプローチを扱う。
地震アプローチでは、断層変位の年超過頻度は、2 種類の断層による断層変位の頻度の和として評価される。一つは主断層による断層変位であり、もう一つは副断層による断層変位である。主断層は、地表地震断層のうち、震源断層と密接に関係している断層と定義
される。
副断層は、
地表地震断層のうち、震源断層と密接に関係しているとは言えないが、地表に断層変位が生じたものと定義される。
活断層の活動に伴ってその活断層から離れた場所で副次的または従属的に生じた断層変位と言うこともできる。なお、高尾・他(2013)
では副断層の認定に当たり、6.2 項で示したような変動地形との対応は考慮していない。
図6-8に、主断層が評価地点を通る場合(a)と通らない場合(b)の年超過頻度の評価概念を示す。(a)の場合は、F1断層の活動によって生じる断層直上の断層変位と、F2断層の活動によってそれらの断層から離れた場所で副次的に生じる断層変位を評価する必要がある。
一方、(b)の場合は、断層直上の断層変位を評価する必要はなく、F1断層およびF2断層の活動によってそれらの断層から離れた場所で副次的に生じる断層変位を評価すればよい。

21

図6-8 断層変位の年超過頻度の評価概念(高尾・他(2013)による)

高尾・他(2013)による主断層による断層変位の年超過頻度算定の概要を図 6-9 に、副断層による断層変位の年超過頻度算定の概要を図 6-10 に示す。各項を評価するための式は
高尾・他(2013)で与えられている。
高尾・他（2013）の手法によって 2 ケースの活断層を想定した計算例を付録 C-1 に示す。計算例は断層長さ 20km、平均活動間隔 5000 年と断層長さ 80km、平均活動間隔 1000
年の 2 ケースである。参考例として図 6-11 に長さ 20km、平均活動間隔 5000 年（モーメントマグニチュード Mw=6.5）の活断層が活動した場合の副断層のハザード曲線の計算
例を示す。
この場合には活断層からの距離に関わらず小さな断層変位であっても、その年超過頻度-5は 10 以下であり、確定論的に何らかの変位を設定すれば、安全側の検討となると判断できる。また、同図から断層変位 30cm の年超過頻度は、活断層からの距離によって 5×
10-6～1×10-7 程度であることが分かる。
なお、今回行った PFDHA の計算例では計算格子を 500m×500m としているが、格子依存性（格子が小さくなると副断層の発生確率が小さくなるので、結果として年超過頻度が小さくなる）が知られているので、具体的な適用にあたっては対象施設規模を考慮して適切な計算格子を設定する必要がある。

22

図 6-9 高尾・他(2013)による主断層による断層変位の年超過頻度算定の概要

図 6-10 高尾・他(2013)による副断層による断層変位の年超過頻度算定の概要(左図は、 J.A.Treiman(2009) に加筆)

23

30cm

凡例
距離

図 6-11 断層変位ハザード曲線（副断層）（Mw=6.50 の場合）
（凡例の距離とは活断層と評価地点との距離を表す）

参考文献
1) Youngs, R.R., et al. : A methodology for probabilistic fault displacement hazard
analysis (PFDHA), Earthquake Spectra, Vol.19, No.1, 2003, pp.191-219.
2) 高尾 誠・他：
「確率論的断層変位ハザード解析手法の日本における適用」 日本地震工学会論文集、第 13 巻、第 1 号、2013、pp17-36
3) Petersen, M.D., et al. : Fault displacement hazard for strike-slip faults, Bull.
Seismol. Soc. Am. 101, 2011,pp.805-825
4) Robb, E., et al. : Probabilistic fault displacement hazard analysis for reverse faults,
Bull. Seismol. Soc. Am. 101,2011, pp.1542-1552
5) Cornell, C. A. : Engineering seismic risk analysis, Bull. Seismol. Soc. Am. 58, 1968,
pp. 1583-1606
6) Jerome A.Treiman: Surface Faulting and Deforrmation Assessment & Mitigation,
http://peer.berkeley.edu/events/2009/sfdc_workshop/Treiman_PEER_JT_r.pdf
6.4.3 ハザード解析の適応拡大と精度向上に関する課題(1) 適応拡大に関する課題
断層変位ハザードの不確定さは前述のとおり 1 つは認識論的不確定性により生じるものであり、ロジックツリーの分岐および分岐に付与する重みを用いてモデル化され、断層変位ハザード曲線の幅（フラクタイルハザード曲線）として表現される。ロジックツ
リーの分岐を適切に設定できるような選択肢が用意されていること、それらの選択肢によって将来の可能性がほぼカバーされていることが PFDHA の適用拡大にとって、重要と考えられる。
出現確率の評価に関して、高尾・他(2013)は、Youngs et al. (2003) と同様に、500m
×500m の格子を用いているが、出現確率は格子サイズに依存する。Petersen et al.
(2011) による式を図化した結果を図 6-12 に示す。格子サイズを小さくすると出現確率24

が小さくなる。日本のデータに関してもこのような傾向を明確にすることは PFDHA の適用拡大の 1 つの条件と考えられる。
副断層の断層変位量分布の評価に関しても、高尾・他(2013)は Youngs et al. (2003) のモデル化（関数形など）をそのまま適用しているが、その妥当性やパラメータの決定方法について再検討が必要と考えられる。

図 6-12 Petersen et al. (2011) による格子サイズ依存性(2) 精度向上に関する課題
データの不十分さを補い、解析精度を向上するために現地調査事例を蓄積するとともに実験や数値解析の結果を活用していくことも重要と考えられる。また、実際に地震に伴う地表地震断層が生じる場合には本解析手法の精度向上に寄与するような現地調査を実施して、例えば距離減衰式の適応性確認及び精度向上に関する検討を行えるよう、事前に準備しておくことが重要と考える。
6.5 断層変位評価における課題
断層の変位評価に関する主な課題は以下のとおり。
① 原子力発電所は岩盤に設置されているので、本来必要な変位は岩盤における断層変位であるが、現状では岩盤における変位の情報が少ないと言わざるを得ない。地表
地震断層で記録された変位には被覆層と岩盤の両者で生じたものが含まれる。一般
的に岩盤上の断層変位と被覆層の断層変位との大小関係を論ずることは難しい。このため、調査事例を蓄積するとともに断層変位に関する室内実験や、解析的な検討が必要である。また、異なる震源断層セグメントが走向を急変させて接続する「屈曲部」においては断層変位が大きくなる可能性があることから、「屈曲部」における断層変位に関する調査・研究が必要である。
② 断層活動（結果として地盤の変状）の解析に関しては、先進的手法を含めて現在様々な調査・研究が進められているところであり、今後それらの高度化・実用化を推進

25することが必要である。また、地殻（地盤）内の状況（物性、応力状態など）は解析条件として極めて重要であるので、その取得方法の高度化と併せて、原子力発電所の計画・設計・建設において取得された地質・地盤調査、地震観測等のデータを有効活用することが必要である。
③ 確率論的断層変位ハザード評価に関しては検討が始まったばかりであり、その適応
拡大と精度向上を図ること、また、断層変位ハザードに対するプラント全体のリス
ク評価（断層変位 PRA）のためにはフラジリティ評価、事故シーケンス解析などの一連の検討を進めていくことが必要である。

26

7. 荷重の組合せと許容限界
建物・構築物は常時及び運転時に作用する荷重と地震時荷重に加え断層変位による影響に対して、構造物全体としての終局状態（変形能力、終局耐力）について余裕を有していること、また機器・配管系は運転時と地震時荷重に加え断層変位による影響を組み合わせた荷重条件に対して、その施設に要求される機能を保持することとする。
断層変位による影響は、その想定される位置と変位量から算出される影響とし、一方向に静的に作用するものと考える。
7.1 建物・構築物の変位に関する荷重組合せと許容限界
建物・構築物で評価対象とする建屋は、原子力発電所の安全上の重要設備を内蔵する原子炉建屋とし、安全上の重要設備を内蔵する原子炉建屋以外の建物・構築物にも準用する。
断層変位により生ずる荷重に加えて常時荷重、運転時荷重、地震荷重を組み合わせる。
ここで地震荷重は安全検討用変位 a をもたらす地震によって生ずる荷重とする。許容限界の考え方は以下とする。
・安全検討用変位 a：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、建物構築物の終局耐力に対し、妥当な安全余裕を有していること。
・限界検討用変位 b：建物・構築物が構造物全体としての形状を保持し、全体破壊に至らないこと。
7.2 機器配管系の変位に関する荷重組合せと許容限界
機器配管系の評価対象設備は原子力発電所の安全上の重要設備であり、具体的には構造設計の視点から「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（日本機械学会 JSME S
NC1-2012）で規定される機器・配管系（クラス 1、クラス 2、クラス MC）、また耐震設計の視点から「原子力発電所耐震設計技術規程」（日本電気協会 JEAC4601-2008）で規程される耐震 S クラスの機器・配管系とする。
荷重（応力）の組合せと許容基準については、JSME S NC1-2012 で規定される機器の区分に応じて規定される荷重の組合せに対して許容基準を満足しなければならない。地震動による荷重との重ね合せに際しては JEAC4601-2008 で規定される組合せに従うものとする。
具体的に組合せる作用する荷重（応力）は、自重、圧力、機械的外力、熱応力、地震力などがあり、これらとともに、断層変位に起因する傾斜・変形・相対変位の影響により生ずる応力を評価する。
許容応力は、JSME S NC1-2012 で破損形態(延性破壊防止、塑性崩壊防止、座屈防止、
疲労破壊防止、進行性変形など)ごとに許容基準を定めているので、これに準拠する。また運転状態（運転状態Ⅰ～Ⅳ）に応じて定められた、機器等の供用状態（供用状態 A～D）
ごとに許容応力が設定されているのでこれを適用する。許容限界の考え方は、 a、 b ともに機器配管系に要求される機能を保持することとする。
ここで、静的機器では、相当部分が降伏し塑性変形する場合であっても、過大な変形、亀裂、破損などが生じ、その施設の機能（例えば内部流体の保持機能）に影響を及ぼすことがないことを解析または試験結果などをもとに確認する。動的機器では、可動部の塑性変形などによって、システム上の許容範囲を超える性能低下が生じないことを解析または試験結果などをもとに確認することとする。9 章にその概要を示す。
なお、限界検討用変位 b を用いた個別評価に際しては、系統の冗長性や影響緩和策の有効性を考慮した安全性評価を行うこととする。

27

8. 建物・構築物の耐変位安全性評価
8.1 適用範囲「8．建物・構築物の耐変位安全性評価」は、地震による断層の変位等が建物・構築物の耐変位安全性に及ぼす影響を評価する場合に適用する。なお、建物・構築物の耐変位安
全性評価の過程において算定される建物・構築物の変位等は、機器・配管系の耐変位安全性評価に用いる。
対象とする建物・構築物は、耐震重要度分類が S クラスの施設を内蔵する原子炉建屋とする。また、S クラスの施設を内蔵する原子炉建屋以外の建物・構築物にも準用することができる。
適用範囲の例を図 8-1 に示す。

タービン建屋

タービン建屋

制御建屋

制御建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

敷地内断層

敷地内断層

敷地内断層の例 1

敷地内断層の例２
図 8-1 適用範囲

8.2 評価方針
建物・構築物（以下、「建屋」と呼ぶ。
）の耐変位安全性評価にあたっては、評価の対象とする建屋及び周辺地盤を 3 次元の離散系モデルによりモデル化した解析モデルに、地震
荷重や断層変位を与え、その結果建屋に生じる変位、応力等を算出する。算出結果より建屋の耐変位安全性を評価する。評価フローの例を図 8-2 に示す。
なお、
原子炉建屋をはじめ安全上重要な建屋は、鉄筋コンクリート構造が一般的であり、変位を受けた場合の基礎スラブ等の鉄筋コンクリート部材の破壊性状については、付録
D-1 を参照のこと。
8.3 材料定数の設定
建屋及び地盤の材料定数は、試験等により求められた値を用いることとする。試験等により材料定数が求められていない場合においては、次の値を用いることができる。
・設計において設定された値
・(社)日本原子力学会「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：
2007」に示される値

28

地盤の安定性評価
検討用変位δa, δbの設定

YES

8.4

解析手法

No

基礎スラブの評価
を主体とする。

基礎スラブを主体としたモデル

建屋－地盤全体モデル

建屋のモデル化

建屋のモデル化

シェル要素またはソリッド要素
基礎スラブの弾塑性

シェル要素またはソリッド要素
建屋・基礎スラブの弾塑性

地盤のモデル化

地盤のモデル化
ソリッド要素等

地盤ばねの算定
建屋－地盤接触面のモデル化

建屋－地盤接触面のモデル化
ジョイント要素等

建屋－地盤系モデル

建屋－地盤系モデル

8.5

安全検討用変位δaが設定されるYes

断層の調査結果

no（安全検討用変位δaが０でない値）

安全検討用変位δa
地盤の解析結果
建屋－地盤系解析

基礎スラブに関わる安全機能の保持

noYes
機器・配管系の評価へ

基礎スラブ等の変形、傾斜、建屋間の相対変位等断層の調査結果

限界検討用変位δb

地盤の解析結果
建屋－地盤系解析

YES

増分解析による
基礎スラブ全体破壊
No
限界検討用変位δbno基礎スラブ等の変形、傾斜、建屋間の相対
変位等

基礎スラブの全体破壊位置Yes
基礎スラブ等の変形、傾斜、建屋間の相対変位等

機器・配管系の評価へ

図 8-2 建屋の耐変位安全性評価フロー
29

再検討

評価手順

8.4 解析手法
8.4.1 解析モデル(1) 解析モデルの種類
解析モデルは、解析の目的や周辺地盤の条件等により、次の二種類のモデルを用いることができる。
・基礎スラブを主体としたモデル
・建屋－地盤全体モデル(2) 基礎スラブを主体としたモデル
基礎スラブの耐変位安全性と建屋全体の回転角を評価する場合に「基礎スラブを主体としたモデル」を用いることができる。
「基礎スラブを主体としたモデル」は、基礎スラ
ブをシェル要素またはソリッド要素によりモデル化し、支持地盤または支持地盤及び周辺地盤を等価なばねによりモデル化する。この場合において、等価な地盤ばねは、連成ばねまたは独立ばねとして評価する。解析モデルの例を図 8-3 に示す。
解析においては、必要に応じて、基礎スラブの弾塑性、建屋－地盤間の剥離及びすべりを考慮する。
断層変位は、地盤ばねの水平方向及び鉛直方向の境界変位（建屋－地盤の相互作用を評価するばねとして算定する場合は、ばね端部固定端の変位等）として与える。
(3) 建屋－地盤全体モデル
基礎スラブを含む建屋全体の耐変位安全性と建屋各層の回転角を評価する場合に「建屋－地盤全体モデル」を用いることができる。
「建屋－地盤全体モデル」は、基礎スラブ
及び建屋を、シェル要素またはソリッド要素によりモデル化し、地盤をソリッド要素等
によりモデル化する。建屋－地盤間は、ジョイント要素等の剥離及びすべりが考慮できる要素を挿入する。断層面は、ジョイント要素等により考慮する。地盤の領域は建屋の影響がない範囲で設定する。解析モデルの例を図 8-4 に示す。
断層変位は、水平方向及び鉛直方向の境界変位として与える。
解析においては、必要に応じて、建屋の弾塑性、地盤の弾塑性、建屋－地盤間の剥離及びすべりを考慮する。
基礎スラブ
建屋モデル
北

250.0[m]等価な地盤ばね250.0[m]地盤モデル

図 8-3 基礎スラブを主体としたモデル（例） 図 8-4 建屋－地盤全体モデル（例）30

8.4.2 解析手順
常時応力（地盤応力及び建屋自重）を考慮し、自重解析と地震時解析を実施する。解析手順の例を図 8-5 に示す。

ステップ１ 地盤自重解析

ステップ２ 建屋自重解析 ステップ３ 地震時解析（変位等）
図 8-5 解析手順

8.4.3 解析結果の出力
建屋の変位安全性を評価するために、各要素の発生応力若しくは発生ひずみおよび各節
点の変形を出力する。
8.5 評価手順
8.5.1 安全検討用変位 a に対する検討(1) 適用対象
敷地内断層による変位（安全検討用変位 a）が、調査結果または別途実施される調査
結果や地盤変状解析評価用モデル等による地盤～建屋系の解析結果により、0 でない値として求まっている場合は、本手順により建屋の耐変位安全性を評価する。
(2) 荷重条件
荷重条件は、次の二つの状態を考慮する。
・断層変位（水平および鉛直変位）を単独に加えた状態
・地震時の揺れによる地震力と断層変位を同時に加えた状態
この場合において揺れによる地震力とは、安全検討用変位 a をもたらすことが想定される地震に対応する値を考慮する。
(3) 許容限界の評価
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、建物・構築物の終局耐力に対して妥当な安全余裕を有していることを評価する。具体的には、基礎スラブ及び耐震壁の応力やひずみが、許容限界以下に収まっていることを確認する。
なお、
基礎スラブ及び耐震壁の応力評価においては、各応力の発生する断面を考慮し、部材厚さ程度の範囲を対象として評価することができる。
(4) 機器・配管系への出力
解析結果の基礎スラブ等の変形、傾斜、建屋間の相対変形等を、機器・配管系への耐変位安全性評価への出力とする。
8.5.2 限界検討用変位 b に対する検討(1) 適用対象
限界検討用変位 b に対しては本手順により建屋の耐変位安全性を評価する。
(2) 荷重条件
荷重条件は、次の二つの状態を考慮する。

31

・断層変位（水平および鉛直変位）を単独に加えた状態
・地震時の揺れによる地震力と断層変位を同時に加えた状態
安全検討用変位 a に不確かさを考慮した値として限界検討用変位 b を設定する
場合には、安全検討用変位 a をもたらすことが想定される地震に対応する地震力を考慮する。
ここで、断層変位は増分により与えることとし、その上限変位を限界検討用変位 b とする。
(3) 許容限界の評価
建物・構築物が構造物全体としての形状を保持し、全体破壊に至らないことを評価する。具体的には、基礎スラブ及び耐震壁を対象とし、局部的な塑性化ではなく、耐震壁の 1 スパンや基礎スラブを切る任意の断面の応力やひずみに基づき全体破壊に至っていないことを確認する。
(4) 機器・配管系への出力
解析結果の基礎スラブ等の変形、傾斜、建屋間の相対変形等を、機器・配管系への耐変位安全性評価への出力とする。
また、限界検討用変位 b に達する前に基礎スラブが全体破壊する場合は、全体破壊に至った断層変位を限界変位として示す。また、限界変位に対応する解析結果の基礎スラ
ブ等の変位、傾斜、建屋各部の変位等を出力するとともに、全体破壊の範囲を明示し、機器・配管系の耐変位安全性評価への出力とする。

32

8.6 断層変位による建物･構築物の試解析
原子炉建屋を対象に断層変位による影響を評価するための試解析を実施した。付録 D-2に BWR 型原子建屋の、付録 D-3 に PWR 型原子力建屋の試解析結果を示す。
BWR 型原子炉建屋の試解析においては、支持地盤の剛性を Vs＝500m/s(軟岩)と Vs＝1500m/s(硬岩)の２ケースとし、原子炉建屋のほぼ中央直下に逆断層変位が最大 30cm 生じた場合の建屋－地盤全体モデルによる弾塑性解析を実施した。PWR 型原子炉建屋の試解
析は、支持地盤の剛性が Vs＝1600m/s、格納容器外側に正断層変位が 30cm 生じた場合を想定した。
図 8-6 に BWR の、図 8-7 に PWR の解析モデルと解析結果(変形図)を示す。なお、変形は 10 倍に拡大して表現している。

BWR型原子炉建屋

G.L. 0.0[m]地盤断層面
G.L. －150.0[m]250.0[m]250.0[m]解析モデル

解析結果(変形図)(変形は 10 倍に拡大して表現)
図 8-6 BWR 型原子炉建屋試解析 解析概要

PWR型原子炉建屋

断層位置

地盤ばね

75m
80m

解析モデル

解析結果(変形図)(変形は 10 倍に拡大して表現)
図 8-7 PWR 型原子炉建屋試解析 解析概要

今回は、ある限られたケースでの試解析ではあるが、断層変位が 30cm 程度では地盤－
建屋全体解析が可能であり、原子炉建屋の基礎スラブや耐震壁等に生じる応力・変形の傾向を把握することができた。ここでの結果によれば、同一変位を想定した場合は硬い地盤の方が建屋に生じる応力は大きくなる傾向がみられた。また、断層変位の影響は基礎スラ
33

ブにおいては曲げモーメントより面外せん断力が厳しくなる傾向が見られた。ただし、断層変位の大きさ、方向（正断層、逆断層、横ずれ）及び位置、地盤条件ならびに建屋の違い(炉型、基礎スラブの厚さ・形状等、耐震壁の配置等)により建屋に生じる応力・変形が異なることが想定される。
8.7 建物・構築物の耐変位安全性評価における今後の課題
建物・構築物の耐変位安全性評価においては、地盤の弾塑性、断層面のすべり、建屋－
地盤間の剥離及びすべり、建屋の弾塑性を考慮した弾塑性解析により、断層変位等による建屋の挙動を評価し、これらより耐変位安全性を評価することとしている。
ここで用いている手法は、従来の手法を組み合わせたものであり、特別な課題は少ないと考えることができる。しかし、ここで示した手法の発展や詳細化という観点では次のよ
うな課題が挙げられる。
① 荷重について
ここでは、地震により副断層に生じる変位を静的に与え、揺れにより生じる地震力を静的に加えることとした。しかし、これらは同時に動的に考慮できることが望ましい。
このような荷重の評価については、今後の課題である。
② 応力解析について
応力解析手法については、種々の方法がありここでは限定していない。しかし、弾塑性解析を実施する場合、演算時間等の制限から建屋の各部の解析は、積層シェル要素を用いることが一般的である。積層シェル要素の場合、曲げモーメントと軸力に対する評価は詳細に実施することが可能であるが、面外せん断力に関する評価は、既往の実験式
等による評価によらざるを得ない。一方、演算時間を無視すれば弾塑性解析においても建屋の各部においても形状をそのまま表現できるソリッド要素の適用が可能である。
計
算機能力の向上により、
弾塑性解析においてもソリッド要素等を適用し解析精度の向上をはかることは、今後の課題である。
③ 許容限界の評価について
限界検討用変位 b での基礎スラブの許容限界を全体破壊としたが、全体破壊まで厳密に解析で評価することは困難な場合があり、この場合は保守的な評価によらざるを得ない。全体破壊に関する解析手法の確立は今後の課題である。
④ フラジリティ評価について
建物・構築物の耐変位安全性評価においては、各種の調査等により求まる検討用変位に対して確定論的に耐変位安全性を評価する手法を示した。しかし、断層変位が確率分布として評価される場合には、これに対応して確率論的に耐変位安全性を評価する手法の確立が必要である。
ここで示した手法をもとに断層変位に対するフラジリティを評価する方法の確立については今後の課題である。

