0

JNES安全研究の原子力規制委員会新規制基準への反映状況

平成２５年１０月２５日 独立行政法人 原子力安全基盤機構

新潟工科大学 原子力耐震･構造研究センター

第6回 原子力耐震安全研究委員会

資料５

Ⅰ．耐震設計及び津波設計に関する新規制基準

に係る概括説明

Ⅱ．地震に対する安全性評価

Ⅲ．津波に対する安全性評価

Ⅳ．外的事象に対する重大事故対策

（地震・津波PRA）

目 次

１

（耐震・耐津波設計）

地震及び津波を対象に、 新規制基準に基づく設備の審査

（重大事故等対策）

（防災対策）地震津波等外的事象に係る周辺地域を含めた原子力防災

外力の大きさ

■新規制基準に係わる 審査ニーズと研究テーマ

設計基準を超えた事象に対する プラントの安全性に関する審査

◆地震、津波に係るリスク評価手法の高度化

－地震・津波ハザード

－設備フラジリティ

－事故時シーケンス

◆地震、津波等外的事象に対する原子力防災システム（TiPEEZ）の高度化

◆耐震設計手法の高度化、 耐津波設計手法の整備と高度化

－設計基準対象施設の地盤支持性能

－地震による損傷の防止

－津波による損傷の防止

◆地震、津波等外