34

9. 機器・配管系の耐変位安全性評価
9.1 適用範囲
地震により生じる敷地内断層変位が原子力発電施設に及ぼす影響を考慮する際に、
「止め
る」
、
「冷やす」
、
「閉じ込める」の安全機能が維持できることを確認するための評価が必要になる。
本章では、地震で生じる敷地内断層変位による建物・構築物の傾斜、変形及びそれらに伴う建物・構築物間に生じる相対変位が、機器・配管系に及ぼす影響を検討する際の評価手法を示す。
ここでの評価は、建物･構築物の全体としての形状が保持出来ることを前提とし、機器・配管系の支持機能が失われるようなケースは検討範囲外とした。また、重大事故等対処設
備は個別検討の対象外としたが、本検討で示す評価の考え方は今後評価を行う際の参考となる。
9.2 評価方針
9.2.1 評価対象設備
評価対象設備は原子力発電所の安全上の重要設備であり、具体的には構造設計の視点から「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（日本機械学会 JSME S NC1-2012）で規定される機器・配管系（クラス 1、クラス 2、クラス MC）、また耐震設計の視点から「原子力発電所耐震設計技術規程」（日本電気協会 JEAC4601-2008）で規定される耐震
S クラスの機器・配管系とする。なお規格基準の制定年度については現時点での最新のものを記したが、国の技術評価が遅れているため、規制対応の際には旧版の使用に留意する。
9.2.2 断層変位等による機器・配管系の評価条件
機器・配管系の評価条件として運転時の荷重に加えて、断層変位による建物・構築物の傾斜、変形及び建物・構築物間の相対変位ならびに、想定する地震の揺れによる地震力*1を考慮する。
機器・配管系への影響を考慮する建物・構築物の傾斜、変形等は、建物・構築物の安全性評価の過程で算出されたものを用いる。この際想定する最大の傾斜、変形は、評価対象
設備の間接支持構造物としての支持機能が維持できるレベルとする。
*1: 慣性力及び地震時相対変位
9.2.3 評価対象設備のスクリーニング
9.2.2 に示した想定される最大の傾斜、変形等のレベルに基づいて機器・配管系への影響を概略評価し、影響が軽微と想定される設備は、耐変位安全性評価の対象外とすることが可能と考えられる。建物・構築物の傾斜、変形による影響が軽微と考えられる設備としては以下のようなものがある。
① 建物・構築物の傾斜、変形の影響を受けない範囲に設置された設備② 機器･配管系の寸法、間接支持構造物との取り合いから明らかに影響が小さい設備（例：原子炉圧力容器、炉内構造物、床置機器）③ 既往の評価事例や、既往の耐震設計で考慮する地震力との比較から、明らかに影響が小さい設備④ 間接支持構造物（建物･構築物等）の終局限界に対して、機器・配管系の許容限界に余裕がある設備（例：原子炉格納容器ライナ）
敷地内断層変位に対する機器・配管系の検討フローを、図 9-1 に示す。
また、BWR、PWR それぞれの断層変位による影響想定設備（代表）と影響概略評価を、表 9-1、2 に示す。さらに、BWR、PWR それぞれの代表設備ごとの概略構造と影響35

評価法を付録 E-1 に纏めた。

評価対象設備の 選定(耐震Sクラス設 備）

建物・構築物の耐変位安全性評 価結果

傾斜、変形の影響による評価対象設備のスクリ ーニング

建物・構築物の傾斜、変形分布、相対変位及び許容限界機器・配管系の配置図、構造図

個別設備*の耐変位安全性評価

傾斜量

建物・構築物間の相対変位

変形量

制御棒挿入機能

炉心冷却機能耐漏えい機能支持機能

耐漏えい機能制御棒挿入性

大型回転機器（非常用DG、
立 形ポンプ)

原 子炉格納容器

原子炉本体基礎

建物・構 築物間の
渡り配管

静的機器

＊ ：代表的な 対象設備を例 示している 。

有り

無し
耐変位安全性への影響

追加対策等

終了

図 9-1 機器・配管系の耐変位安全性検討フロー

36

動的機器

運転時の荷重地震の揺れによる慣性力、相対変位

表 9-1 断層変位による影響想定設備と影響概略評価：BWR
設備評価で考慮する断層変位による建物･構築物への影響*1
影響想定設備又は部位（代表）

従来の耐震性評価で敷地内断層変位により考慮する地震荷重
新たに考慮する荷重*1
一次応力 二次応力
一次応力
二次応力
設備の影響
渡り部
動的
電気的
地震
地震時
相対変
相対
機能
機能 傾 斜 に 支持点 躯体変
慣性力
相対変位
よ
る
分
反力
形追従
位追従
変位
維持
維持
力/撓み
－
○
－
－
－
○
－
－
－
傾斜に沿って自重の分力
－
○
－
－
－
○
－
－
－
発生
－
○
－
－
－
○
－
－
－

傾斜

変形

○
○

－
－

○

－

－

○

－

○

－

○

－

使用済燃料ﾌﾟｰﾙ/ﾗｲﾅ
原子炉格納容器（RCCV）/配管貫通部
渡り配管/配管本体
渡り配管/配管ｻﾎﾟｰﾄ･定着部
電路/ｹｰﾌﾞﾙ本体

－

○

－

－

○

○

－
－
－

－
－
－

◎
◎
○

制御棒挿入性
動的
機器 非常用 DG（横形長尺回転機）
縦型ﾎﾟﾝﾌﾟ（縦型長尺回転機）

○

－

－

－
－

○
○

－
－

○

－

－

原子炉本体･炉内機器/支持部
タンク･熱交換器/支持部
燃料取替機，原子炉天井ｸﾚｰﾝ/落下防止装置
原子炉本体基礎基部
PCV 基部（MARK-Ⅰ,Ⅱ）/ｺﾝｸﾘｰﾄ定着部

静的機器 PCV ライナ部

37

電気
電気盤
品

－

建屋変形による支持部への変位、間接支持機能への影響
建屋変形に伴うライナ部
の変形

○

－

－

－

－

－

○*2

○

－

－

－

－

－

○*2

○

－

－

－

－

－

○

－

渡り配管から配管貫通部へ作用する反力増

－

－

－

－

－

－

○

－

○

－

－

－

－

○

－

－

支持点間の変位増
配管変形による反力増
ｹｰﾌﾞﾙに引張力発生
ﾁｬﾝﾈﾙﾎﾞｯｸｽ撓みによるCR 挿入時の摩擦力増
支持点間の変形による回
転機ｼｬﾌﾄにﾓｰﾒﾝﾄ発生
傾斜に沿って自重の分力発生（電気的機能に影響
なし）

○
○
－

○
－
－

－
－
－

－
－
－

－
－
－

－
－
－

◎
◎
○*2

－

－

○

－
－
－
－

○

－

－

－

○
○

－
－

－
○

－
－

－
－

○
○

－
－

－
－

○

－

－

○

○

－

－

－

*1：断層変位の影響 ○：小；◎：大－*2：断層変位による躯体の変形が機器の間接支持機能に影響する場合、考慮要表 9-2 断層変位による影響想定設備と影響概略評価：PWR
設備評価で考慮する断層変位による建物･構築物への影響*1
影響想定設備又は部位（代表）38

1 次冷却材設備(原子炉容器･炉内構造物・蒸気発生器･１次冷却材ﾎﾟﾝﾌﾟ･加圧器)/管台･支持部・ｺﾝｸﾘｰﾄ定着部
タンク･熱交換器/支持部
使用済燃料ﾋﾟｯﾄｸﾚｰﾝ，ﾎﾟｰﾗｸﾚｰﾝ/
静的 落下防止装置
機器 燃料取換用水ﾋﾟｯﾄ,復水ﾋﾟｯﾄ/ﾗｲﾅ
使用済燃料ﾋﾟｯﾄ/ﾗｲﾅ
原子炉格納容器（PCCV）/配管
貫通部
渡り配管/配管本体
渡り配管/配管ｻﾎﾟｰﾄ･定着部
電路/ｹｰﾌﾞﾙ本体
制御棒挿入性
動的
機器 非常用 DG（横形長尺回転機）
縦型ﾎﾟﾝﾌﾟ（縦型長尺回転機）
電気
電気盤
品

傾斜

変形

渡り部
相対
変位

○

○

－

従来の耐震性評価で考慮する地震荷重
一次応力 二次応力
動的
電気的
地震
地震時
機能
機能
慣性力 相対変位 維持
維持設備への影響敷地内断層変位により新たに考慮する荷重*1
一次応力
二次応力
傾斜に 支持点 躯体変
よる分 反力 形追従
力/撓み

相対変
位追従

傾斜に沿って自重の分力発生。
躯体(ｻﾎﾟｰﾄ定着部)の引抜耐力

○

－

－

－

○

－

○*2

－

低下
○

－

－

傾斜に沿って自重の分力発生

○

－

－

－

○

－

－

－

○

－

－

傾斜に沿って自重の分力発生

○

－

－

－

○

－

－

－

－
－

○
○

－
－

建屋変形に伴うﾗｲﾅ部の変形

－
－

－
－

－
－

－
－

－
－

－
－

○*2
○*2

－
－

－

○

○

○

－

－

－

－

－

○*2

－

－
－
－

－
－
－

◎
◎
○

○
○
－

○
－
－

－
－
－

－
－
－

－
－
－

－
－
－

－
－
－

◎
◎
○*2

○

－

－

－

－

○

－

○

－

－

－

－
－

○
○

－
－

○
○

－
－

－
○

－
－

－
－

○
○

－
－

－
－

○

－

－

○

－

－

○

○

－

－

－

渡り配管から配管貫通部へ作用する反力増支持点間の変位増
配管変形による反力増
ｹｰﾌﾞﾙに引張力発生
傾斜による CRDM 挿入時の摩擦力増
支持点間の変形による回転機ｼ
ｬﾌﾄにﾓｰﾒﾝﾄ発生
傾斜に沿って自重の分力発生（電気的機能に影響なし）*1：断層変位の影響 ○：小；◎：大*2：断層変位による躯体の変形が機器の間接支持機能に影響する場合、考慮要

9.2.4 個別設備の耐変位安全性評価法
個別設備の耐変位評価に適用する荷重組合せ、許容限界の考え方を以下に示す。ここで示 す 評 価 法 は 、 既 往 の 構 造 設 計 、 耐 震 設 計 で 使 用 さ れ る JSME S NC1-2012 、JEAC4601-2008 をベースとしており、敷地内断層変位による傾斜、変形等に対して保守的な評価結果を与えると考えられる。
なお、ここで示す保守的な評価法で耐変位安全性が確認できない場合は、評価法の改善を検討する。
(1) 荷重の組合せ
既往の耐震設計で考慮している地震力（地震の揺れによる荷重）、
運転時の荷重に加え、敷地内断層変位による傾斜、変形等による荷重を考慮する。すなわち、①～③の荷重が同時に作用することを想定する。
① 運転時の荷重*1② 地震の揺れによる荷重*1③ 敷地内断層変位による建物・構築物の傾斜、変形及び建物・構築物間の相対変位*1: JSME S NC1-2012、JEAC4601-2008 で規定されるプラントの供用状態に基づき設定。変位が Ss と同等の発生頻度とし、事故時荷重との組合せは不要とした。
(2) 許容限界
破壊に寄与する応力の種類に関して、外力とつりあう応力としての一次応力評価に傾斜の影響を考慮する。また、隣接部分の拘束または自己拘束により生ずる二次応力評価に、変形、建物・構築物間の相対変位による影響を考慮する。
既往の耐震設計で対象としている地震荷重は、揺れによる慣性力、地震時相対変位であり、地震による応力の繰返しも含めて許容限界を設定している。今回、新たに対象とする敷地内断層による建物・構築物の変形、相対変位は、一方向へ静的に作用する変位であるが、評価においては地震時相対変位と同様二次応力として扱うことで、JSME S
NC1-2012、JEAC4601-2008 に示された許容応力の例を用いて、保守的かつ簡便に評価することができる。
許容応力の考え方は破損形態ごとに許容応力が規程されており、供用状態 Ds（基準地
震動 Ss と組み合わせた場合）の JEAC4601-2008 クラス１配管(原子炉冷却材圧力容器バウンダリを構成する配管)の許容応力の例を表 9-3 に示す。
表 9-3 クラス 1 配管の許容応力の例
応力分類
一次応力（膜＋曲げ）
供用状態

Ds

一次応力
(ねじり，曲げ＋ねじり)

地震以外の短期機械 ねじりによる応力0.73Sm
的荷重を含む場合
上式が満足されない場合
Min[3Sm, 2Sy ]曲げ＋ねじりによる応力
2.4Sm

一次＋二次
応力範囲

一次＋二次＋
ピーク応力3Sm

疲労累積係数≦1.0(Sm:設計応力強さ、Sy:設計降伏点)

一般に、変形や相対変位の影響により生じる二次応力は、変形に伴い応力が再配分され低下するため、すぐに破壊にいたることはない。このため、変形及び相対変位の程度に応じて個別機器・配管系の安全機能を確認するための許容限界を定めることができる。

39

9.2.5 個別評価に際しての留意事項(1) 渡り配管
建屋内に設置された重要配管は、建屋の傾斜・変形に対し一定の安全裕度を保有するが、敷地内断層変位による耐震安全性への影響が比較的大きい建物・構築物間の渡り配管も数多く存在する。
敷地内断層に起因する変位を想定した配管系の評価基準は、相対変位の影響に関する評価手法を規定した JSME S NC1-2012、JEAC4601-2008 を準用して、想定される変位の大きさと方向性、配管ルートの施設間の拘束のあり方などを考慮し、評価を行う。
地震の揺れ（地震動）による評価と、断層変位による建物・構築物間の相対変位の影
響評価について、弾塑性解析手法を適用することにより評価を行うことが可能である。
建屋間相対変位が渡り配管に及ぼす影響評価の試解析例を付録 E-2 に示す。
(2) 支持構造物
容器・配管・ポンプ･弁等の支持構造物は、断層変位に起因する傾斜・変形に加えて地震荷重による影響を直接受けることになるが、JSME S NC1-2012、JEAC4601-2008
を準用して評価を行うことで、一定の安全裕度を有するものと考えられる。
また、原子炉格納容器、原子炉本体基礎等の大型機器アンカ部については、(4)項に示す知見等を活用し、弾塑性解析手法を適用した詳細解析を行うことで、耐震安全性の説
明性を向上させることが可能である。
(3) 動的機器
動的機器のなかで、特に非常用 DG や縦形ポンプ等の長尺回転機器は、床変形等で発生したモーメントによる回転機シャフトの軸受損傷等に注意する必要がある。その際に過去に大型加振台での実証試験等により確認されている機能維持加速度等の知見を参照できる。
(4) 参考知見
敷地内断層変位に対する機器・配管系の耐変位評価に際しては、構造設計、耐震設計に関する規格基準類が準用できる。ここでは、JSME S NC1-2012、JEAC4601-2008の考え方をベースに、断層変位の影響を考慮した評価の考え方を纏めた。
また、建屋傾斜による機器への影響評価など、新潟県中越沖地震後の柏崎刈羽原子力発電所の事例が東京電力より公表されており参考になる。
その他、中越沖地震後の機器健全性評価に関する報告は数多いが、設計用基準地震動を越えた場合の個別評価に際しての方針、配管・機器の耐震安全性に際して弾塑性解析
手法の適用事例を纏めているので、参照されたい。
・中越沖地震後の原子炉機器の健全性評価報告書（H20 年 4 月、H21 年 4 月、H22 年
4 月、H24 年 3 月） 日本原子力技術協会
http://www.gengikyo.jp/archive/soundnessreport.html
上記資料では、一方向にひずみ累積させた場合の疲労試験データが収集され、累積ひ
ずみ 10%程度までは疲労寿命の低下がないとの評価結果が示されている。その知見を応用すれば、一方向へ静的に作用する変位に対して 9.2.4 項の許容応力状態が、実質的に安全上の裕度を有しているものと考えられる。
9.3 評価のまとめと課題
地盤の変状（変位、変形）が建屋基礎スラブを介して機器・配管系への影響として傾斜、
変形、建物・構築物間の相対変位に関する個別施設の耐変位安全性について検討した。原40

子力発電所の安全上の重要設備の多くは原子炉建屋建屋内に設置されているため、断層変位の影響が地盤・建屋を介して機器・配管系の傾斜・変形の及ぼす影響は小さいものと考えられる。
変位による影響が比較的大きい建物・構築物間の渡り配管については、JSME S
NC1-2012、JEAC4601-2008 を準用して相対変位の影響評価を行うことが可能であり、さらに詳細評価により弾塑性解析手法を用いることができる。
断層変位が配管系に及ぼす影響を個別詳細評価した結果、ハード面の対策が必要とされる場合、配管ルート変更や支持構造物の変更により変位吸収することも可能である。事象発生が極めて稀な場合の対策について、ハード対策による新たな保全上のリスクやコスト等を総合的に勘案し、アクシデントマネジメントによるソフト面からの対応も含め対策の有効性を検討する必要がある。

41

10. まとめ
本委員会の活動は本年 3 月の発足から 5 ヶ月が経過し、当初の目的が概ね達成されたことから、ひとつの区切りとして本報告書を取り纏めた。成果のまとめと今後の課題を以下に示す。
10.1 成果のまとめ
本検討は敷地内断層の変位に対する原子力発電プラントの安全性評価の枠組みを示すものである。原子力発電所の設置地盤に変位が生じた場合においてはプラントの安全機能への影響の観点に立って安全性を評価することが適切であり、従来は明確でなかった断層の変位の評価からプラントの耐変位安全性の評価まで一連の道筋をまとめた。
(1) 敷地内断層の検討方針① 敷地内断層とは断層の露頭が原子力発電所の敷地内に存在するもの、あるいは、ボーリング等によって存在が確認されたものを指す。
この断層が将来変位する可能性が否定できない場合、施設に影響を及ぼす可能性がある。本検討では断層変位によって施設に及ぼす直接あるいは間接的影響として変位（断層面を境とする地盤の不連続なくいちがい）と変形（地盤の傾斜等）の両者を対象とする。両者の影響を考慮した敷地内断層の変位に対する原子力発電プラントの安全性評価を「耐変位安全性評価」と称することとする。
② 将来変位する可能性がある断層には、震源として考慮する活断層（主断層、分岐断層）のほか、活断層の活動に伴って二次的に変位することが否定できない断層（副断層）がある。
③ 原子力発電所では、詳細な地質調査によって敷地内断層及び敷地内外の活断層に関する詳細な情報が得られているので、これに基づき将来変位する可能性がある断層を選定する。また、選定した敷地内断層の地質調査結果の評価、敷地内外の活断層の活動に伴う敷地内断層の変位に関する解析的評価、
或いはそれらを踏まえた工学
的判断によって敷地内断層の変位を評価する。
④ 原子力発電所の安全確保のため地震、津波、竜巻などの自然現象に対して設計基準が定められている。
断層変位に関して他の自然現象の設計基準に相当する年超過頻度を参考に 10-4～10-5（／年）を目安として、設計基準に相当する断層変位を考える。この断層変位を安全検討用変位 a と称することとする。この安全検討用変位
a に対して、原子力発電所の「止める」「冷やす」「閉じ込める」の安全機能が確保されることを確認する。
安全機能に支障が生じることが想定される場合には安全性向上対策を実施する。
⑤ 断層変位の不確実さが他の自然現象より大きいことから、安全検討用変位 a を超える断層変位による施設への影響を検討する。この断層変位を限界検討用変位 bと称することとする。 b による検討は設計基準を超えた場合のリスク評価の観点であることから、この場合には各々の設備における実耐力に基づき、施設の安全機能に及ぼす影響を評価する。施設の安全機能への影響が考えられる場合には、影響緩和策による対応も考えることが出来る。
(2) 検討用断層変位の評価① 安全検討用変位 a は次のいずれかの方法により、あるいは各方法を組合わせて総合的に評価する。
・ 地質調査結果によって、将来変位する可能性がある断層の断層活動１回当りの変位を評価する。

42

・ 敷地内外の活断層が活動することによって敷地内の副断層が変位する場合には、解析によって変位を評価する。
・ 上記評価等を踏まえ、確率論的断層変位ハザード解析を参照して工学的判断によって適切な変位を評価する② 活断層の活動に伴う影響を評価する解析手法には、先進的手法を含め種々の方法があるが、本検討では実績がある FEM 解析を主体とする方法を例示した。具体的な適用にあたっては複数の手法によって検討することが望ましい。
③ 限界検討用変位 b は、設計基準事象を超えた状態のリスクを評価する観点から、影響緩和策も視野に入れた変位として想定する。
④ 本検討では過去の地震に伴う地表地震断層の副断層の変位を整理した。
日本国内の約 120 年間の記録であるが、限界検討用変位 b の参考とすることができる。
また、確率論的断層変位ハザード解析に関して、2 つのケース（断層長さ 20km、
平均活動間隔 5000 年および断層長さ 80km、平均活動間隔 1000 年）の計算例を示した。
(3) 建物・構築物の耐変位安全性評価
建物・構築物の支持地盤に変状（変位、変形）が生じた場合の建物･構築物の耐変位安全性評価について、解析モデル、荷重の組合せ及び許容限界、機器・配管系への応答の出力等、一連の評価手順を提示した。また、BWR 型原子炉建屋及び PWR 型原子炉建屋について建屋直下の最大 30cm の断層変位に対する影響評価試解析を実施し、基礎ス
ラブ等に生じる応力・変位等の傾向を把握した。
(4) 機器・配管系の耐変位安全性評価
地盤の変状（変位、変形）による建物・構築物の傾斜、変形及びそれらに伴う建物・構築物間に生じる相対変位が生じた場合の機器・配管系の耐変位安全性評価について、
断層変位による影響が想定される代表的な設備を抽出し、荷重の組合せ及び許容限界等、一連の評価手順を示した。安全上の重要設備の多くは原子炉建屋内に設置されているため、断層変位が地盤・建屋を介して機器・配管系の傾斜・変形に及ぼす影響は小さいものと考えられる。変位に対する安全性への影響が比較的大きい建物・構築物間の渡り配管については、日本機械学会や日本電気協会の既存の規格基準を準用して相対変位の影
響評価を行うことが可能であり、さらに詳細評価により弾塑性解析手法を用いることができる。
10.2 今後の課題
敷地内断層の調査、変位評価、施設への影響評価に関しての検討課題の要約を以下に示す。
① 原子力発電所は岩盤に設置されているので、本来必要な変位は岩盤における断層変位であるが、現状では岩盤における変位の情報が少ないと言わざるを得ない。このため、調査事例を蓄積するとともに、断層変位に関する室内実験や、解析的な検討を進めることが必要である。また、異なる震源断層セグメントが走向を急変させて接続する「屈曲部」においては断層変位が大きくなる可能性があることから、「屈曲部」における断層変位に関する調査・研究が必要である。
② 断層活動（結果として地盤の変状）の解析手法に関しては、先進的手法を含めて現在様々な調査・研究が進められているところであり、今後それらの高度化・実用化が必要である。特に、地殻（地盤）内の状況（物性、応力状態など）は解析条件として重要であり、その取得方法の高度化が必要である。
③ 確率論的断層変位ハザード評価について、精度向上・適用拡大を図る必要がある。
また、断層変位ハザードに対するプラント全体のリスク評価（断層変位 PRA）のた

43

めに建物・構築物及び機器・配管系のフラジリティ評価、事故シーケンス解析などの一連の検討を進めていく必要がある。
④ 建物･構築物の耐変位安全性評価には建屋－地盤全体モデルによる弾塑性解析が用いられるが、地震による変位と揺れによる地震力の加え方や、面外せん断力の評価について課題が残されており、解析手法の高度化により解析精度の向上を図る必要がある。さらに基礎スラブの全体破壊に対する評価手法も確立する必要がある。
⑤ 断層変位が配管系に及ぼす影響を個別詳細評価した結果、ハード面の対策が必要とされる場合、配管ルート変更や支持構造物の変更により変位吸収することも可能である。事象発生が極めて稀な場合の対策について、ハード対策を行うことによる新
たな保全上のリスクやコスト等を総合的に勘案し、アクシデントマネジメントによるソフト面からの対応も含め対策の有効性を検討する必要がある。
⑥ 地盤変状（変位、変形）だけでなく、深層防護の観点から、考えられるすべての事
象を考慮した総合的なリスク評価を念頭にアクシデントマネジメントの維持向上を図る必要がある。地震影響下の炉心損傷や格納容器損傷に至る確率への影響に留意
し、プラントのリスクを安全目標と対比させることにより、説明性を向上させることが重要となる。リスクの定量化に際して、データの不確実さを低減していく継続
的な取り組みが期待される。さらに、原子力に携わる各分野の関係機関・関係者が連携を図り、外部事象に起因するリスクを幅広く洗い出すなかで、レジリエンス（柔軟かつ強靭な組織的対応能力）を高める対処法を見出していくことが期待される。
以上、今後も関係機関の専門家が着実な研究を積み重ねるとともに、日本原子力学会、土木学会、日本地震工学会その他の関連学協会などで専門分野を超えた横断的な検討を深めていく必要がある。例えば日本原子力学会では「地震安全」「原子力安全」の考え方を纏めた経緯があることから、その延長上で検討を深められることが期待される。また、原子力規制庁も学協会の議論に参画し、新たな知見を規制に取入れることが望まれる。
原子力安全推進協会は、本委員会終了後も本報告書を継続フォローし、必要に応じ関係機関・関係者の協力を仰ぎつつ、原子力の安全向上のための課題解決に取り組むこととす
る。
以上

44

参考資料

敷地内断層評価手法検討委員会 構成及び実績■委員、説明者及び事務局
主査
山崎 晴雄 首都大学東京大学院 都市環境科学研究科 教授
副主査 佃榮吉 産業技術総合研究所 理事
委員
伊藤 洋
電力中央研究所 研究アドバイザー
委員井上 大榮 電力中央研究所 名誉研究アドバイザー
委員岡本 孝司 東京大学大学院 工学研究科 教授
委員
武村 雅之 名古屋大学 減災連携研究センター 教授

説明者

高尾 誠(東京電力)、鳥越 祐司、平川 知司(以上東北電力)
川里 健、戸村 典章、森 俊朗(以上日本原子力発電)
澤田 昌孝(電力中央研究所)、安中 正(東電設計)
田中 竹延(阪神コンサルタンツ)、羽田野 琢磨(東芝)朝倉 伸治(日立 GE ﾆｭｰｸﾘｱ･ｴﾅｼﾞｰ)、伊神 和忠(三菱重工)
今塚 善勝(大林組)、兼近 稔(鹿島建設)、三浦 宣明(清水建設)（説明者は各委員会毎に異なる）

事務局 伊藤 裕之
鈴木 義和
関
弘明
辻
弘一
土方勝一郎
平田 和太

■委員会開催実績
第 1 回委員会
第 2 回委員会
第 3 回委員会
第 4 回委員会
第 5 回委員会
第 6 回委員会

原子力安全推進協会
原子力安全推進協会
原子力安全推進協会
原子力安全推進協会
原子力安全推進協会
原子力安全推進協会

平成 25 年 3 月 8 日
平成 25 年 4 月 10 日
平成 25 年 5 月 17 日
平成 25 年 6 月 19 日
平成 25 年 7 月 17 日
平成 25 年 8 月 6 日

45

技術支援部
技術支援部
技術支援部
技術支援部
企画部(平成 25 年 3 月末まで)
安全性向上部

付録

A．断層関連の用語について
B．副断層の調査結果
C．確率論的断層変位ハザードについて
C-1 断層変位ハザードの計算例
C-2 確率論的断層変位ハザード解析手法の日本における適用
C-3 Diablo Canyon 発電所における評価結果
D．断層変位による建物・構築物の挙動
D-1 鉄筋コンクリート部材の破壊性状について
D-2 断層変位による建物・構築物の試解析（BWR 建屋）
D-3 断層変位による建物・構築物の試解析（PWR 建屋）
E．機器・配管系の耐変位安全性
E-1 建物・構築物の傾斜、変形による設備影響の概要
E-2 建屋間相対変位が及ぼす渡り配管の影響試解析例
F．敷地内断層に関する海外の基準、指針について

付録

A 断層関連の用語について

断層に関連した用語は種々のものがあり、また、用語の定義、持つ意味が分野によって異なる場合がある。これまでに文献等で使用されている断層関連の用語とその定義を調査し、整理した。また、断層変位を考慮した構造物の事例について文献調査を行った。

文献による活断層の定義，認定基準
文献等

定義の内容

多 田 (1927)
活断層の二種類

極 め て 近 き 時 代 ま で 地 殻 運 動 を 繰 り 返 し た 断 層 で あ り ，今 後も活動する可能性の大いなる断層。

吉 川 ほ か (1973)
新編日本地形論「 現在 」活 動し つつ ある 断層 をい う。ただ し，ここ でい う現在 とは ，万年 単位 での現 在で ある 。具体 的には ，第 四 紀 ，特に 第 四 紀 後 期 に 活 動 し た こ と の あ る 断 層 は ，活 動 し つ つ あ る
ものと推定されるので，活断層と呼ばれる。

地 質 調 査 所 環 境 地 質 部 地 震 地 お お む ね 第 四 紀 の 後 期 に 反 復 し て 活 動 し た 内 因 性 の 断 層 。第質 課 (1983) 1/50 万 活 構 造 図 四 紀 後 期 を 下 末 吉 面 形 成 以 降 と し た 。
日 本 第 四 紀 学 会 編 (1987)
日本第四紀地図

1/50 万 活 構 造 図 と 同 じ

九 州 活 構 造 研 究 会 編 (1989)
九州の活構造第 四 紀 に 繰 り 返 し 活 動 し ，将 来 も 活 動 す る こ と が 推 定 さ れ る断層。

活 断 層 研 究 会 編 (1991)
新編日本の活断層

第 四 紀 に 繰 り 返 し 活 動 し ，将 来 も 活 動 す る こ と が 推 定 さ れ る
断層。

国土地理院都市圏活断層図

最近数十万年前間に約千年から数万年の間隔で繰り返し活動 し た 跡 が 地 形 に 明 瞭 に 現 れ て お り ，今 後 も 繰 り 返 す と 考 えられるもの。

岡 田 ・ 東 郷 編 (2000)
近畿の活断層第 四 紀 後 期 に 繰 り 返 し 活 動 し た 証 拠 が あ る も の 。第 四 紀 後 期
を 約 30 万 年 前 以 降 と し た 。

中 田 ・ 今 泉 編 (2002)
活断層詳細デジタルマップ

最近数十万年前間に概ね千年から数万年の間隔で繰り返し
活 動 し ，そ の 痕 跡 が 地 形 に 現 れ ，今 後 も 活 動 を 繰 り 返 す と 考えられる断層。

産 業 技 術 総 合 研 究 所 RIO-DB
活断層データベース

最 近 の 地 質 時 代 に 繰 り 返 し 活 動 し ，今 後 も 活 動 す る 可 能 性 の
あ る 断 層 の こ と ． こ の デ ー タ ベ ー ス で は ， 約 10 万 年 前 以 降に繰り返し活動した痕跡のある断層を活断層として扱ってい る ．な お ，今 後 の 活 動 に つ い て 考 慮 す べ き 将 来 の 期 間 の 長さに応じて活断層の定義に用いる過去の期間の長さが異なることがある。

最 近 数 十 万 年 間 に く り か え し 活 動 し 、将 来 も 活 動 す る こ と が推定される断層。
「 最近 の地 質時 代」につ いて 、地 表付 近の 形態 は、主と して地 震 調 査 研 究 推 進 本 部 (2010)
段 丘 面 上 で の 活 動 の 痕 跡 等 か ら 認 定 で き る こ と 、高 位 段 丘 面
活断層の長期評価手法（暫定の 年代 は、地域 等に より 異な るが 、最 終間 氷期（酸 素同 位体版）報告書
ス テ ー ジ ５ ）よ り 前 の 間 氷 期（ 酸 素 同 位 体 ス テ ー ジ 7 , 9 , 1 1 ）と 対 応 づ け ら れ る こ と が 多 い こ と か ら 、 約 40 万 年 程 度 を 目
安とする。
第四紀断層：第四紀に地表に変位を生じたことのある断層。
建 設 省 河 川 局 開 発 課 (1984)
要 注 意 断 層 ： ① 最 終 活 動 時 期 が 10,000 年 前 以 降 ， ② 最 終 活
ダム建設における第四紀断層
動 時 期 が 10,000 年 前 ～ 30,000 年 前 の 断 層 で 長 さ 10km 程 度 以の 調 査 と 対 応 に 関 す る 指 針
上 ，③ 第 四 紀 後 期 に 繰 り 返 し 活 動 し た 規 模 の 大 き い 第 四 紀 断（案）
層。
カ リ フ ォ ル ニ ア 地 質 調 査 所
活 断 層 Active:完 新 世 に 活 動 し た も の 。
(2007)
潜 在 的 活 断 層 Potentially Active： 第 四 紀 に 活 動 し た も の 。

1 1

2

シーム

成因を問わず薄い幅を有し，ある程度連続するもの．
元来，石炭層や鉱石の中にみられる薄い異質の岩層を指すが，転じて厚い粘土層
中に砂の薄層や，逆に厚い砂層中に粘土の薄層が挟まれた場合のように，厚い地層中に挟まれた薄い層をいう．ラミナ単
位レベルのごく薄い挟みや，節理や断層に伴う粘土などをいう場合もある．

岩石の破壊によって生ずる不連続面のうち，面 主に断層運動に伴い岩石が機械的に破壊に平行な変位のあるもの．力学的には，岩石の され，不規則な割れ目の集合体をなし，
剪断破壊を表す．この不連続面を断層面とい 断層角礫や断層ガウジなどから構成されい，その向きを走向と傾斜（または倒角）で表 るある幅をもった帯．脆性剪断帯のなか
す．断層の両側の部分（盤という）の変位（方 でも，未固結～半固結の断層内物質を含向と量）を示すのは実移動で，これの各方向の むもの．剪断性の断裂によるものは剪断
成分に走向移動・傾斜移動などがある．実移動 帯，剪裂帯とも呼ぶ．
の方向にかかわらず，断層をある特定の断面でみたときの見かけの変位を隔離という．断層は分類の基準によってさまざまな名で呼ばれ，鉛直断面でみた見かけのずれによって正断層・逆断層に（ただし，これらの語には違った定義を与える人もいる），断層面と地層面との幾何学的な関係によって走向断層・傾斜断層などに，
実移動の方向によって走向移動断層・傾斜移動
断層などに，地域的な地質構造との関係によって横断断層・縦走断層などに・・・・

seam,parting

断層運動等に伴い岩石が破砕さ
岩石の破壊によって生じた不連続面
で，その面に沿って相対的変位のある れ，断層角礫やガウジからなる，ある幅を持ったゾーン．
もの．

破砕帯
crush zone

断層

fault

Glossary of Geology
Klaus K.E. Neuendorf et.al.
2005

地質学ハンドブック
加藤碵一・脇田浩二
2001

地質基準
日本地質学会
地質基準委員会
2001

応用地質用語集
日本応用地質学会
2004

地層や岩石中に認められる割れ目（断裂:fracture or rupture)のうち，面に沿った方向にも直交する方向にもほとん
ど変位がないもの．

×

地層や岩石中に認められる割れ目（断裂：
断層は断層面だけでなく，一般にはそれ
fracture of rupture)のうち，面に沿って明瞭 に沿って，断層面の両盤を構成する岩石な相対的変位を示すもの．
や地層が破壊された物質からなる，ある幅をもった板状の帯が伴っている．これ
を破砕帯や剪断帯と呼ぶ．

2[ore dep] A particular bed or vein in A planar fracture, crack, or parting
a series of beds; it is usually said in a rock, without shear
displacement; the surface is usuallyof coal but may also pertain todecorated with a plumose structure.
metallic minerals.
[stratig](a) A thin layer or stratum Often occurs with parallel joints toof rock separating two distinctive
form part of a joint set.
layers of different composition or
greater magnitude.
(b) Strictly, the line of separation
between two different strata,
resembling the seam between two partsof a garment.

破断面（断層面）にそって地質体に変化がないか，あってもごくわずかなもの．
分野によっては割れ目とよぶこともある．

×

破断面（断層面）にそって両側の地質体に変位 ×が見られるもので，母岩の破砕と周辺の節理密集体をともなうことがおおく，基盤の強度・透水性（透気性）にあたえる影響が大きい．

A discrete surface or zone of discrete
An area of fault breccia or fault
surfaces separating two rock masses across gouge.
which one mass has slid past the other.

[挟み：parting]炭層および鉱体中に挟在 岩石・岩盤中の破断面のうち，相対的なされる岩石層．多くは堆積岩である．そ 変位がないか，あってもごくわずかなもの他，鉱物内の面に沿って含まれる異種 の．
物質．ほとんどは変質物．

岩石の破壊によって生じた不連続面で，その面 断層に沿って形成された角礫や粘土帯をに沿って相対的変位のあるもの．力学的にはせ 保有する不良岩盤部の総称で，突発湧水
ん断破壊面である．
や押し出し，支持力不足などの問題を伴うことが多い．

(a) A general term for any surface
A general term covering a wide
within a material across which there variety of mass-movement
is no cohesion, e.g. a crack.
landforms and processes
Fracture includes cracks, joints, and involving the downslope
faults. (b) A crack in a rock wheretransport, under gravitational
the movement of rock separated by the influence, of soil and rockcrack in normal to the surface.
material en masse. Usually thedisplaced material moves overa relatively confined zone or
surface of shear. ....

斜面構成物質がある程度塊状を保ちながら，すべり面上を比較的緩
慢に下方へ移動する現象．

斜面上の物質が緩慢な動きで原形をある程度とどめたまま継続的に滑動するもの．

地質体中の破断面である．断裂には断層・裂罅・節理がある．

地層や岩石中に認められる割れ目．

狭義には，斜面物質が滑動する現象をいう．特定の地形・地質条件下で起こりやすい．広義には落下・流動現象を含む．

斜面を構成する物質が重力の影響
で斜面下方へ移動するような斜面移動現象を総称してマスムーブメ
ントと呼ぶ．地すべりは崩壊・土石流・落石等と並んでマスムーブ
メントの一種であり，これらの運動様式や移動速度によって区分される．その分類基準は明瞭ではな
いが，主として地質構造的特性や力学的要因によって斜面が比較的広い範囲にわたって活動するもの
を地すべりという．
・・・・
岩石・岩盤・岩体の破壊を表す割れ目の総称．力学的に不連続面が生じていることが重要である．

×

斜面構成物質が地下のすべり面を境界として活動する現象（狭義）．広義にはマスムーブメントの運動形態の崩壊・流動・匍行の一部を含め，斜面運動の代名詞として使用される．・・・・

岩盤の破壊（少なくとも一時的に粘着力を失うこと）を表す割れ目（力学的不連続面）の総称であり，断層，節理，裂罅などに分けられる．断層は面に沿った変位が両側の相対変位が明瞭なもの，節理
は面に沿った変位がみられないかあってもごくわずかなもの，そして裂罅は面に直交する方向に変位が認められるもの，
すなわち開口したり充填物を含むものをいう(M. P. Billings, 1972)．ある地域に分布する断裂をまとめて断裂系(fracture system)と呼ぶことがある．

地質学的成因による岩石・岩盤中の明瞭かつ平滑な割れ目で，割れ目の面に平行な方向への相対的変位がみられないか，
あってもごくわずかなものをいう．規則
正しく発達している場合もあるが，そうでない場合もある．クラック，亀裂という語も同義で用いられることが多いが，節理はどちらかというと面が平面で整然としている場合に使われることが多い．
いずれの場合にも単一の割れ目として出現するものではなく，複数のものが集まって群をなしている．・・・・・・

斜面物質が重力により滑動する現象．

地層や岩石の中にある割れ目の総称，断層も含まれる．

landslide

地すべり

岩盤中の割れ目で，変位のあるものも無いものもあるが，あっても小さい．

断裂
fracture,rupture

節理
joint

（挟み層）．岩石内の薄い層で，その薄 岩盤・岩石内に見られる平行する破断，地質構造の一形態であり，通常は破砕帯を伴 断層運動，褶曲運動などの構造運動にう．岩体が破断面に沿って二つの岩体に分離 伴って破砕した岩石の帯状分布をいう． 層を境に，組成が異なるかあるいはより 割れ目あるいは分離であり，破断面の両し，それらが破断面に沿って相互に逆方向に変 通常，断層ガウジ，断層角礫の範囲をい 大きい規模の二つの層に分かれさせるも 側において相対的変位はないかあるいは位することにより生じる．断層面に対して上側 う．断層面に近いほど破壊は進む．断層 のをいう．断面では二つの地層間の線状 ほとんどみられないものをいう．表面ににある岩盤を上盤(hanging wall, hanging
面から順にガウジ粉砕部，角礫破砕部が の薄層である．元来石炭層や鉱石中に見 は通常羽毛状の構造が見られる．一群のside)，下側の岩盤を下盤という．・・・・
並び，断層面に平行に帯状に分布する． られる薄い火山灰や細粒の砕屑物質に対 節理の部分では平行配列したほぼ等しい
地盤工学用語辞典
構造運動により生成した構造角礫は，本 して使用された．厚い粘土層に挟まれた 間隔の節理が見られることが多い．節理
地盤工学会
来その内部に変位した面を伴っている． 砂の薄層や厚い砂層に挟まれる粘土の薄 は生成時の応力状態から，剪断節理と伸地盤工学用語辞典改訂編集委員会
英語のfracture zoneは海洋底における断 層をいうことが多い．粘土中に挟まれる 張節理とに分けられる．前者は最大主応
2006
砂から構成される薄層をサンドシーム
裂帯に対する用語である．
力軸に鋭角で交わり，後者は最大主応力(sand seam)という．小断層をシームと呼 軸に平行にそれぞれ形成される．節理のぶことがあるが，本来の語意とは異なる 形成には構造運動に関する構造応力，地使用例である．
殻中の残留応力，冷却による収縮などの応力が考えられる．

新版地学事典
地学団体研究会
新版地学辞典編集委員会
1996

本委員会での使い方

用語解説

3

活断層
active fault

起震断層
seismogenic faults

capable fault

distributed fault

主断層

定性的には「きわめて近き時代 ×まで地殻変動を繰り返した断層であり，今後もなお活動すべき可能性の大なる断層」（多田文男，1927）と定義される．「きわめて近き時代」とは広義には第四紀，狭義には第四紀後期ないしさらに狭い時代範囲を示す
場合があるが，明瞭には限定されていない．

××

A fault on which slip has
×occurred recently and islikely to occur in the
future. Active faults are
the locus of contemporary
elastic strain accumulation,
seismicity, or fault creep.

[地震断層]地震に伴って地表に 将来も活動する可能性がある断 起震断層は，松田(1990)によ×
出現した断層．
層のこと．プレートの内部にり，「1つの大地震に対応する
あっても，プレート境界に位置 単位の活断層（群）」と定義さしていても，将来活動する可能 れている．
性がある断層はすべて活断層として扱われる．

×××

地震波動や変位を発生させた断 地震に伴い地表に現れた断層． 最近（第四紀）に繰り返し活動 地震を発生させる断層．
層．地表に現れ，記録された断 地震波を発生させた地下の地震 した断層で，今後も活動が予想層（地表地震断層）と区別して （震源）断層の一部が地表に達 される断層．
用いる．
したもの．地震を発生させた地下の断層である震源断層と区別して用いる．

地震を発生させた地下の断層． 地表に現れた断層．
地震のとき発生したり動いたりした断層は地震断層と呼ばれていたが，最近は地表に現れた断層を地表地震断層，地震を発生させた地下の断層を震源断層と呼ぶようになった．

×

×

×

3

分岐断層

副断層
secondary fault

×

×

×

×

×

×

主断層の形成に伴う変位により，新たな応力状態が周辺に生じて形成される相対的に規模の小さな副次的断層．二次断層ともいう．

auxiliary fault: A minor
fault abutting against or
branching from a major one.
Syn: branch fault

××

広義には断層帯を代表する主要 [スプレー:splay]主断層末端部 [二次断層]主断層の発達によるの小断層群の配列の一つ．例え 断層面の摩擦のため隣接するブな断層で主変形帯と同様である．狭義にはプルアパート盆地 ば横ずれ断層末端部ではいくつ ロック内に新たに生ずる応力分
かの小断層に分岐し，変位を抹 布に従って，一定の方向に配列を画する雁行断層を指す．
消していく．このとき小断層は する副次的断層．副断層とも．
主断層と同様の横ずれ変位だけでなく縦ずれ変位をもつことも多い．

震源断層 との地質構造の
震源断層の活動により主 関 連 性 が 認 め ら れ な い断層から分岐して形成さ が ， 震 源 断 層 の 活 動 にれた断層で，今後も震源 伴って二 次的に形成され断層の活動により活動す た断層で ，今後も震源断る可能性も含む断層．幾 層の活動 により活動する
何学的に主断層とクロス 可能性が 否定できない断していても，地質学的場 層．主断 層の近傍に存在が異なり震源断層の活動 しても， 地質学的場が異により形成されたとは認 なり震源 断層の活動によめられないものは分岐断 り形成さ れたとは認められないも のは副断層とは層と呼ばない．
呼ばない．

master fault, principal fault splay fault, auxilary fault

JEAG4601-2008 ： 一 般 的に，最近の地質時代に繰り返し活動し，将来に活動する可能性のある断層．後期更新世以降の活 JEAG4601-2008 ：一回 の地
動 が 否 定 で き な い 断 層 震で動 く断層線，断 層帯 後期更新世以 降に生じた
JEAG4601-2008 ：地表に現
地震 に関連した地表の変を，耐震設計上考慮すべ あ る い は そ の 部 分 区 間 変位・変形．
れたか否かにかかわら
位・変形．
JEAG4601-2008 ：地震時に震源断層と同じ．
き活断層として扱う．活 〔 松 田 (1990) 〕 で あ り ， 主断層，分岐 断層，副断ず ，その地震を発生させ主断 層，分岐断層，副断地表に現れた断層．
断 層 の 認 定 に 当 た っ て 耐震設 計上一つの地 震の 層 ， 地 す べ り な ど を 含た と考えられる地下の断層などを含む．
は，最終間氷期若しくは 震源と して評価すべ き区 む．
層．
それ以前の地層又は地形 間．
面に断層による変位・変形が認められないものは考慮対象外とすることができる．

地表地震断層surface earthquake fault

震源断層

earthquake source fault

A fault defined by the
A little-used term for fault ×
Nuclear Regulatory
zone.
Commission as one that is"capable" of "near future"
Glossary of Geology
movement; in general, aKlaus K.E. Neuendorf
fault on which there has
et.al.
been movement within tha
2005
last 35,000 years. The
definition was developed foruse in the siting of nuclear
power
最近の地質時代に繰り返し活動 活断層は，条件により単独で活 ×××
地震を発生させた地下の断層の 地震に伴って地表に変位（ずこと．震源断層の一部が直接的 れ）をもたらした断層のこと． し，今後も活動する可能性のあ 動したりいくつかの断層が同時あるいは間接的に地表に達した 地下の震源断層の一部が直接的 る断層のこと．このデータベー に活動することが知られていものを地震断層と呼ぶ．
あるいは間接的に地表に達した スでは，約10万年前以降に繰り る．松田（1990）は断層線の位もので，地表地震断層と呼ばれ 返し活動した痕跡のある断層を 置関係により，まとまって１つることもある．
活断層として扱っている．なの地震を発生させる可能性が高産業技術総合研究所RIO-DB
お，今後の活動について考慮す い断層のグループを定義し，こ活断層データベース
べき将来の期間の長さに応じれを起震断層と呼んだ．カスて，活断層の定義に用いる過去 ケード地震モデルに基づけば，の期間の長さが異なることがあ 同時に破壊しうる活動セグメン
る．
トの組み合わせのうちで，最も起こりうる組み合わせと見なすことができる．

地質学ハンドブック
加藤碵一・脇田浩二
2001

応用地質用語集
日本応用地質学会
2004

新版地学事典
地学団体研究会
新版地学辞典編集委員会
1996

本委員会での使い方

用語解説

4

活断層の認定

活断層の定義②上記①の「敷地周辺の活断層の性 質 」に 関 し て は ，次 に 示 す 事 項を考慮すること。
ⅰ）耐震設計上考慮する活断層とし て は ，後 期 更 新 世 以 降 の 活 動
が 否 定 で き な い も の と す る 。な
お ，そ の 認 定 に 際 し て は 最 終 間
氷期の地層または地形面に断層による変位・変形が認められるか否かによることができる。

①敷地周辺の活断層の性質，過去及び現在の地震発生状況等を考慮し，さらに地震発生様式等による地震の分類を行ったうえで，敷地に大きな影響を与えると 予 想 さ れ る 地 震 （ 以 下 ，「 検 討用地震」という）を，複数選択すること。

「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」は，以下の方針により策定することとする。

耐 震 設 計 審 査 指 針 (2006)
Active fault＝ 「 活 断 層 」
・「 活 断 層 」 と は ， 最 近 の 地 質 時 代に繰り返し活動し，将来も活動する可能性のある断層をいう。

２．基準地震動Ｓ２の発生源として は ，以 下 の 事 項 を 評 価 上 考 慮 す ⅱ ） 活 断 層 の 位 置 ・ 形 状 ・ 活 動 性
等 を 明 ら か に す る た め ，敷 地 かる。
らの距離に応じて，地 形学・地（ １ ） 上 記 １ ．（ ⅱ ） を 除 き Ａ 級 活質学・地球物理学的手法等を総断層に属するもの
合した十分な活断層調査を行（２）Ｂ及びＣ級活断層に属し，うこと。
50 ， 000 年 前 以 降 活 動 し た もの ，又 は 地 震 の 再 来 期 間 が 50，000 年 未 満 の も の１．基準地震動Ｓ１の発生源として は ，以 下 の 事 項 を 評 価 上 考 慮 する。
（ⅰ）歴史資料により，過去に地震を発生したと推定されるもの（ ⅱ ） Ａ 級 活 断 層 に 属 し ， 10， 000
年 以 前 以 降 活 動 し た も の ，又 は地 震 の 再 来 期 間 が 10，000 年 未
満のもの（ⅲ）微小地震の観測により，断層の現在の活動性が顕著に認められるものⅡ．活断層の評価について
活断層によって発生すると考える地震は活断層の活動度によって，基準地震動Ｓ１又は基準地震
動Ｓ２を敷地基盤に与える地震に分類されるが，それぞれ活断層を評価するに際しての判断の基準のめやすは，以下による。

耐 震 設 計 審 査 指 針 (1978)
Active fault＝ 「 活 断 層 」
・「 活 断 層 」 と は 第 四 紀 （ 約 180 万
年 前 以 降 ）に 活 動 し た 断 層 で あ って ，将 来 も 活 動 す る 可 能 性 の あ る
断 層 を い う 。活 断 層 の 認 定 は 地 形
学的及び地質学的調査並びに地震観測資料等によって求めるものとする。

原子力発電所に係る活断層の定義及び認定基準

4

原 子 力 規 制 委 員 会 基 準 規 則 (2013)
米 国 Ｎ Ｒ Ｃ (1997)Ｉ Ａ Ｅ Ａ (2010)
・「 将 来 活 動 す る 可 能 性 の あ る 断 層 Capable fault＝ 「 地 表 に ず れ を 生 Capable fault＝ 「 地 表 に ず れ を 生じかねない断層」
等」には，震源として考慮する じかねない断層」
・「断層変位に関する主な問題点は，
活 断 層 の ほ か 、 地 震 活 動 に 伴 っ 能 動 断 層 (羽 田 ， 1981）
サイトあるいはサイト近傍に存て永久変位が生じる断層に加 考 慮 す べ き 断 層 (科 学 技 術 庁 ，
在 す る 断 層 が（ 地 表 に 変 位 を ）起1980)
え，支持基盤まで変位及び変形
こ す か ど う か と い う こ と 」と 定 義が及ぶ地すべり面を含む。
されている。
・「将来活動する可能性のある断層等」とは、後期更新世以降（約12～ 13 万 年 前 以 降 ） の 活 動 が 否定できない断層等とする。
Capable fault（ NRC の Regulatory 地 質 学 的 ，地 球 物 理 学 的 ，測 地 学 的 ，（規則の解釈 別記１）
Guide1.165 で は ， capable あ る い は 地 震 学 的 な デ ー タ に 基 づ・ そ の 認 定 に 当 た っ て は ，後 期 更tectonic source と 記 載 ） は 以 下 き ，次 の 場 合 に は ，断 層 が capable
新 世 （ 約 12～ 13 万 年 前 ） の 地の 基 準 の 少 な く と も 一 つ を 満 た （ 今 後 も 活 動 し う る ）と し て 考 え ね
形 面 又 は 地 層 が 欠 如 す る 等 ，後すものとする。
期更新世以降の活動性が明確ばならない。
に 判 断 で き な い 場 合 に は ，中 期
更 新 世 以 降（ 約 40 万 年 前 以 降 ） (a) 過 去 お よ そ 50 万 年 以 内 に 繰 り (a) 地 表 も し く は そ の 近 傍 で ， 今 後
返 し 活 動 の 性 質 (recurring
ま で 遡 っ て 地 形 ，地 質 ・地 質 構
も断層運動が生じうると結論
nature) が 認 め ら れ る か ， お よ造及び応力場等を総合的に検づけることが合理的である期
そ 5 万年の間に少なくとも 1 度討した上で活動性を評価する
間内に，繰り返し活動の性質
地表面もしくはその近傍で活こと。
（ recurring nature） を 有 す る
動したことがわかっているも（同 別記２）
過去（一回，もしくは複数回）の。
②内陸地殻内地震に関しては、次の断層運動（著しい変形や変(b) 大 規 模 な 地 表 変 形 を 伴 う と 考に示す事項を考慮すること。
位）の証拠が認められる場合。
えられるような 1 回以上の中規ⅰ）震源として考慮する活断層の
地震，地質のデータともに地震模もしくは大規模な地震ある評価に当たっては，調査地域のの再来周期が短いことが示さ
いは持続的な地震活動と関連
地形・地質条件に応じ，既存文れるような活動的な地域では，していると考えられるもの。
献の調査，変動地形学的調査，数万年オーダーの期間（上部更地 表 地 質 調 査 ， 地 球 物 理 学 的 調 (c) 上 記 a， b に 関 連 し た 構 造 で ，新統～完新統）で見ることが，連動して運動することが十分査等の特性を活かし，これらを変位を起こしうる断層を評価に予測され得るもの。
適切に組み合わせた調査を実施する上で適当である。さほど活した上で，その結果を総合的に発でない地域では，より長い期評価し活断層の位置・形状・活間（ た と え ば ，鮮 新 世 ～ 第 四 紀 ，動性等を明らかにすること。
つまり現在まで）で見ることが適当である。
ⅱ）震源モデルの形状及び震源特(b) 地 表 面 も し く は そ の 近 傍 で ， 既性パラメータ等の評価に当たっ
知の変位を起こしうる断層とては，孤立した短い活断層の扱の構造関係について，一方の断いに留意するとともに，複数の層変位がもう一方の断層の地
活断層の連動を考慮すること。
表（付近の）変位を引き起こす
ことが実証される場合。
(c) 敷 地 周 辺 の 現 在 の テ ク ト ニ ッ
クセッティングにおいて（震源断層となる）地質構造から想定される最大地震規模が，地表付
近まで断層運動を到達させると合理的に結論づけるような十分な大きさと深さを有する
場合。
[NS-R-3] (2003) / [SSG-9](2010)

地表地震断層，主断層，震源断層の定義

主断層に連動して活動の可能性あり
副断層
分岐断層

震源断層
地震発生層
主断層
その他の断層

主断層、分岐断層、副断層などの定義

5 5変動地形学的調査
変動地形、地形面区分

活動性の可能性などを把握
ボーリング調査、試掘坑調査など

走向・傾斜、破砕組織、切断関係、連続性など

評価対象断層の選定
上載地層法

断層内物質等による評価法

トレンチ調査など薄片観察、鉱物分析、石英粒子表面構造など

地層との切断関係

変位方向、変質鉱物との切断関係、変形様式など

評価基準

評価基準の例・後期更新世以前の地層の変位

・現在の応力場における活動様式。

否定できない・脆性破壊を伴う繰り返し活動。

なし

・変質鉱物形成後の活動。

なし

活動を考慮する断層活動を考慮しない断層

敷地内断層の活動性評価法

6 6

否定できない

活動を考慮する断層活断層露頭模式図

浅部

深部

断 層 岩 の 分 布 (狩 野 ・ 村 田 ， 1998）

参考-1
参考-1

褶曲構造

起震断層の定義

参考-2
参考-2

逆断層の場合

伏在断層の場合

Distri bute d Fa ul t の 概 念 図

参考-3
参考-3

断層活動性評価上重要となる地層・地形面

MIS ス テ ー ジ 9
MIS ス テ ー ジ 7
MIS ス テ ー ジ 5e
MIS ス テ ー ジ 5a

海 成 段 丘 の 形 成 過 程 （ 貝 塚 ほ か ， 1985）
参考-4
参考-4

参考-5

高位段丘

中位段丘

低位段丘

完新世段丘

MIS ｽﾃｰｼﾞ

参考-5

断 層 活 動 性 評 価 に 重 要 と な る 地 層 ・ 地 形 面 （ 小 池 ・ 町 田 ， 2001 に 加 筆 ）Los Angelesダム（アースフィルダム）：鉛直変位量1.4ｍを想定
大礫ドレーンを設置することにより垂直ドレーン
底部に生じた亀裂をふさぐ

Morrisダム（重力式コンクリートダム）：水平変位量0.9ｍを想定し，オープンジョイントで対応

断 層 変 位 を 考 慮 し た 構 造 物 （ ダ ム ， 中 村 1991）

参考-6
Clydeダム（重力式コンクリートダム）：水平変位量2ｍ，鉛直変位量1ｍを想定
スリップジョイントで対応。

参考-6

Coyoteダム（アースフィルダム）：水平変位量4.5ｍ，鉛直変位量1.5ｍを想定。
コア及び付加高を変位量の4倍程度とした。

Palmdaleダム（アースフィルダム）：水平変位量6.1ｍ，鉛直変位量0.9ｍを想定
コアを9ｍ以上，付加高3.5ｍとした。
ﾄﾗﾝｼﾞｯｼｮﾝｿﾞｰﾝに砂・砂利を用い，急激な漏水が起こらないように設計。

Stenoダム（アーチダム）：変位量1ｍを想定

Ceder Springsダム（ロックフィルダム）：鉛直変位量1.5ｍを想定
Zone2,3に変位が生じても機能を果たすような厚さとした。

中之島新線シールドトンネル（畔取ほか，2006）：4ｍ/700ｍの変形を想定
ダグタイルコルゲート型セグメントを配置。

上町断層

参考-7

新神戸駅高架橋（星野，2010）：鉛直変位5cm，粘土の膨張10tf/㎡を想定
可動接続，基礎の剛度を大きくすることなどで対応

パイプライン（山口，2008）：水平変位量6ｍ，鉛直変位量1.5ｍを想定
ダンパーを付けた可動パイプラインで対応
蛇腹状の変形部を設ける

上下水道（管路）（JFEﾎｰﾑﾍﾟｰｼﾞ）

断 層 変 位 を 考 慮 し た 構 造 物 （ シ ー ル ド ト ン ネ ル ： 畔 取 ほ か 2006， パ イ プ ラ イ ン ： 山 口 2008， 高 架 橋 ： 星 野 2010， 管 路 ： JFE ﾎｰﾑﾍﾟｰｼﾞ）

参考-7

引用文献
多田文男(1927)：活断層の二種類．地理学評論，3，980-983
吉川虎雄・杉村新・貝塚爽平・太田陽子・阪口豊(1973)：新編日本地形論．東京大学出版会，415p．
地質調査所環境地質部地震地質課(1983)：50 万分の 1 活構造図シリーズについて．地質調
査所月報，34，27-37．
日本第四紀学会編(1987)：日本第四紀地図．東京大学出版会，4 図幅＋119p．
九州活構造研究会編(1989)：九州の活構造．東京大学出版会，555p．
活断層研究会編(1991)：新編日本の活断層．東京大学出版会，437p．
国土地理院都市圏活断層図：http://www1.gsi.go.jp/geowww/bousai/legend.html
岡田篤正・東郷正美編(2000)：近畿の活断層．東京大学出版会，395p．＋4 付図
中田高・今泉俊文編(2002)：活断層詳細デジタルマップ．東京大学出版会，DVD2 枚＋68p．
産業技術総合研究所 RIO-DB 活断層データベース：http://riodb02.ibase.aist.go.jp/activefault/
地震調査研究推進本部(2010)：活断層の長期評価手法（暫定版）報告書．
http://www.jishin.go.jp/main/choukihyoka/katsu_hyokashuho/honpen.pdf
建設省河川局開発課(1984)：ダム建設における第四紀断層の調査と対応に関する指針（案）．
11p．
Bryant, W.A., and Hart, E.W.(2007)：Fault-Rupture hazard zone in California.
California Geological Survey Special Publication 42, 42p.
ftp://ftp.consrv.ca.gov/dmg/pubs/sp/Sp42.pdf
地学団体研究会新版地学辞典編集委員会(1996)：新版地学辞典．平凡社，1443p．
地盤工学会地盤工学用語辞典改訂編集委員会(2006)：地盤工学用語辞典．地盤工学会，661p．
応用地質学会(2004)：応用地質用語集 ver.1.0．応用地質学会，CD-ROM1 枚．
日本地質学会地質基準委員会(2001)：地質基準．共立出版，118p．
加藤碵一・脇田浩二編(2001)：地質学ハンドブック．朝倉書店，696ｐ．
Klaus K.E. Neuendorf, James P. Mehl Jr., and Julia A. Jackson (2005)：Glossary of
Geology fifth edittion．American Geosciences Institute, 779p.
原子力安全委員会 (1978)：発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針．
原子力安全委員会(2006)：発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針．
原子力規制委員会(2013)：原子力規制委員会設置法の一部の施行に伴う関係法令等の整備及び施行に伴う手続き等について、http://www.nsr.go.jp/committee/kisei/20130619.html
NRC(1997)：NRC Regulations Title 10, Code of Federal Regulations (10 CFR) PART
100-REACTOR SITE CRITERIA , Regulatory Guide 1.165 - Identification andCharacterization of seismic sources and determination of safe shutdown earthquake
ground motion.
IAEA(2010)：Specific Safety Guide- NS-G-3.6: Geotechnical Aspects of Site Evaluation

and Foundations for Nuclear Power Plants, SSG-9: Seismic Hazards in Site Evaluation
for Nuclear Installations.
狩野謙一・村田明広(1998)：構造地質学．朝倉書店，298p．
松田時彦(1990)：最大地震規模による日本列島の地震分帯図．地震研究所彙報，65，289-319.
貝塚爽平・太田陽子・小尚・小池一之・野上道男・町田洋・米倉伸之編(1985)：写真と図でみる地形学．東京大学出版会，241p．
小池一之・町田洋(2001)：日本の海成段丘アトラス．東京大学出版会，105p+CD-ROM3枚，2 葉．
松田時彦(1975)：活断層から発生する地震の規模と周期について．地震第二輯，28，269-283.
中村康夫(1991)：ダム基礎地盤における断層変位（その2）－断層変位に対するダムの設計－．応用地質，32 , 19-27．
畔取良典・長瀧元紀・泉谷透・北田奈緒子(2006)：鉄道シールドトンネルに対する断層変位対策の一事例．土木学会第 61 回年次学術講演会，187-188p．
山口勝(2008)：活断層情報を社会に生かすために．活断層研究，28，123-131p．
星野鐘雄(2010)：山陽新幹線新神戸駅における活断層対策．関西活断層シンポジューム，
65-72．
JFE エンジニアリング：断層用管路．http://www.jfe-eng.co.jp/support/support_02.html

付録

B 副断層の調査結果

地表地震断層分布図及び変位量の評価にあたって明治以降に発生したマグニチュー
ド 6.5 以上の地震を対象として，地表変位について主断層，分岐断層及び考慮する
活断層，副断層に区分し，副断層の変位量について整理した。

地表地震断層分布図及び変位量の評価にあたって
明治以降に発生したマグニチュード 6.5 以上の地震を対象として，地表変位について主断
層，分岐断層及び考慮する活断層，副断層に区分し，副断層の変位量について整理した。
地表地震断層分布図において○または□で示した点は変位量が計測された地点である。
主断層としたものは，震源断層モデルと調和的で連続性のある地表地震断層で，主変位を有する断層である。分岐断層及び考慮する活断層としたものは，連続性が低い地表地震
断層で，主断層よりも小さい変位量であるが，変動地形に対応していることから地震動を考慮する活断層として抽出される断層で，主に分岐断層と考えられる。副断層としたもの
は地震時に変位が認められたが，変動地形に対応していない断層である。
変位量の認定にあたっては，確実度の高いものと不確実なものを区別した。不確実なものとしたのは，横ずれ変位を主体とするもので横ずれ変位量が認定されていないもの，鉛直変位を主体とするもので鉛直変位量が認定されていないものなどである。また，トンネルなど，岩盤に変位が生じたものについては，分布図に□で示した。なお，変位の明瞭出ない裂罅や非構造性の要因が指摘されているものは除いた。
検討対象一覧表に地震名，気象庁マグニチュード，断層タイプ，主断層の最大変位量，分岐断層及び考慮する活断層の最大変位量，副断層の最大変位量を示した。陸羽地震の 1.5ｍについては，震源断層と直交方向の崖であること，地震直後の文献に記述がなく，70 年後の聞き取り調査によるものであることなどから，不確実なものと考え、（ ）で示した。但馬地震については横ずれ変位が想定されるが，地表地震断層について横ずれ変位の記載がみられないことから，（ ）で示した。また，鳥取地震の副断層についても示されている変位は鉛直変位であり，沖積低地のデータであることから，（ ）で示した。なお，男鹿地震
についても地点が明確に示されたものがないことから，（ ）で示した。
服部(2013)は，「北伊豆地震に襲われた時，トンネル内では幅 40 m 以上の丹那断層と格闘中，切羽が約 2.4 m 左横ずれした．ところが，地表に現れたのは雁行状地割れのなす地震断層であり，方向・性質・規模が違いすぎる．
」とし，地表の変形が地下とどのようにつながるのかという課題を指摘している。また，岡田・鬼木(1995)などによると，兵庫県南部地震で淡路島東岸に出現した副断層は既存の断層破砕帯に沿って形成されているが，大規模な採土による荷重の除去によって地殻が隆起し，兵庫県南部地震に伴って断層変位が誘発された可能性が指摘されている。兵庫県南部地震の主断層南端部付近にみられる副断層も土取場に生じたものであり，荷重の除去による影響を含んでいる可能性がある。
これらのことなどから今回取り扱ったデータは以下の点に留意する必要がある。
・ 第四系分布域に生じた副断層は基盤の変位を伴わないものを含んでいる可能性がある。
・ 副断層の変位はノンテクトニックな要因による変位を含んでいる可能性がある。

1

地表地震断層分布概念図2

3

2004新潟県中越地震

2008岩手・宮城内陸地震

13

14

7.2

6.8

7.3

7.3

7.0

6.9

6.8

7.2

6.8

7.3

7.3

6.8

7.2

8.0

逆

逆

横

横

横

横

横・逆

横

逆

横

横

横

逆

横

気象庁ﾏｸﾞﾆﾁｭｰﾄﾞ 断層タイプ

0.5

－

0.4

2.1

1.2

0.5

2.6

1.5

－

3.0

3.7

(0.9)

3.6

－

－

0.1

0.6

0.1

0.1

0.8

0.4

－

－

0.7

－

2.0

活断層研究センター(2008)

丸山ほか(2005)

伏島ほか(2001)

粟田・水野(1998)

山崎ほか(1979)

垣見ほか(1977)

杉戸・岡田(2004)

金田・岡田(2002)

大塚(1939)

松田(1972)

岡田・松田(1997)

山崎直方(1927)

松田ほか(1980)（ ）は不確実なもの

副断層：地震時に変位は認められたが，変動地形に対応していない断層

分岐断層及び考慮する活断層：連続性が低い地表地震断層で，主断層よりも小さい変位量であるが，変動地形に対応している断層

－

0.2

0.2

0.3

0.2

0.1

0.5

(0.7)

(1.0)

0.6

0.3

(0.6)

(1.5)

分岐断層及び考慮する活断層
副断層の
主断層の
主な参考文献
最大変位量(m)の最大変位量(m)最大変位量(m)8.0
3.0－
村松ほか(2002)

主断層：震源断層モデルと調和的で連続性のある地表地震断層で，主変位を有する断層

2000鳥取県西部地震

1945三河地震

8121943鳥取地震

7

1995兵庫県南部地震

1939男鹿地震611

1930北伊豆地震

5

1978伊豆大島近海地震

1927北丹後地震

410

1925但馬地震

3

1974伊豆半島沖地震

1896陸羽地震

291891濃尾地震

地震

1

番号

検討対象地震一覧表

副断層変位量と主断層からの距離との関係（横ずれ断層）
70
60

（

変 50
位
40

屈曲部
被覆層
岩盤

）

c
30
m
20
10
0
0

1,000

2,000

3,000

4,000

5,000

距離（m）

地震名
北丹後地震

距離(m)
変位量(cm)
1,600
19
130
12
2,800
30
北伊豆地震
3.0
400
(60)
600
(50)
200
26
600
30
800
20
1,200
10
600
30
1,500
25
1,200
(30)
600
17
三河地震
2.6
600
5
1,000
(30)
800
30
600
(50)
伊豆半島沖地震
0.45
5
1
100
10
20
5
900
1
2,600
2
伊豆大島近海地震
1.2
50
20
80
15
60
(5)
兵庫県南部地震
2.1
50
20
100
10
100
20
260
30
620
12
160
10
4,400
15
4,400
20
4,400
20
鳥取県西部地震
0.3
700
12
1,000
15
900
16
距離は震源断層モデルに対応する地表地震断層からの水平隔離距離あるいは末端からの距離。地表地震断層が断続している場合でも震源断層モデルが連続している場合には推定線からの隔離距離を示す。
最大変位量(m)3.7

変位量の太文字は岩盤の変位を，〔〕は屈曲部，雁行部で得られているデータを示す。

4

明治 24 年 (1891 年 ) 濃尾地震
N

大野市

福井県

能郷白山▲
3m

岐阜県

8m

滋賀県

岐阜市
1.2ｍ

愛知県

0

10km

佐々木 ・ 上田 (2012)
Aランク
Bランク

主断層
分岐断層および考慮する活断層
副断層

Cランク

（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

Dランク
新編日本の活断層（1991）5

明治 29 年 (1896 年 ) 陸羽地震
N

駒ケ岳 ▲

田沢湖

2m ※

秋田県

1m

1.5m

大仙市

3.6m

岩手県

0

5km

主断層
分岐断層および考慮する活断層
副断層（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）※ 地震動を考慮する活断層に対応

活断層詳細デジタルマップ（2002）6大正 14 年 (1925 年 ) 但馬地震
N

N

日本海
丹後半島
豊岡市
兵庫県

宮津市
京都府
10km

0.15m
0.6m

0.9m

久
美
浜
湾

0

5km

宮腰ほか (2004)

主断層

Cランク

副断層

Dランク

7

（破線は不確実なもの）

昭和 2 年 (1927 年 ) 北丹後地震
N

N

日本海

丹後半島
豊岡市
宮津市
兵庫県
京都府
10km

3.7m
19cm

72cm
49cm
50cm

27cm

12cm

15cm

30cm

0

2km

宮腰ほか (2004) に一部加筆

主断層

Bランク

分岐断層および考慮する活断層

Cランク

副断層
（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

Dランク

8

昭和 5 年 (1930 年 ) 北伊豆地震
N

N

沼津市

芦ノ

湖

50cm

60cm

相模湾

駿河湾

伊豆半島

26cm
10km

20cm
10cm
30cm

24cm
30cm

3m

30cm
25cm

17cm

30cm

0

5km

主断層

電共研 (1981)
Aランク

分岐断層および考慮する活断層

Bランク

副断層

Cランク

（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

Dランク

9

昭和 14 年 (1939 年 ) 男鹿地震
N

大潟村

0.5 ～ 1m

日本海

男鹿半島

男鹿市

0

5km

主断層
副断層
（破線は不確実なもの）

新編日本の活断層（1991）10昭和 18 年 (1943 年 ) 鳥取地震
N

日本海

鳥取港

砂丘

鳥取

湖山池
鳥取市

70cm
25cm

30cm

40cm

1.5m

0

2km

宮腰ほか (2004)

主断層

Bランク

分岐断層および考慮する活断層

Cランク

副断層

Dランク

11

（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

昭和 20 年 (1945 年 ) 三河地震
N

N

岡崎市
知多半島

5cm

豊橋市

三河湾
半島

渥美
5km

30cm 30cm
20cm 80cm
2.6m
50cm

0

2km

土木学会 (1999)

主断層

Bランク

分岐断層および考慮する活断層

Cランク

副断層

Dランク

12

（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

昭和 49 年 (1974 年 ) 伊豆半島沖地震
N

N

沼津市

相模湾

駿河湾

伊豆半島

2cm

10km

<1cm
5cm

5 ～ 10cm

0.5m

1cm

0

2km

主断層
分岐断層および考慮する活断層
副断層（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

村井・金子（1974）13

昭和 53 年 (1978 年 ) 伊豆大島近海地震
N

N

沼津市

相模湾

駿河湾

伊豆半島

10km

40cm

20cm
15cm
1.2m

10cm

5cm

0

1km

主断層
分岐断層および考慮する活断層
副断層（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

伊豆半島活断層図 (1978)14平成 7 年 (1995 年 ) 兵庫県南部地震
N

明

石

海

峡
大

橋

明石海峡

20cm

10cm
2.1m

播磨灘
15cm
20cm
20cm
10cm

20cm

60cm
10cm

30cm
10cm 12cm

淡路島

大阪湾

0

2km

Aランク

主断層

Bランク

分岐断層および考慮する活断層

Cランク

副断層

Dランク

（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

15

平成 12 年 (2000 年 ) 鳥取県西部地震
N

N

美保湾

松江市

米子市

1km

5.3-9cm

8-12cm 以上

7cm

5.4-14.5cm

5cm
23.5-31.5cm
29-35cm

最大 16cm

▲ 鎌倉山

0

1km

宮腰ほか (2004)

主断層

Cランク

分岐断層および考慮する活断層

Dランク

副断層
（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

16

平成 16 年 (2004 年 ) 新潟県中越地震
N

15cm
15cm
20cm

5cm

信

長岡市

濃
破
間
川

川

魚沼市

0

2km

武田ほか (2006)

魚野
川

十日町市

主断層

Bランク

分岐断層および考慮する活断層

Cランク

副断層

Dランク

5km

（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

17

平成 20 年 (2008 年 ) 岩手 ・ 宮城内陸地震
N

N

水沢市

岩手県
栗駒山
▲
一関市
0.5m

宮城県
5km

0.5m

0

2km

Cランク

主断層

Dランク

副断層
（四角は岩盤の変位， 白抜きは不確実なもの）

18

付録

C 確率論的断層変位ハザードについて

C-1 断層変位ハザードの計算例

高尾・他（2013）により提案されている確率論的断層変位ハザード解析手法を現実的に想定される場合に適用した計算例を示す。計算例は、断層長さ 20km、平均活動
間隔 5000 年の活断層と断層長さ 80km、平均活動間隔 1000 年の活断層を対象として示した。

付録 C-1．確率論的断層変位ハザードについて（計算例）
1. まえがき高尾・他（2013）により提案されている確率論的断層変位ハザード解析手法を現実的に想定される場合に適用した計算例を示す。計算例は、断層長さ 20km、平均活動間隔 5000
年の活断層と断層長さ 80km、平均活動間隔 1000 年の活断層を対象として示した。
2. 断層長さ 20km、平均活動間隔 5000 年の活断層の場合(1) 計算条件
断層長さ 20km、傾斜角 90°の活断層が存在し、平均活動間隔を 5000 年、地震発生層の範囲を 2km～20km とする。
「強震動レシピ」に基づくと、断層面積 20km×18km＝360km2 からモーメントマグニ
チュードは 6.50 と推定される。また、武村(1998)の式に基づくと、断層長さ 20km からモーメントマグニチュードは 6.76 と推定される。
(2) 対象地点が活断層上にある場合
対象地点が活断層の中央上に位置している場合を想定した。この場合は主断層に対する評価となる。
最初に、「強震動レシピ」に基づきモーメントマグニチュード 6.50 の地震が繰り返し発生
すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.455（論文図 2、式(4)）
・震源断層長の算定：19.8km
・震源断層域における地震震源断層の配置数：1 個
・震源断層長に対する主断層セグメント長の割合：5％、20％、63％、93％（論文図 3）
5％(1km)の場合：配置数 20、対象地点が含まれるケース数＝1
20％(4km)の場合：配置数 17、対象地点が含まれるケース数＝4
63％(13km)の場合：配置数 8、対象地点が含まれるケース数＝8
93％(19km)の場合：配置数 2、対象地点が含まれるケース数＝2
・主断層が生じた場合に対象地点で断層変位が生じる確率： P2 p =0.571
上記 15 ケースの対象地点における変位分布を図 C-1 に示す。変位分布の算定は、平均変位（AD）の確率分布（論文図７）と D/AD の確率分布（論文図 4～図 6、式(6)(8)）を用いて行っている。平均変位の中央値は 0.48m である。15 ケースの変位分布を、確率、頻度を考慮して足し合わせることにより断層変位のハザード曲線が得られる。ハザード曲線を図
C-2 に示す。
1
1

次に、武村(1998)の式に基づきモーメントマグニチュード 6.76 の地震が繰り返し発生すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.749
・震源断層長の算定：20.0km
・震源断層域における地震震源断層の配置数：1 個
・震源断層長に対する主断層セグメント長の割合：5％、50％、87％、100％
5％(1km)の場合：配置数 20、対象地点が含まれるケース数＝1
50％(10km)の場合：配置数 11、対象地点が含まれるケース数＝1087％(17km)の場合：配置数 4、対象地点が含まれるケース数＝4100％(20km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
・主断層が生じた場合に対象地点で断層変位が生じる確率： P2 p =0.740
上記 16 ケースの対象地点における変位分布を図 C-3 に示す。変位分布の算定は、平均変位（AD）の確率分布と D/AD の確率分布を用いて行っている。平均変位の中央値は 0.73mである。16 ケースの変位分布を、確率、頻度を考慮して足し合わせることにより断層変位のハザード曲線が得られる。ハザード曲線を図 C-4 に示す。モーメントマグニチュード 6.5の場合と比べ、ハザードレベルが高くなっている。
(3) 対象地点が活断層から離れている場合
対象地点が活断層から離れている場合を想定した。この場合は副断層に対する評価となる。活断層からの距離は、250ｍ、500ｍ、1kｍ、2km、4km を想定した。
最初に、「強震動レシピ」に基づきモーメントマグニチュード 6.50 の地震が繰り返し発生
すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.455（論文図 2、式(4)）
・地表地震断層（副断層）が発生する確率： P2 d =7.2×10-2～2.1×10-3（論文図 8、式(14)）
・副断層で生じる変位分布を規定するガンマ分布のｂ：0.394～0.208（論文図 9、式(17)）
副断層で変位が生じた場合の断層変位分布を図 C-5 に、それを確率、頻度を考慮して変換した断層変位のハザード曲線を図 C-6 に示す。
次に、武村(1998)の式に基づきモーメントマグニチュード 6.76 の地震が繰り返し発生すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.749
・地表地震断層（副断層）が発生する確率： P2 d =6.8×10-2～2.4×10-3
・副断層で生じる変位分布を規定するガンマ分布のｂ：0.394～0.208
副断層で変位が生じた場合の断層変位分布を図 C-7 に、それを確率、頻度を考慮して変換した断層変位のハザード曲線を図 C-8 に示す。

22

図 C-1 15 個の配置に対する断層変位分布（Mw6.50 の場合）

図 C-2 断層変位ハザード曲線（主断層）（Mw6.50 の場合）
33

図 C-3 16 個の配置に対する断層変位分布（Mw6.76 の場合）

図 C-4 断層変位ハザード曲線（主断層）（Mw6.76 の場合）
44

図 C-5 副断層で変位が生じた場合の断層変位分布（Mw6.50 の場合）

図 C-6 断層変位ハザード曲線（副断層）（Mw6.50 の場合）

55

図 C-7 副断層で変位が生じた場合の断層変位分布（Mw6.76 の場合）

図 C-8 断層変位ハザード曲線（副断層）（Mw6.76 の場合）

6
6

3. 断層長さ 80km、平均活動間隔 1000 年の活断層の場合(1) 計算条件
断層長さ 80km、傾斜角 90°の活断層が存在し、平均活動間隔を 1000 年、地震発生層の範囲を 2km～20km とする。
「強震動レシピ」に基づくと、断層面積 80km×18km＝1,440km2 からモーメントマグニ
チュードは 7.31 と推定される。また、武村(1998)の式に基づくと、断層長さ 80km からモーメントマグニチュードは 7.56 と推定される。
(2) 対象地点が活断層上にある場合
対象地点が活断層の中央上に位置している場合を想定した。この場合は主断層に対する評価となる。
最初に、「強震動レシピ」に基づきモーメントマグニチュード 7.31 の地震が繰り返し発生
すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.978
・震源断層長の算定：80.0km
・震源断層域における地震震源断層の配置数：1 個
・震源断層長に対する主断層セグメント長の割合：74％、100％、100％、100％
74％(59km)の場合：配置数 22、対象地点が含まれるケース数＝22100％(80km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
100％(80km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
100％(80km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
・主断層が生じた場合に対象地点で断層変位が生じる確率： P2 p =1.000
上記 25 ケースの対象地点における変位分布を図 C-9 に示す。変位分布の算定は、平均変位（AD）の確率分布と D/AD の確率分布を用いて行っている。平均変位の中央値は 1.75mである。25 ケースの変位分布を、確率、頻度を考慮して足し合わせることにより断層変位のハザード曲線が得られる。ハザード曲線を図 C-10 に示す。
次に、武村(1998)の式に基づきモーメントマグニチュード 7.56 の地震が繰り返し発生すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.993
・震源断層長の算定：80.0km
・震源断層域における地震震源断層の配置数：1 個
・震源断層長に対する主断層セグメント長の割合：100％、100％、100％、100％
100％(80km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
7
7

100％(80km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
100％(80km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
100％(80km)の場合：配置数 1、対象地点が含まれるケース数＝1
・主断層が生じた場合に対象地点で断層変位が生じる確率： P2 p =1.000
上記 4 ケースの対象地点における変位分布を図 C-11 に示す。変位分布の算定は、平均変位（AD）の確率分布と D/AD の確率分布を用いて行っている。平均変位の中央値は 2.61mである。4 ケースの変位分布を、確率、頻度を考慮して足し合わせることにより断層変位のハザード曲線が得られる。ハザード曲線を図 C-12 に示す。モーメントマグニチュード 7.31の場合と比べ、ハザードレベルが高くなっている。
(3) 対象地点が活断層から離れている場合
対象地点が活断層から離れている場合を想定した。この場合は副断層に対する評価となる。活断層からの距離は、250ｍ、500ｍ、1kｍ、2km、4km を想定した。
最初に、「強震動レシピ」に基づきモーメントマグニチュード 7.31 の地震が繰り返し発生
すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.978
・地表地震断層（副断層）が発生する確率： P2 d =5.8×10-2～3.2×10-3
・副断層で生じる変位分布を規定するガンマ分布のｂ：0.394～0.208
副断層で変位が生じた場合の断層変位分布を図 C-13 に、それを確率、頻度を考慮して変換した断層変位のハザード曲線を図 C-14 に示す。
次に、武村(1998)の式に基づきモーメントマグニチュード 7.56 の地震が繰り返し発生すると仮定した。その時の計算の流れは下記のようになる。
・地表地震断層（主断層）が発生する確率： P1 p ( PF m) ＝0.993
・地表地震断層（副断層）が発生する確率： P2 d =5.5×10-2～3.6×10-3
・副断層で生じる変位分布を規定するガンマ分布のｂ：0.394～0.208
副断層で変位が生じた場合の断層変位分布を図 C-15 に、それを確率、頻度を考慮して変換した断層変位のハザード曲線を図 C-16 に示す。

88

図 C-9 25 個の配置に対する断層変位分布（Mw7.31 の場合）

図 C-10 断層変位ハザード曲線（主断層）（Mw7.31 の場合）
99

図 C-11 4 個の配置に対する断層変位分布（Mw7.56 の場合）

図 C-12 断層変位ハザード曲線（主断層）（Mw7.56 の場合）

1010

図 C-13 副断層で変位が生じた場合の断層変位分布（Mw7.31 の場合）

図 C-14 断層変位ハザード曲線（副断層）（Mw7.31 の場合）

1111

図 C-15 副断層で変位が生じた場合の断層変位分布（Mw7.56 の場合）

図 C-16 断層変位ハザード曲線（副断層）（Mw7.56 の場合）

12
12

付録

C 確率論的断層変位ハザードについて

C-2 確率論的断層変位ハザード解析手法の日本における適用

高尾 誠, 土山滋郎, 安中正、栗田哲史：確率論的断層変位ハザード解析手法の日本における適用（日本地震工学会論文集第 13 巻、第 1 号、2013 より）

13

1

2013

1)
takao.makoto@tepco.co.jp
2)Tsuchiyama.Jiro@tepco.co.jp
3)
annaka@tepsco.co.jp
4)kurita@tepsco.co.jp

2003

YoungsYoungsPFDHA

Youngs et al.(2003)
Displacement Hazard Analysis
PFDHA
et al.(2003)

Probabilistic Fault
YoungsYoungs et al.(2003)
Petersen et al. (2011)

Robb et al.(2011)

PFDHA

1ページ目のみ掲載- 17 -

付録

C 確率論的断層変位ハザードについて

C-3 Diablo Canyon 発電所における評価結果

確率論的断層変位ハザード解析（PFDHA）が実際に適用された事例として、NRC(2011) による Diablo Canyon Power Plant（DCPP）の評価結果の審査を紹介する。DCPP を運営する PG&E 社が実施した PFDHA の結果を NRC が再評価した
結果が US NRC Research Information Letter の中に記載されている。

付録 C-3．NRC による Diablo Canyon Power Plant の評価結果の審査
PFDHA が実際に適用された事例として、
NRC(2011)による Diablo Canyon Power Plant（DCPP）の評価結果の審査を紹介する。
Shoreline 断層と施設の位置関係を図 C-1 に示す。PG&E は断層までの最短距離を 600ｍとしたが、NRC 側は最短距離 300m の評価も必要と判断した。
PG&E が用いた Petersen et al. (2004) による副断層の出現確率の関係を図 C-2 に示す。
しかし、NRC 側は Petersen et al. (2011) による副断層の出現確率の関係を適用し、図 C-3に示すように、副断層の出現確率を約 2 倍と評価した。また、600ｍに加え、300m の場合の評価も行った。
副断層の出現確率（0.0085）は 50ｍ×50m 格子に対して評価されていることから、図C-4 に 示 す よ う に 、 発 生 し た 副 断 層 が Dresser Coupling 直 下 を 通 過 す る 確 率（0.049=0.304m×8／50ｍ）を掛けて 4.2×10-4 と評価している。
副断層が出現した場合の副断層の変位と主断層の最大変位の比の分布を図 C-5 に示す。
これにより副断層で生じる断層変位の年超過確率を算定することができる。断層変位 1cmと断層変位 2cm に対する評価結果を表 C-1 に示す。NRC による確率の方が大きくなっているが、地震起因の炉心損傷確率（3.8×10-5）に比べ無視できると評価している。

参考文献
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Research Information Letter 12-01：Confirmatory
Analysis of Seismic Hazard at the Diablo Canyon Power Plant from the Shoreline Fault
Zone

1
1

図 C-1

Shoreline 断層と施設の位置関係

22図 C-2 Petersen et al. (2004) による副断層の出現確率

33

図 C-3 Petersen et al. (2011) による副断層の出現確率

44図 C-4 格子サイズと対象構造物（Dresser Coupling）のイメージ

55

図 C-5 副断層の変位と主断層の最大変位の比の分布
表 C-1 副断層で生じる断層変位の評価結果

6
6

付録

D 断層変位による建物・構築物の挙動

D-1 鉄筋コンクリート部材の破壊性状について

鉄筋コンクリート部材の代表的な破壊性状である曲げ破壊、せん断破壊についてはり部材を例に挙げてそれらの特徴について整理した。建屋基礎スラブの破壊性状として考えられるのは面外曲げモーメントによる曲げ破壊と面外せん断力によるせん断破壊である。

付録 D-1
1.

鉄筋コンクリート部材の破壊性状について

鉄筋コンクリート部材の考え方
鉄筋コンクリート構造は、圧縮に強いが、引張に弱いコンクリート材料を、引張に強い鉄筋を用いて補強しようとする構造である。
梁の配筋の例を図 1 に示す。鉄筋は材軸方向および材軸直交方向に配筋されており、それぞれを主筋およびせん断補強筋と呼んでいる。

柱

柱

主筋

せん断補強筋図 1 鉄筋コンクリート梁の配筋例

2.

鉄筋コンクリート部材の破壊性状
図 2 に示すような梁の３点曲げ試験から、鉄筋コンクリート部材の基本的な挙動が得られる。
梁の破壊性状としては曲げ破壊とせん断破壊が考えられ、スパン中央での曲げモーメントが部
材の曲げ耐力よりも大きければ曲げ破壊で、作用するせん断力が部材のせん断耐力よりも大きければせん断破壊で終局に至る。
荷重:P

部材せい:h
支点間距離:L

モーメント分布PL/4
せん断力分布-P/2
P/2

図 2 梁の３点曲げ試験

1

曲げ耐力は主筋量が増えるに伴い増加し、せん断耐力はせん断補強筋量が多いほど増加する。
曲げ破壊およびせん断破壊について、載荷点の荷重－変形関係の概念図と終局状態の例を表1 に示す。曲げ破壊する場合は中央部で下端からひび割れが徐々に進展し、中央部で上端のコンクリートが圧壊して終局に至る。曲げ破壊では一般に急激な耐力低下は生じず、靱性に富んだ状態であるとされている。一方で、せん断破壊する場合は支持点から斜めにひび割れが生じ、急激に耐力が低下する脆性的な状態とされている。
表 1 終局状態と荷重－変形関係
終局状態

荷重－変形関係
荷重
最大荷重
主筋降伏

終局点

曲げ
ひび割れ発生

破壊

変形
荷重

最大荷重

せん断

ひび割れ発生破壊

変形

表中の写真は http://www.archi.tohoku.ac.jp/labs-pages/rehabi/class/rc_structure/5th.pdf より抜粋した。

2

3.

基礎スラブについて
基礎スラブの配筋例を図 3 に示す。基礎スラブの場合は、せん断補強筋が主要な壁との取り合い部近傍にしか配筋されていないことが多い。
板材に加わる力としては、図 4(a)の面内せん断力、同図(b)の面外曲げモーメントおよび面
外せん断力が設計で考慮される。
このうち基礎スラブの場合には、版厚が厚いために面内せん断力が問題となることは少なく、
図 4(b)の面外曲げモーメントおよび面外せん断力が設計的にクリティカルとなる。

格納容器

壁

主筋

せん断補強筋図 3 基礎スラブの配筋例

面外せん断力面内せん断力面外曲げﾓｰﾒﾝﾄ(a)面内せん断力(b)面外曲げモーメント
面外せん断力図 4 板材に加わる力3

資料「敷断 3-3-2 PWR 型原子炉建屋 副断層の変位に対する影響検討」の健全性評価結果から推察される、基礎スラブの状態の概念を図 5 に示す。
地盤が上がる側の基礎スラブにおいては、格納容器の脚部近傍で面外せん断が厳しくなっている。地盤が下がる側の基礎スラブにおいては、格納容器の脚部近傍で面外曲げが厳しく、当該部位の基礎スラブ下端では曲げひび割れが発生しているものと考えられる。

格納容器脚部

面外せん断が厳しい断面

面外曲げが厳しい断面

せん断ひび割れ曲げひび割れ地盤の変位

図 5 基礎スラブの状態の概念図

4４．耐震壁について
原子炉建屋の耐震壁は、図 6 のように地震力に抵抗する。このため面外力よりも面内せん
断力によるせん断破壊が支配的である。
図 7 には、耐震壁の破壊性状の概念図を示す。耐震壁の終局時変形（せん断ひずみ）は、ボックス壁の試験結果における最大せん断力発生時の面内せん断ひずみの平均値に対してばらつきを考慮し、標準偏差分を差し引いてせん断ひずみで 4/1000 としている。
また、面内せん断力と面外引抜力を同時に加えた試験結果をもとに、機器・配管に対する支持機能維持限界を、せん断ひずみで 2/1000 としている。
地震力

(a)

全体イメージ
図6(b)

耐震壁の配筋例

原子炉建屋の耐震壁

4/10002/1000
引抜力

(a)

終局時

(b)

支持機能維持限界

せん断力

2/1000(c)

せん断ひずみ4/1000復元力特性の概念(d)

図7

耐震壁の破壊性状

せん断破壊の例

図 7(d)は H23 国土交通省建築基準整備促進事業報告会資料(阪大ほか)より抜粋した

55

５．床スラブについて
一般的な床スラブは、スパンに対して板厚が薄いこと、および面内せん断力が小さいことから、面内せん断破壊および面外せん断破壊は生じにくい。このため、床スラブについては、
図 8 のような面外曲げ破壊が先行することになるが、曲げ破壊は先述したとおり、靱性が高く急激な耐力低下は生じにくい。
原子炉建屋は壁床構造であることから、一般的な床スラブは、耐震壁によって支持されている。このため、耐震壁が 4 節に示したような終局限界に到達しておらず、健全性が保たれている限りにおいては、床スラブが崩壊するような破壊は生じないと考えられる。

曲げひび割れ
圧壊

圧壊
曲げひび割れ図8

床スラブの破壊性状(面外曲げ破壊)

6
6

付録

D 断層変位による建物・構築物の挙動

D-2 断層変位による建物・構築物の試解析（BWR 建屋）

建屋直下の断層変位に対する建屋の影響評価を例として、BWR 型原子炉建屋を想定した試解析を行った。断層変位としては逆断層による縦ずれ変位を想定している。

付録 D-2
1.

断層変位による建物・構築物の試解析（BWR 建屋）

はじめに「8.建物・構築物の耐震安全性評価」に示した、解析手法の適用例として BWR 型
原子炉建屋を想定した試解析を実施した結果を示す。

2.

解析条件

(1)解析の概要
断層変位に対する建屋の影響評価例を示すため、BWR 型原子炉建屋を想定した試解析を実施する。解析条件を以下に示す。
解析法は静的大変形弾性解析とし、解析プログラムとして汎用有限要素コード「Abaqus Standard Ver6.12-3」を用いる。
地盤は均一の弾性地盤とし表 2-1 に示す Vs=500m/s,1500m/s の 2 ケース実施実施する。
（ポアソン比 0.4、重量密度 20.0kN/m3）。本資料では、ケース 1（Vs=500m/s）の解析結果速報を記載する。
建屋は弾塑性とし、コンクリートは損傷塑性コンクリート材料モデルを用い、鉄筋は弾完全塑性とする。なお、材料定数は実強度を想定して設定する。
断層変位は、傾斜角 60°の逆断層とし最大変位 30cm まで解析を実施する。
表 2-1 解析ケース
ケース名

せん断波速度 Vs [m/s]

ケース 1

500

ケース 2

1500

(2)解析モデル
建屋のサイズは 80ｍ×80ｍ 基礎版厚さ：5.5ｍ、建屋 2 層埋め込みとする。地盤モデルは、水平方向に 250ｍ×250ｍ、厚さ 150ｍの範囲をモデル化する。表 2-2 にモデル諸元を図 2-1～図 2-3 に建屋及び地盤モデル示す。
表 2-2 有限要素モデル諸元
部位

節点数

要素数

建屋

6,572

7,828

地盤

23,565

20,424

合計

30,13728,252

1

1

使用要素
3 次元シェル要素
3 次元はり要素
3 次元ソリッド要素

150.0[m]G.L. 0.0[m]G.L. －150.0[m]断層面250.0[m]250.0[m]図 2-1 有限要素モデル 全体鳥瞰図
G.L. 52.1[m]G.L. 0.0[m]G.L. －20.15[m]地盤は全ての範囲で均一地盤とする。

G.L. －150.0[m]
60°

断層面

図 2-2 有限要素モデル EW 断面図

G.L. 52.1[m]G.L. 34.1[m]G.L. －20.15[m]80.0[m]80.0[m]

図 2-3 有限要素モデル 建屋全体鳥瞰図
2

2

(3)材料条件
a.コンクリート
建屋コンクリートは、損傷塑性コンクリート材料モデルを用いる。設計基準強度
Fc=30N/mm2 を想定して材料諸元を設定した。
圧縮側構成則は、コンクリート標準示方書に準拠した。

s c = E0 K (e c - e p )E0 =・・・・・・・(2-1)

2 × fc・・・・・・・(2-2)

e peakìïæe æe ö öüï
K = expí- 0.73 c ç1 - expç - 1.25 c ÷ ÷ýçe peak çèe peak ÷ø ÷øï
ïî
è
þ
ìï
æ
e öüï
e p = e c - 2.86 × e peak í1 - expçç - 0.35 c ÷÷ýe peak øïþïîè

・・・・・・・(2-3)

・・・・・・・(2-4)

ただし、 e peak ：圧縮強度時ひずみ, e p ：塑性ひずみ, K ：弾性剛性残存率
・ 引張側構成則は、岡村、出雲の式に準拠した。

æ e pt ö÷s t = f t çç÷è et ø

e pt = 2

0.4

・・・・・・・(2-5)

ft
E0・・・・・・・(2-6)

ただし、 ft：引張強度(MPa)b.鉄筋
鉄筋の材質は SD345 とし、材料諸元を表 2-3 に示す。降伏後は公称応力－公称ひずみの関係で、完全弾塑性とする。
表 2-3 鉄筋の材料諸元
物性

単位

値

弾性係数

kN/m2

2.05×105

ポアソン比

-

0.3

重量密度

kN/m3

－（コンクリートに含む）

降伏応力

kN/m2

3.45×105c.地盤
地盤は均一材料とし、表 2-4 に示す材料特性をもつ弾性体として定義する。
表 2-4 地盤の材料諸元
せん断波速度(m/s)

ヤング係数(kN/m2)

ポアソン比

重量密度
(kN/m3)500

1.43×106

0.40

20.0

1500

1.28×107

0.40

20.0

3

3

(4)境界条件
a.自重ステップ
自重を作用させるステップでは、地盤の側面を鉛直ローラー支持、地盤の底面（G.L.
–150.0[m]）を鉛直方向固定とする。
b.地盤変位ステップ
地盤に変位を作用させるステップでは、地盤が変位する範囲以外の拘束は自重ステップのものを引き継ぐ。地盤が変位する範囲については、地盤底面、および東側側面に傾斜角
60 度方向に強制変位 30.0[cm]を作用させる。

東

西

東

西

30.0[cm](a) 自重ステップ(b) 地盤変位ステップ
図 2-4 境界条件

(5)荷重条件
以下に荷重条件を示す。
a.自重ステップ（1 回目）
地盤および建屋に自重を作用させる。この自重解析ステップでは、地盤および建屋は線
形材料、断層は固着条件として、微小変形解析を実施する。
b.断層剥離ステップ
自重解析が終了した段階で、次の地盤変位ステップでずれを生じる断層面の摩擦係数を 0として断層面に生じていたせん断力を解放する。
c.地盤変位ステップ
断層より東側の地盤外縁（底面と東側側面）に、傾斜角 60 度方向に+30.0[cm]（地盤を引き上げる逆断層方向）の強制変位を作用させる。
(6)接触条件
建屋－地盤間、および地盤同士の間に、接触条件を考慮する。ただし、地盤変位を作用させる前は固着条件、地盤変位を作用させる際は摩擦と付着を考慮しない接触条件とする。
4

4

3.

解析結果
ケース１（Vs500m/s）及びケース２（Vs1500m/s）の解析結果の変形図、接地圧、面外せん断応力、鉄筋の軸方向ひずみ及び曲げモーメントを次ページ以降に示す。
これらの解析結果から次のことが言える。
・面外せん断応力コンター図を図 3-9 及び図 4-9 に示す。建屋中央部に逆断層による断層変位を想定しているので建屋中央部の面外せん断力が大きい値となっている。
・面外せん断応力のケース１（Vs500m/s）とケース２（Vs1500m/s）の比較では、地盤の硬いケース２の方が、２～３割程度大きな値となった。ただし、いずれの場合も、面外せん断力の許容限界を超える値とはなっていなかった。
・鉄筋の軸方向ひずみを図 3-10～11 及び図 4-10～11 に示す。鉄筋のひずみはほぼ全域で弾性範囲となっていた。
以上の解析により、断層変位が 30cm 程度であれば、地盤～建屋一体解析が可能であることが確認された。また、断層変位による原子炉建屋の基礎スラブや耐震壁に生じる応力・変形の傾向を把握することができた。

5

5

6
地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-1 変形図 鳥瞰図（変形倍率 10 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-2 変形図 建屋中心断面図（変形倍率 10 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

地盤変位量 10.0[cm]時○ 変形図（倍率 10 倍）

6

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時77地盤変位量 20.0[cm]時

地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-4 変形図 基礎版側面図（変形倍率 10 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

図 3-3 変形図 基礎版鳥瞰図（変形倍率 10 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

8地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-5 変形図 鳥瞰図（変形倍率 100 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-6 変形図 建屋中心断面図（変形倍率 100 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

地盤変位量 10.0[cm]時○ 変形図（倍率 100 倍）

8

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

99地盤変位量 20.0[cm]時

地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-8 変形図 基礎版側面図（変形倍率 100 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

図 3-7 変形図 基礎版鳥瞰図（変形倍率 100 倍）＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

10

10

Max 673[kPa]Min -929[kPa]

地盤変位量 20.0[cm]時

Max 1276[kPa]

図 3-9 接地圧コンター図 ＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 20.0[cm]時

Min -1217[kPa]

地盤変位量 30.0[cm]時

Max 22767[kPa]

地盤変位量 30.0[cm]時

Max 1563[kPa]

図 3-10 X 方向平均面外せん断応力コンター図 ＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Min -535[kPa]

地盤変位量 10.0[cm]時

Max 6768[kPa]Max 14606[kPa]

11

11

Min -172.6[μ]Max 27.8[μ]地盤変位量 20.0[cm]時

Min -375.4[μ]Max 32.6[μ]Min -704.4[μ]地盤変位量 30.0[cm]時

Min -582.2[μ]Max 33.1[μ]地盤変位量 30.0[cm]時

Max 100.4[μ]図 3-12 基礎版下面側鉄筋（X 方向筋、放射筋）の軸方向ひずみコンター図 ＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Min -148.1[μ]Min -403.9[μ]地盤変位量 20.0[cm]時

Max 72.0[μ]図 3-11 基礎版上面側鉄筋（X 方向筋、放射筋）の軸方向ひずみコンター図 ＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Max 25.8[μ]

12

12

地盤変位量 20.0[cm]時

Min -18204[kN・m/m]

Max 36636[kN・m/m]

Min -22985[kN・m/m]

Max 53179[kN・m/m]

地盤変位量 30.0[cm]時

図 3-13 単位幅当たりの Y 軸回り曲げモーメントコンター図 ＜ケース 1：Vs=500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Min -9940[kN・m/m]

Max 13333[kN・m/m]

地盤変位量 10.0[cm]時

13地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-14 変形図 鳥瞰図（変形倍率 10 倍）＜ケース 2：Vs=1500m/s＞

地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-15 変形図 建屋中心断面図（変形倍率 10 倍）＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時○ 変形図（倍率 10 倍）

13

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

14

14

地盤変位量 20.0[cm]時

地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-17 変形図 基礎版側面図（変形倍率 10 倍）＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

図 3-16 変形図 基礎版鳥瞰図（変形倍率 10 倍）＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 20.0[cm]時

15地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-19 変形図 建屋中心断面図（変形倍率 100 倍）＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

図 3-18 変形図 鳥瞰図（変形倍率 100 倍）＜ケース 2：Vs=1500m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時○ 変形図（倍率 100 倍）

15

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

16

16

地盤変位量 20.0[cm]時

地盤変位量 20.0[cm]時

図 3-21 変形図 基礎版側面図（変形倍率 100 倍）＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

図 3-20 変形図 基礎版鳥瞰図（変形倍率 100 倍）＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

地盤変位量 30.0[cm]時

17

17

Max 2140[kPa]Min -1143[kPa]

地盤変位量 20.0[cm]時

Max 2071[kPa]

図 3-22 接地圧コンター図 ＜ケース 2：Vs=1500m/s＞

地盤変位量 20.0[cm]時

Max 53146[kPa]Max 74250[kPa]

地盤変位量 30.0[cm]時

Min -1462[kPa]

地盤変位量 30.0[cm]時

Max 2066[kPa]

図 3-23 X 方向平均面外せん断応力コンター図 ＜ケース 2：Vs=1500m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Min -1114[kPa]

地盤変位量 10.0[cm]時

Max 28831[kPa]

18

18

Min -627.4[μ]Max 42.2[μ]地盤変位量 20.0[cm]時

Min -1129.0[μ]Max 65.7[μ]Min -2053.9[μ]地盤変位量 30.0[cm]時

Min -1673.3[μ]Max 88.2[μ]地盤変位量 30.0[cm]時

Max 223.9[μ]図 3-25 基礎版下面側鉄筋（X 方向筋、放射筋）の軸方向ひずみコンター図 ＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Min -704.6[μ]Min -1290.7[μ]地盤変位量 20.0[cm]時

Max 138.5[μ]図 3-24 基礎版上面側鉄筋（X 方向筋、放射筋）の軸方向ひずみコンター図 ＜ケース 2：Vs=1500 m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Max 72.7[μ]

19

19

地盤変位量 20.0[cm]時

Min -27186[kN・m/m]

Max 60170[kN・m/m]
Max 80289[kN・m/m]

地盤変位量 30.0[cm]時

Min -32683[kN・m/m]

図 3-26 単位幅当たりの Y 軸回り曲げモーメントコンター図 ＜ケース 2：Vs=1500m/s＞

地盤変位量 10.0[cm]時

Min -25157[kN・m/m]

Max 52278[kN・m/m]

付録

D 断層変位による建物・構築物の挙動

D-3 断層変位による建物・構築物の試解析（PWR 建屋）

建屋直下の断層変位に対する建屋の影響評価を例として、PWR 型原子炉建屋を想定した試解析を行った。断層変位としては正断層による縦ずれ変位を想定している。

付録 D-3

断層変位による建物・構築物の試解析（PWR 建屋）

1. 検討条件
断層変位に対する建屋の影響評価例を示すため、PWR 型原子炉建屋を想定した試解析を実施する。断層の変位を与える位置としては、下記に示すような原子炉建屋基礎版の位置に縦ずれを想定し、鉄筋コンクリート部材の弾塑性を考慮した非線形解析モデルによる構造健全性評
価を検討する。
PN
縦ずれ断層

原子炉建屋

原子炉建屋
縦ずれ断層

平面図

断面図

図1

原子炉建屋直下の副断層位置

2. 検討方法（1）検討方針
原子炉建屋直下の副断層に変位が生じた場合を想定し、鉄筋コンクリート部材の弾塑性を考慮した 3 次元静的 FEM 解析により建屋構造健全性に与える影響を検討する。本検討では上下方向の変位量をパラメータとし、図 1 に示す基礎応答への影響の大きい（北側が低くなり、南側が高くなる）ケースを実施する。なお、断層変位の想定変位量としては、本文「6 章 6.1.2 地
表地震断層のデータ整理」の結果より、30cm とした。
本検討では、基礎版・耐震壁の構造健全性評価を以下の指標によることとする。
表1
部位
基礎版

耐震壁

基礎版・耐震壁の構造健全性評価の指標
判断の指標
曲げ
鉄筋の引張ひずみ：5,000μ
コンクリートの圧縮ひずみ ：3,000μ
面外せん断
荒川(mean)式によるせん断耐力との比較
面内せん断
耐震壁の面内せん断ひずみ ：4,000μ（2）解析モデル
検討対象の PWR 型原子炉建屋は、NS 方向 80m×EW 方向 75m、基礎版厚 8m とする。解析モデルは基礎版をソリッド要素、上部建屋（RE/B・PCCV・I/C）を積層シェル要素でモデル化
し、地盤をウィンクラーばね要素（振動アドミッタンス理論に基づく地盤ばねを基礎版節点の支配面積に応じて配分した離散化ばね（3 方向）「参考資料」参照。）とした 3 次元 FEM モデルとする。なお、基礎版と地盤の間には圧縮時のみに剛性を有するジョイント要素を設け、副断層に想定する上下変位量を地盤モデル下端に与えることで、副断層に変位が生じた場合の影響を考慮する。図 2 に原子炉建屋 FEM 解析モデルを示す。

1
-1-

75m
80m

PN

a. 全体図PN

b. 断面図（東側半分のみを表示）
図2

原子炉建屋 FEM 解析モデル

2-2-

（3）材料条件
a. コンクリート材料
コンクリート材料の物性値を表 2-1、非線形特性を表 2-2 に示す。
表 2-1 コンクリートの物性値
圧縮強度
弾性係数
ポアソン比
2
（N/mm2）（kN/m ）
41.2
0.2
2.83×107
23.5
0.2
2.26×107

部位
PCCV
一般部

表 2-2

引張強度
（N/mm2）2.01
1.52

コンクリートの非線形特性

非線形特性

PCCV

一般部

テンションスティフニング特性
圧縮応力－ひずみ曲線
圧縮軟化域特性ひび割れ後のせん断伝達特性

長沼・山口のモデル
修正 Ahmad モデル
修正 Ahmad モデル
長沼の提案モデル

出雲らのモデル
修正 Ahmad モデル
修正 Ahmad モデル
Al-Mahaidi モデル

b. 鋼材
PCCV のテンドン及び鉄筋の物性値を解析モデルは基礎版をソリッド要素、上部建屋（RE/B・PCCV・I/C）を表 3 に示す。鋼材の非線形特性は完全弾塑性とする。

部位
PCCV テンドン
PCCV
鉄筋
一般部

表 3 鋼材の物性値
弾性係数
降伏点応力
ポアソン比
（kN/m2）（N/mm2）
1,420
0.3
1.96×1088390
0.3
2.05×108390
0.3
2.05×10

引張強度（N/mm2）
1,420
390
390

c. 地盤
地盤の物性値を表 4 に示す。Vs=1600m/s の一様地盤とする。

部位
支持岩盤

表 4 地盤物性値
弾性係数
Vs
(m/s)
（kN/m2）1,600
1.70×107

3
-3-

ポアソン比
0.38

3. 検討結果
全体モデル変形図を図 3-1、基礎版接地図を図 3-2 に示す。
図 3-1 に示すように、本検討では建屋直下の南西に位置する副断層を境に、30 ㎝縦ずれ変位した場合を想定して解析を実施した。
図 3-2 に示すように、基礎版は副断層線と北東角の領域を支持点とした単純ばりのような状
況となっている。
基礎版の曲げモーメント・面外せん断力図を図 3-3 に示す。
これらより、曲げモーメントは副断層線と北東角の領域の間の領域、面外せん断力は副断層
線と北東角の基礎版支持点近傍で大きくなっていることがわかる。
図 3-4 に基礎版上端及び下端のひずみコンター図を、図 3-5 に面外せん断検定図を示す。
図 3-4 より、大部分の領域の軸ひずみは 1000μ以下、また、最も厳しい箇所においても 2000
μ以下であり、基礎版は、鉄筋、コンクリート共に、曲げに対して許容範囲にあることが確認できる。
図 3-5 より、面外せん断については、副断層線及び北東角の基礎版支持点に沿って面外せん
断耐力を超える箇所が見られる。
図 3-6 に耐震壁の面内せん断力・面内せん断ひずみコンター図を示す。
これより、南側の東西方向の耐震壁にひずみの大きい箇所が見られるものの、終局状態である 4000μは下回る結果となっている。

4-4-

副断層位置PN
PN

図 3-1(1)全体モデル変形図(スケール:10 倍)

副断層位置

30cm

PN

図 3-1(2)基礎版地盤側変形図(スケール:10 倍)(強制変位 30cm 時)

5-5-副断層位置PN：接地している領域を示す

副断層位置

PN

図 3-2

基礎版接地図(接地率：17.7%)(強制変位 30cm 時)

6
-6-

7

面外
せん断力
(kN/m)

曲げモーメント(kNm/m)

位置

副断層位置

副断層位置

図 3-3

NS 方向

-7-

基礎版の曲げモーメント・面外せん断力図

PN

PN

副断層位置

副断層位置

EW 方向

PN

PN

8

B/M 下端B/M 上端

位置

NS 方向

図 3-4

PN

軸
ひ
ず
み
の
許
容
範
囲

-8-

基礎版上端及び下端のひずみコンター図

副断層位置

PN

副断層位置

軸
ひ
ず
み
の
許
容
範
囲

副断層位置

PN

副断層位置

PN

EW 方向

軸
ひ
ず
み
の
許
容
範
囲

軸
ひ
ず
み
の
許
容
範
囲

面外せん断力
面外せん断耐力

副断層位置

PN(a)NS 方向

面外せん断力面外せん断耐力

副断層位置(b)EW 方向
図 3-5

基礎版の面外せん断検定図

9
9

PN

10

下層

上層

位置

PN

PN

-6000

-4000

-2000

0

2000

4000

6000

-6000

-4000

-2000

0

2000

4000

6000

- 10 -

副断層位置

PN

副断層位置

PN

面内せん断ひずみ

図 3-6 耐震壁の面内せん断力・面内せん断ひずみコンター図

副断層位置

副断層位置

面内せん断力(kN/m)

面
内
せ
ん
断
ひ
ず
み
の
許
容
範
囲

面
内
せ
ん
断
ひ
ず
み
の
許
容
範
囲

D-3 参考資料
参考資料 断層変位評価おける地盤ばねの検討-地盤をウィンクラーばねと FEM でモデル化した場合の建屋応力解析結果の比較1. 検討条件
断層変位による建屋応力解析を行うにあたって、地盤をウィンクラーばね（振動アド
ミッタンス理論に基づく地盤ばねを基礎版節点の支配面積に応じて配分した離散化ばね（3 方向））とした場合と 3 次元 FEM モデルとした場合の建屋応力解析結果に与える影響を検討した。
なお、検討対象建屋は PWR 4-Loop 型原子炉建屋で弾性とし、原子炉建屋直下に下記のような副断層を仮定した。

PN

原子炉建屋

縦ずれ断層

原子炉建屋
縦ずれ断層

平面図

断面図

断層変位：20 ㎝ (縦ずれ)11112. 地盤 FEM モデル
地盤モデル図を図 1 に示す。地盤モデルは NS 方向 250m×EW 方向 250m×深さ方向
150m としソリッド要素でモデル化した。地盤モデルの側方境界条件は面に対して垂直方向の並進自由度を拘束し、断層変位は底面境界から入力した。また、基礎版と地盤の間には圧縮時のみに剛性を有するジョイント要素を設け、副断層に変位が生じた場合の影響を考慮した。
地盤の物性値を表 1 に示す。Vs=1600m/s の一様地盤とした。

X方向並進拘束
Y方向並進拘束

副断層

150m

最下面図

最下面図
Y方向並進拘束X方向並進拘束250m
250m

Z方向並進拘束PN

図1

地盤モデル図 (NS×EW×深さ=250m×250m×150m)
表 1 地盤物性値

部位
支持岩盤

Vs

弾性係数

(m/s)

（kN/m2）1,600

1.70×107

12
12

ポアソン比
0.38

3. 検討結果
FEM 解析結果として変形図、接地圧図の比較を図 2、基礎版の曲げモーメント図、面外せん断力図の比較を図 3 及び図 4 に示す。
これらの比較より、地盤をウィンクラーばねでモデル化した場合の解析結果と FEM でモデル化した場合の基礎版の変形、接地圧分布、及び応力の評価結果に大差はなく、いずれのモデル化により解析を行っても問題ないことを確認した。

13
13

地盤ウィンクラー

地盤ソリッド
PN
PN

変
形

PN

PN
(スケール：10 倍)(スケール：10 倍)

接
地
圧

副断層位置

副断層位置
PN

PN

図 2 基礎版変形図・接地圧分布図（変位量 20cm）

1414(単位:kNm/m)
地盤ウィンクラー

地盤ソリッド

PN

PN

MX
副断層位置

副断層位置

PN

PN

MY
副断層位置

副断層位置

図 3 基礎版曲げモーメント図（変位量 20cm）(単位:kN/m)
地盤ウィンクラー

地盤ソリッド
PN

PN

QX
副断層位置

副断層位置

PN

PN

QY
副断層位置

副断層位置

図 4 基礎版面外せん断力図（変位量 20cm）
15
15

付録

E 機器配管系の耐変位安全性

E-１ 建物・構築物の傾斜、変形による設備影響の概要

敷地内断層変位による建物・構築物の傾斜、変形及びそられに伴う建物・構築物間に生じる相対変位に対して、機器・配管系の耐変位評価手法を検討に当たって、BWR、
PWR それぞれの代表設備ごとの概略構造と影響評価法の概要を取りまとめた。

1

設備(1) ＢＷＲ

静的機器

概略構造

影響小*1

傾斜

・強制変位による応力(3)評価項目（構造強度評価）

・支持部（原子炉圧力容器支持スカート）(2)評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1)評価条件

影響小*2（評価が必要な場合は以下に従う。
）

変形影響評価法の概要*2：原子炉圧力容器支持スカートは、原子炉本体基礎に支持されているため、建屋変形の影響は軽微と考えられる。

*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

（ＢＷＲ）

炉内構造物

及び

原子炉容器

1.

建物・構築物の傾斜、変形等による設備影響の概要（付録 E-1）敷地内断層変位に対する機器・配管系の耐変位安全性

1

2

概略構造

主蒸 気系配管

給 水系配管

影響小*1

影響小*1

傾斜

・強制変位によるひずみ、応力(3)評価項目（構造強度評価）

・ R/B～T/B 間の渡り配管貫通部

・ ライナ部*2(2)評価部位

・R/B～T/B 間の渡り配管の反力

・建屋変形によるライナプレートへの強制変位(1)評価条件

・強制変位によるひずみ、応力(3)評価項目（構造強度評価）

・ ＰＣＶライナ*2・ ＰＣＶ基部(2) 評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1) 評価条件*2：ライナ部は建屋の変形に追随すると考えられるため、建屋変形による影響は軽微と考えられる。

変形

影響評価法の概要*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

（ＡＢＷＲ）

容器

原子炉格納

（ＢＷＲ）

容器

原子炉格納

設備／施設

2

3

設備

(2) ＰＷＲ
概略構造

影響小*1

傾斜

強制変位による応力・支持部(3)評価項目（構造強度評価）

・支持部（原子炉容器出入口ノズルまたは支持構造物）(2)評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1)評価条件

影響小*2（評価が必要な場合は以下に従う。
）

変形影響評価法の概要*2：原子炉容器出入口ノズルおよび支持構造物は、基礎に支持されているため、建屋変形の影響は軽微と考えられる。

*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

（ＰＷＲ）

クラス１機器

3

4

概略構造

影響小*1

傾斜

・強制変位によるひずみ、応力(3)評価項目（構造強度評価）

・ ＰＣＣＶ支持系

・ ＰＣＣＶ基部

・ ライナプレート及びライナアンカ(2)評価部位

・建屋変形によるＰＣＣＶ支持部への強制変位(1)評価条件

変形

影響評価法の概要*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

（ＰＷＲ）

容器

原子炉格納

設備／施設

4

5

間の渡り配管建物・構築物

ＰＷＲの例

余熱除去配管(3) ＢＷＲ，ＰＷＲ共通

設備／施設

5

概略構造

・強制変位によるひずみ、応力(3)評価項目（構造強度評価）

・配管サポート・定着部

・配管本体(2)評価部位

・配管支持点間に作用する相対変位(1)評価条件

建物・構築物間の相対変位影響評価法の概要

6

概略構造

影響小*1

傾斜

・強制変位による応力(3)評価項目（構造強度評価）

・支持部（基礎ボルト、支持スカート、支持脚等）(2)評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1)評価条件

影響小*2（評価が必要な場合は以下に従う。
）

変形影響評価法の概要*2：同一基礎上に設置された支持点距離の比較的短い設備は、建物・構築物の変形による影響は軽微と考えられる。

*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

熱交換器

タンク

設備／施設

6

(1) ＢＷＲ

動的機器

7

概略構造
影響小*2

影響小*1（評価が必要な場合は以下に従集合体の相対変位とする。
）

を実施した形式と類似の場合は、燃料・制御棒挿入時間（ただし、振動試験(3)評価項目（構造強度評価）

・制御棒挿入性(2)評価部位

集合体の相対変位）

・傾斜による燃料集合体のたわみ（燃料(1)評価条件う）

変形*2：原子炉圧力容器内の設備であり、建屋変形の影響を直接受けない。

影響評価法の概要
傾斜*1：傾斜により燃料集合体の相対変位が微増するが、既存の耐震設計で考慮している相対変位に比べて無視できるレベル（ＢＷＲ）

制御棒挿入性

設備／施設

2.

7

8

設備／施設

(2) ＰＷＲ（ＰＷＲ）

計装制御系統設備

8

概略構造

制御棒駆動装置

駆動装置,制御棒クラス
タ案内管,燃料集合体）(3)評価項目（構造強度評

動装置,制御棒クラスタ
案内管,燃料集合体）(3)評価項目（構造強度評

・挿入経路機器の傾斜を考慮した鉛直方向（上向き）の挿入抗力・挿入経路機器の傾斜を考慮した鉛直方向（上向き）の挿入抗力

価）

・制御棒挿入性（制御棒・制御棒挿入性（制御棒駆価）(2)評価部位(2)評価部位

原子炉容器傾斜・支持部強制変位による・支持部強制変位による原子炉容器傾斜(1)評価条件

変形(1)評価条件傾斜

影響評価法の概要

9(3) ＢＷＲ、ＰＷＲ共通

概略構造

影響小*1

傾斜

・強制変位による応力及び荷重(3)評価項目・JEAC4601-2008 に示された基本評価項目*2(2)評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1)評価条件

変形

影響評価法の概要（基礎ボルト、取付ボルト、ディスチャージケーシング、バレル、ストッパ、コラム、軸受、軸、冷却水配管、メカニカルシール熱交換器、電動機）*2：地震時に生じる可能性のある異常現象の要因分析に基づいて動的機能維持の評価項目として選定されたもの。

*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

立形ポンプ

設備／施設

9

10

横形ポンプ

設備／施設

横形単段遠心式ポンプの例

支持脚

概略構造

影響小*1

傾斜

・強制変位による応力及び荷重(3)評価項目・JEAC4601-2008 に示された基本評価項目*3(2)評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1)評価条件

影響小*2(評価が必要な場合は以下に従う)

変形

影響評価法の概要（基礎ボルト、支持脚、ケーシングノズル部、軸受、軸、ライナリング部、メカニカルシール、冷却水配管、軸継手、電動機）*3：地震時に生じる可能性のある異常現象の要因分析に基づいて動的機能維持の評価項目として選定されたもの。

*2：同一基礎台上に設置された支持点距離の比較的短い設備は、建物・構築物の変形による影響は軽微と考えられる。

*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

10

11

発電機

ディーゼル

非常用

設備／施設

ディーゼル機関発電機

概略構造

フライホイール

影響小*1

傾斜・強制変位による応力及び荷重(3)評価項目・JEAC4601-2008 に示された基本評価項目*3(2)評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1)評価条件

影響小*2(評価が必要な場合は以下に従う)

変形

影響評価法の概要*3：地震時に生じる可能性のある異常現象の要因分析に基づいて動的機能維持の評価項目として選定されたもの。

*2：同一基礎台上に設置された支持点距離の比較的短い設備は、建物・構築物の変形による影響は軽微と考えられる。

*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

11

12

電気盤

設備／施設

概略構造

影響小*1

傾斜

・強制変位による応力(3)評価項目（構造強度評価）

・支持部（基礎ボルト、チャンネルベース等）(2)評価部位

・建屋変形による支持部への強制変位(1)評価条件

影響小*2（評価が必要な場合は以下に従う。
）

変形影響評価法の概要*2：同一基礎上に設置された支持点距離の比較的短い設備は、建物・構築物の変形による影響は軽微と考えられる。

*1：傾斜により転倒モーメント、せん断力が微増するが、既存の耐震設計で考慮している地震力に比べて無視できるレベル。

12

付録

E 機器配管系の耐変位安全性

E-2 建屋間相対変位が及ぼす渡り配管の影響試解析例

断層変位に伴い建屋間に相対変位が生じることを想定し、建屋間の渡り配管への影響評価のための試解析を行った。

（付録 E-2）敷地内断層の変位による配管への影響の評価結果概要（1／3）

1. はじめに
原子炉補助建屋(AB)または原子炉建屋(RB)の敷地内で断層変位が生じることを想定する場
合、建屋が傾くことにより建屋間に相対変位が発生し、渡り配管へ影響することが考えられる。
本資料では敷地内断層の変位による配管への影響の評価結果(サンプル)を紹介する。

2. 入力する建屋間相対変位の設定想定される敷地内断層変位モードのうち、配管への影響が最も大きい変位モードでの最大変位を評価に用いた。（敷地内断層変位は 300mm を想定）

≪建屋間相対変位≫ X：-123.16mm、 Y：108.75mm、 Z：203.18mm
建屋端部

建屋間相対変位
（mm）
+0.14
+0.12
+203.49-123.16-108.75+203.18-122.87-108.49
+0.32
+0.43
+0.38
±0

変位方向
X
Y
Z
X
Y
Z
X
Y
Z
X
Y
Z

A

B

C

D

B

A
敷地内断層の想定位置

C

D(敷地内断層の変位モード)※わかり易さのため変位量を拡大している。

3. 敷地内断層の変位を考慮した簡易弾塑性疲れ評価
敷地内断層の変位を想定した機器・配管設備の設計規格基準はないが、相対変位の影響に対する配管の評価手法は既往の規格基準に規定されている。これらを準用し、評価を実施した。

＜配管解析モデル＞

RB
AB

・

a
b
c

各貫通ラインにおいて最も応力が厳しい箇所
AB-RB 建屋貫通部

（付録 E-2）敷地内断層の変位による配管への影響の評価結果概要（2／3）
【地震動による疲れ累積係数】


既往の規格・基準に基づき疲れ累積係数を評価する。

【敷地内断層変位による疲れ累積係数】
 変位が一方向へ進行する静的なものと想定可能な場合は、低サイクル疲労破壊は生じな
いため、疲れ累積係数の評価も不要である。
 変位が一定の繰り返し回数を有すると想定される場合は、地震動による方法と同様に、変位による疲れ累積係数の評価を行う。

＜評価フロー＞
敷地内断層変位*1

地震動
静的解析+動的解析(弾性)･解析モデル：3 次元梁モデル･地震波 ：時刻歴 Ss 地震波･減衰定数 ：2.0% (配管区分Ⅰ、保温材無)静的解析(弾性)･解析モデル：3 次元梁モデル (地震動用と同一)･入力変位 ：2.項を参照

Ke を考慮した応力強さの計算

Ke を考慮した応力強さの計算

S-N 線図を用いた疲れ累積係数の計算

S-N 線図を用いた疲れ累積係数の計算

疲れ累積係数の合算

Σ疲れ累積係数≦1.0
敷地内断層の変位による相対変位、地震荷重、自重、内圧を考慮した疲れ累積係数

終了*1：変位が一方向へ進行する静的なものと想定される場合（右図）は、敷地内断層変位による疲れ累積係数の評価は不要である。
（今回は保守的に断層変位が一定の繰り返し回数を有すると想定した疲れ累積係数の評価を行い、地震動による疲れ累積係
数を評価する際の疲労寿命へ影響ないことを確認した。
）

ひずみ(応力）ひずみ

時刻

地震動によるひずみ(応力)時刻歴

時刻

断層変位によるひずみ時刻歴＜適用基準＞(1)「原子力発電所耐震設計技術指針」(日本電気協会 JEAG4601-1991_追補版)(一部の評価条件は、「原子力発電所耐震設計技術規程」(JEAC4601-2008)に基づく。)(2)「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」(日本機械学会 JSME S NC1-2005/2007)

（付録 E-2）敷地内断層の変位による配管への影響の評価結果概要（3／3）＜評価結果＞【変位が一方向へ進行する静的なものと想定可能な場合】地震動による

敷地内断層変位による疲れ累積係数

疲れ累積係数a0.00000-

0.00000b0.01439-0.01439c

0.00000-

0.00000

評価部位Σ疲れ累積係数

許容値

1.0【変位が一定の繰り返し回数を有すると想定される場合】
地震動による

敷地内断層変位による疲れ累積係数

疲れ累積係数*1a0.00000

0.03115

0.03115b0.014390.05725

0.07164c

0.00000

0.009190.00919

評価部位Σ疲れ累積係数

許容値

1.0*1：変位による繰り返し回数を１回と想定Σ疲れ累積係数が 1.0 以下であることを確認した。

以

上

付録

F 敷地内断層に関する海外の基準、指針

について
敷地内断層変位に関連する海外の関連基準として、米国 NRC および IAEA の関連基
準における記載内容を調査した結果を以下に取りまとめた。米国 NRC の関連基準は10CFR、Regulatory Guide、Standard Review Plan (SRP)、IAEA の関連基準
は SAFETY REQUIREMENTS, Specific Safety Guide, Safety Guide である。

付録 F．断層変位に関する海外の基準等について
敷地内断層変位に関連する海外の関連基準として，米国 NRC，IAEA の関連基準について記載内容を調査した結果を以下に取りまとめた。米国 NRC の関連基準は 10CFR、
Regulatory Guide 、 Standard Review Plan (SRP) 、 IAEA の 関 連 基 準 は SAFETYREQUIREMENTS, Specific Safety Guide, Safety Guide である。
1．米国 NRC の基準
1-1. NRC の主な規制ベース文書
米国 NRC の規制ベース文書の主なものとして、NRC が作成する連邦規則 10CFR、規則を補足する具体的な指針である Regulatory Guide、審査の要領を示した Standard
Review Plan (SRP)がある。
①10CFR
CFR(Code of Federal Regulation)は連邦行政機関が作成する規制文書の最も基本的なものであり、法的強制力を有する。CFR の前の数字 10 はエネルギー関係の規則を意味している。
10CFR のうち NRC の規則は part0 から 199 まであり、例えば part50 は、10CFR50というように表記される。
②Regulatory Guide
10CFR の規則への適合に関する NRC の具体的な見解，すなわち，規制要件の解釈や容認される例を示した指針。Regulatory Guide には法的強制力は無く，Regulatory Guideの例と異なるものでも容認されうる。
③Standard Review Plan（SRP）
主な SRP は，原子力発電所の建設許可申請時，運転認可申請時等に申請者が NRC に提出する安全解析書（SAR）を NRC スタッフが審査する際の手順，許容基準等をまとめたものである。
以下では，10CFR，REGULATORY GUIDE および Standard Review Plan の断層変位についての記載内容を紹介する。
1-2. 10CFR50 (Appendix S)
Part50DOMESTIC

LICENSING

OF

PRODUCTIONAND

UTILIZATIONFACILITIES （ 生 産 ， 利 用 施 設 の 認 可 ） の Appendix S to Part50 － Earthquake
Engineering Criteria for Nuclear Power Plants に surface deformation（地表変形）関連する記述として、以下のものがある。

1III. Definitions（定義）-------------------------------------------------------------中略

Structures, systems, and components required to withstand the effects of thesafe-shutdown earthquake ground motion or surface deformation are thosenecessary to assure（地震や地表変形の影響に耐えることが要求される SSC（構築物・系統・機器）が確保することが必要な機能についての定義）(1) The integrity of the reactor coolant pressure boundary;（原子炉冷却材圧力バウンダリの保全）(2) The capability to shut down the reactor and maintain it in a safe-shutdown
condition;（原子炉停止および安全停止状態維持能力）(3) The capability to prevent or mitigate the consequences of accidents that
could result in potential offsite exposures comparable to the guideline
exposures of § 50.34(a)(1).（敷地外の被曝レベルの防止または低減）とあり、surface deformation は以下のように定義されている。

Surface deformation is distortion of geologic strata at or near the groundsurface by the processes of folding or faulting as a result of various earth
forces. Tectonic surface deformation is associated with earthquake processes.
（地表若しくは地表近くの地層の“ゆがみ”で褶曲や断層変位によって生じるもの。テクトニックな地表変形は地震に関連して生じる。）-------------------------------------------------------------中略
IV. Application To Engineering Design（工学設計への適用）
以下の部分は後述の 10CFR100.23（セクション 23）に応じた内容である。
-------------------------------------------------------------中略(b) Surface Deformation. The potential for surface deformation must be taken
into account in the design of the nuclear power plant by providing reasonableassurance that in the event of deformation, certain structures, systems, andcomponents will remain functional.
（設計時の地表変形の可能性の考慮の必要性。地表変形が生じた場合に特定のSSC が機能を維持していることを設計で保証する必要がある。）
In addition to surface deformation induced loads, the design of safety features
must take into account seismic loads and applicable concurrent functional andaccident-induced loads. The design provisions for surface deformation must be
based on its postulated occurrence in any direction and azimuth and under2

any part of the nuclear power plant, unless evidence indicates thisassumption is not appropriate, and must take into account the estimated rate
at which the surface deformation may occur.（地表変形によって生じる荷重のほ
かに地震荷重やその他の荷重を考慮しなければならない。地表変形に対する設計上の対策は、地表変形がプラント直下で生じる位置、地表変形の方位、地表変形が生じる向きがどの様なものであってもそれらの前提条件に対して対策はとられなければならない。（この前提条件が妥当でないという明確な根拠がある場合はこの限りではない。）また，地表変形の発生頻度も考慮しなければならない。）■プラント直下に地表変形が生じる可能性がある場合、所定の SSC の機能維持や工学的な設計による対策が必要である旨が述べられている。
1.3 10CFR100.23
10CFR100.23 §23 Geologic and seismic siting criteria. （地質および地震についての立地基準）には断層変位に関する以下の記載がある。
(d) Geologic and seismic siting factors. （地質および地震に関する立地要因）(2) Determination of the potential for surface tectonic and nontectonic
deformations.
Sufficient geological, seismological, and geophysical data must be provided toclearly establish whether there is a potential for surface deformation.（構造的もしくは非構造的な地表変形の可能性についての判定。地表変形の可能性について確証するためには地質学的、地震学的、地球物理学的なデータを十分に揃えなければならない。）■地表変形についての記載があるが、地表変形の可能性のある敷地の適不適については言及されていない。
1.4 10CFR 100 (Appendix A)
PART 100-REACTOR SITE CRITERIA（原子炉立地基準）の Appendix A to Part100
SEISMIC AND GEOLOGIC SITING CRITERIA FOR NUCLEAR POWER PLANTS（地質および地震についての立地基準）に地表断層についての記載がある。
V. Seismic and Geologic Design Basis(b) Determination of Need to Design for Surface Faulting.（地表断層に対する設計の必要性の判定）
原子炉に影響を及ぼす可能性のある地表断層の調査範囲についての記載がある。

3

VI. Application to Engineering Design（工学設計への適用）(b) Surface Faulting.
(1) If the nuclear power plant is to be located within the zone requiring
detailed faulting investigation, a detailed investigation of the regional andlocal geologic and seismic characteristics of the site shall be carried out todetermine the need to take into account surface faulting in the design of thenuclear power plant. Where it is determined that surface faulting need not betaken into account, sufficient data to clearly justify the determination shall bepresented in the license application.
（詳細調査を必要とする領域に原子炉が設置されることになれば，地表断層の影
響を設計で考慮する必要性があるかどうかを判断するために，詳細な調査を行う。）(2) Where it is determined that surface faulting must be taken into account,
the applicant shall, in establishing the design basis for surface faulting on asite take into account evidence concerning the regional and local geologic andseismic characteristics of the site and from any other relevant data.（地表断層を考慮すべきと判定された場合には，設計用の地表断層を設定する為の各種エビデンスを考慮しなければならない。）(3) The design basis for surface faulting shall be taken into account in thedesign of the nuclear power plant by providing reasonable assurance that in
the event of such displacement during faulting certain structures, systems,
and components will remain functional. These structures, systems, andcomponents are those necessary to assure (i) the integrity of the reactor
coolant pressure boundary, (ii) the capability to shut down the reactor andmaintain it in a safe shutdown condition, or (iii) the capability to prevent or
mitigate the consequences of accidents which could result in potential offsite
exposures comparable to the guideline exposures of this part. （設計で考慮す
る断層変位に対して，構造物，系統，機器は以下の機能維持，すなわち，(i)原子炉冷却材圧力バウンダリの保全，(ii)原子炉停止および安全停止状態維持能力，(iii)
敷地外の被爆レベルの防止または低減）を確保。
In addition to seismic loads, including aftershocks, applicable concurrent
functional and accident-induced loads shall be taken into account in thedesign of such safety features. The design provisions shall be based on anassumption that the design basis for surface faulting can occur in any
4direction and azimuth and under any part of the nuclear power plant unlessevidence indicates this assumption is not appropriate, and shall take into
account the estimated rate at which the surface faulting may occur（地表断層の方角，変位の方向，プラント直下発生場所がどのようなものでもあり得るという前提の下で設計上の対策を考慮する）。
この記述は 10CFR Part50 Appendix S の記述とほぼ同じ。ただし，10CFR
Part50 では” surface deformation（地表変形）”，ここでは” surface faulting（地表断層）”となっている。
■設計で考慮する地表断層、地表断層に対する設計上の対策に当たっての留意点について記載されている。
1.5 Regulatory Guide 1.208
Regulatory Guide 1.208 A PERFORMANCE-BASED APPROACH TO DEFINE THE
SITE-SPECIFIC EARTHQUAKE GROUND MOTION の付録 C に地表断層に関する記述がある。Regulatory Guide 1.208 は Regulatory Guide 1.165 に替わるものである。
Appendix C / C.2. Investigations To Evaluate Seismic Sources /C.2.4
Surface-Fault Rupture and Associated Deformation at the Site（サイトにおける地表断層とそれに伴う変形）
C.2.4 Surface-Fault Rupture and Associated Deformation at the Site（サイトにおける地表断層とそれに伴う変形）“Sites that have a potential for fault rupture at or near the ground surface andassociated deformation should be avoided. Where it is determined that surface
deformation need not be taken into account, sufficient data or detailed studies
to reasonably support the determination should be presented.”（ 地表断層や地表変形の可能性がある場所での立地は避けるべきである．地表変形を考慮する必要がないとする場合には，その見解を支持する十分なデータと詳細な検討を示す必要がある．）-------------------------------------------------------------中略“The potential for surface fault rupture should be characterized by evaluating(1) the location and geometry of faults relative to the site, (2) the nature andamount of displacement (sense of slip, cumulative slip, slip per event, andnature and extent of related folding and/or secondary faulting), and (3) the5likelihood of displacement during some future period of concern (recurrence
interval, slip rate, and elapsed time since the most recent displacement).”“（地表断層発生の可能性は以下の項目を評価することで特徴づけられるべきである．(1) 断層の位置と向き(2)変位量の特徴（変位の方向，累積変位量，一回の変位量，褶曲や副断層の性質や範囲）(3)一定期間内における変位の可能性（活動周期，変位速度，最新の活動からの経過時間など））-------------------------------------------------------------中略
Both non-tectonic and tectonic deformation can pose a substantial hazard to anuclear power plant, but there are likely to be differences in the approaches
used to resolve the issues raised by the two types of phenomena. Therefore,
non-tectonic deformation should be distinguished from tectonic deformation ata site.（tectonic と non-tectonic の地表変形の双方とも原子力発電所へのハザー
ド要因となりうるが，問題解決のアプローチが両者に対して異なるので tectonicと non-tectonic の変形を区別すべき。）In past nuclear power plant licensing
activities, surface displacements caused by phenomena other than tectonic
phenomena have been confused with tectonically induced faulting. （これまでの許認可活動では両者は混同されてきた。）Nontectonic structures are thosefound in karst terrain and those resulting from growth faulting. The nature offaults related to collapse features can usually be defined through geotechnicalinvestigations and can either be avoided or, if feasible, adequate engineering
fixes can be provided.（collapse features に関連した断層は地盤工学的な調査で明確にすることができ，回避または工学的な対応が可能な場合もある。）■ 地 表 断 層 や 地 表 変 形 の 可 能 性 が あ る サ イ ト で の 立 地 は 避 け る べ き 。 techtonic とnontechtonic な現象に起因するものを区別すべきであると記載。
1.6 STANDARD REVIEW PLAN
STANDARD REVIEW PLAN に地表断層について以下の記載がある。
2.5.3 SURFACE FAULTING（地表断層）(Rev.4-March2007)
III. REVIEW PROCEDURES
2. Geologic Evidence, or Absence of Evidence, for Surface Deformation.（地表
変形に対する地質学的な証拠の有無）
The reviewer evaluates geologic evidence, or the lack thereof, for surface
deformation by first determining, through a literature search and comparison
with the applicant's data, that all evidence of tectonic deformation (e.g., fault
6offset) identified in the literature has been considered by the applicant. （レビューアは地表変位についての地質学的証拠の有無についての評価を行う。文献で識別されている tectonic の変形に関するすべての証拠を申請者が考慮しているか。）-------------------------------------------------------中略
The distinction should be made between tectonically induced surface ornear-surface deformation and deformation resulting from non-tectonic
phenomena (e.g., growth faulting or collapse due to dissolution in karst
terrane). (tectonic に 引 き 起 こ さ れ た 地 表 あ る い は 地 表 付 近 の 断 層 と
non-tectonic の成因（growth faulting とカルスト地形の崩壊）による断層変位の区別をすべきである。）
8. Potential for Surface Tectonic Deformation of the Site.（サイトのテクトニッ
クな地表変形の可能性）
If detailed investigations for the proposed commercial nuclear power plantreveal a potential for surface or near-surface deformation at the site, staff
recommends that an alternative location be considered for the proposed plant.
（サイトの地表もしくは地表付近で変形が生じる可能性があれば，NRC のスタッフは申請者に代替地について考慮することを推奨する。）
No commercial nuclear power plant has ever been constructed on a known
capable tectonic deformation feature, and it is questionable whether it may befeasible to design for surface or near-surface tectonic displacements with any
degree of confidence that safety-related plant features would remain intact
and functional if displacements were to occur.（capable tectonic deformation
feature 上に商用原子力発電所が建設された例はない。地表もしくは地表付近のtectonic displacements に対して，ある程度の確かさで，安全に係る施設の健全性，機能維持が確保されるように設計することが可能であるかどうかについては疑問の余地がある。）If it becomes feasible in the future to design for surface
faulting with confidence that safety-related plant features would remain
intact and functional, it will be necessary for an applicant to present thedesign basis for surface faulting and supporting data in a very high degree of
detail.（将来、地表断層の変位に対してプラントの安全系が健全で機能維持可能という充分信頼のできる設計が可能となれば、申請者は地表断層の設計の根拠とその基となる詳細なデータを提出する必要がある。）
2．IAEA の安全基準
2-1. IAEA の安全基準（IAEA Safety Standards）について
7

IAEA の安全基準は加盟各国に遵守を義務付けるものではないが，国際規格としてみなされており，加盟各国の活動や判断によって，それぞれの国内法に反映される。安全基準の体系は一つの「安全原則」のもとに，技術的なテーマや施設別に設けられた 16 の「基準」があり，その各基準の下にある 115 件の「指針」から成り立っている。
1件

安全原則（Fundamentals）：「目標，方針，原理」
基準（Requirements）：適合しなければならない事項

指針（Guide）：安全要件を満たす推奨事項

16 件
115 件

（JNES ホームページ http://www.jnes.go.jp/content/000000363.pdf より）
以下に IAEA SAFETY STANDARDS SERIES の中から 3 例を紹介する。
2.2 SAFETY REQUIREMENTS No. NS-R-3

Site Evaluation for Nuclear Installations（原子炉等施設の立地評価）
3.5.～3.7.に Surface faulting についての記載がある。
3.5. サイトでは地表断層の発生可能性（the potential for surface faulting (i.e.,
the fault capability)）について評価されるべきである。
3.6. 断層が capable と考えられるための判断基準について記載。
3.7. 原子炉等施設の安全性に影響を及ぼす capable fault の存在について信頼できる証拠がある場合には替わりのサイトを考えるべきである。
“Where reliable evidence shows the existence of a capable fault that has thepotential to affect the safety of the nuclear installation, an alternative site
shall be considered”
Geotechnical Hazard のうち”Collapse, subsidance or uplift of the site surface”
については 3.36.～3.37.に記載。
3.35. 地表の陥没，沈降，隆起の可能性についての評価の必要性
3.36. 原子炉等施設の安全性に影響を及ぼしうる地表の陥没，隆起，沈降の可能性がある場合，実行可能な工学的な手法で対応されるべきである。そうでない場
合にはそのサイトは不適切と考えられる。
3.37. 実行可能な工学的手法が利用可能な場合には，地下構造の詳細な調査が行われるべきである。
■原子炉等施設の安全性に影響を及ぼす capable fault の存在について信頼できる証拠が8

あ る 場 合 に は 替 わ り の サ イ ト を 考 え る べ き 。 断 層 以 外 の 地 盤 ハ ザ ー ド (geotechnicalhazard)については実行可能な工学的手法で対応。
2.3 Specific Safety Guide No. SSG-9

Seismic Hazards in Site Evaluation for Nuclear

Installations（原子炉等施設の立地評価における地震ハザード）
本ガイドは前身の Evaluation of Seismic Hazards for Nuclear Power Plants SAFETY
GUIDE No. NS-G-3.3 の更新版。サイト内での断層変位について以下の記載がある。
8. POTENTIAL FOR FAULT DISPLACEMENT AT THE SITE GENERAL
8.1.，8.2.は一般論。
8.3.，8.4.は capable fault の定義。
8.5.，8.7.は変位が発生しうるか（capable か）判定のための調査。
8.7.

地震以外の要因による変位発生の可能性についての考慮。（貯水，液体の注入等。）【8.8 は新設サイトで capable fault が見つかった場合】
CAPABLE FAULT ISSUES FOR NEW SITES
8.8. Where reliable evidence shows that there may be a capable fault with thepotential to affect the safety of a plant at a site, the feasibility of design,
construction and safe operation of a plant at this site should be re-evaluatedand, if necessary, an alternative site should be considered.
（サイトにおける発電設備の安全性に影響を与える恐れのある断層が存在することを示す信頼しうる証拠がある場合には，発電設備の設計，建設，安全運転の実現可能性が再評価されるべきであり，必要に応じて，代替地が考慮されるべきである。）
新設サイトで capable fault が見つかった場合でも，発電設備設置の実現可能性の再評価について言及。一概に，そのサイトでの建設を否定するものではないが，場合によっては，代替サイトを考慮。前述の SAFETY REQUIREMENTS No.
NS-R-3 の 3.7.の記述と下線部の記述が異なる。
【8.9.～8.13.は既設サイトで capable fault が見つかった場合】
CAPABLE FAULT ISSUES FOR SITES WITH EXISTING NUCLEAR
POWER PLANTS
8.9.

原子力発電施設の建設後に敷地において断層変位の可能性について考慮が必要となるような状況にならないよう，原子力発電所施設の建設前に広範な調査をすべきである。しかしながら，断層変位に関する新たな評価をしなければならなくなるような情報が見出される場合も起こりうる。

9

【8.10～8.13 では断層変位の確率論的評価について記載】
8.10. In such circumstances, efforts should first be made to acquire further
data relating to the fault of concern. It may be that, by using the definition
and the deterministic methodology described in paras 8.3–8.7, no sufficientbasis is provided to decide conclusively that the fault is not capable. In thiscase, with the totality of the available data, probabilistic methods analogous
to and consistent with those used for the ground motion hazard assessment
should be used to obtain an estimate of the annual frequency of exceedance ofvarious amounts of displacement at or near the surface.
（断層が変位しうるものではないことを結論として判断するために，8.3～8.7 で述べた定義と決定論的な手法を用いることでは，十分な根拠が得られないかもしれない。この場合，地表もしくはその近辺における様々な断層変位量に関する年
超過確率を評価するために，活用できる全てのデータを用いて，地震動ハザード評価に用いられたものと類似した，もしくは同様の確率論的な手法が用いられるべきである。）
8.11. In the probabilistic fault displacement hazard analysis, the following two
types

of

possible

displacements

shouldbeconsidered:(a)primary

displacement, typically in the form of direct seismogenic fault rupture; and (b)secondary displacement (also called indirect or subsidiary displacement),
typically associated with induced movement along pre-existing seismogenic
slip planes (e.g. a triggered slip on an existing fault or a bedding plane froman earthquake on another fault) and non-seismogenic slip planes (e.g.
localized fractures and weak clay seams).（確率論的な断層変位評価では主断層および副断層についての変位の可能性について考慮すべき。）In addition, thedisplacement should generally be characterized as a three dimensional
displacement vector, and should be resolved into components of slip along thefault trace and along the fault dip, with the resulting amplitude equal to thetotal evaluated slip (for a given annual frequency of exceedance and given
fractile of hazard). The evaluation should address epistemic uncertainties
adequately.
8.12. The probabilistic fault displacement hazard analysis should be
performed by using the same procedures as are used to perform a probabilistic
seismic hazard analysis (see Section 6), and replacing the dependent variablewith D, i.e. the near surface fault displacement, where l (D > d| t) is thederived rate at which the surface or near surface fault displacement D exceeds
the value d in time t at the site; P (D > d|m,r) is the probability that the10surface or near surface fault displacement D exceeds the value d given an
earthquake of magnitude m on seismic source i located at a distance r fromthe site.
確率論的な断層変位評価は確率論的地震ハザード解析と同様な手順で行われるべきである。
8.13 The primary fault displacement can be estimated from the magnitude byusing a relationship between D and m. The secondary displacement can be
estimated from magnitude and distance by using a relationship between D, m
and r. These relationships should be selected and applied by using the sameguidelines as are presented for ground motion attenuation relationships. In
regions where a source model is available, they should be applied by using
guidelines presented for a source simulation frequency of 0 Hz.
主断層についての確率論的な断層変位評価は地震規模 m と変位 D の関係を，副断層についての確率論的な断層変位評価は地震規模 m と変位 D および震源から敷地までの距離 r の関係を用いる。
■既設のサイトで capable fault が見つかり変位発生の可能性が否定できない場合、決定論的評価によって断層変位を否定するための充分な根拠が得られない場合には、断層変位量の評価には確率論的評価手法を用いるべきだとしている。
2.4 Safety Guide No. NS-G-3.6

Geotechnical Aspects of Site Evaluation andFoundation for Nuclear Power Plants（立地評価における地盤工学的側面と原子炉施設設
置の基礎地盤）
原子炉施設設置地盤の工学的評価と対応について記述。サイトの選定段階で以下の記述がある。
selection stage（サイトの選定の段階）
Unacceptable subsurface conditions（容認し難い地下構造）として，

Unacceptable subsurface conditions. A site with geological conditions that
could affect the safety of a nuclear power plant and that cannot becorrected by means of a geotechnical treatment or compensated for by
constructive measures is unacceptable. Geological hazards such as
surface faulting (see Ref. [3] under ‘Potential for surface faulting at thesite’), volcanic activity, landslides, permafrost, erosion processes,
subsidence and collapse due to underground cavities (both natural andthose deriving from human activities), or other causes should be
identified and evaluated. The area of the investigation should beappropriate to the hazard under consideration.
11

“原子炉施設の安全性に影響を及ぼす可能性のある地質条件を有し，かつ，地盤工学的な処置や建設時の対策で対応が出来ない地点は容認できない。地質的なハザードとして，地表断層，火山活動，地すべり，永久凍土，侵食過程，地下空洞に起因する地盤の陥没，崩壊，その他を特定し，評価されるべきである。”
■地質的なハザードと建設時の工学的な対応について言及している。

12

原子力発電所敷地内断層の変位に対する評価手法に関する調査・検討報告書
平成２５年 9 月

編集：敷地内断層評価手法検討委員会
一般社団法人 原子力安全推進協会
連絡先：一般社団法人 原子力安全推進協会〒108‑0014 東京都港区芝 5－36－7 三田ベルジュビル 13～15 階
電話 03（5418 ）9312（代）, FAX 03（5440 ）3606
Ｃ 原子力安全推進協会，○
2013

本書に記載された全ての記載内容は、原子力安全推進協会の許可なく、転載・複写することはできません。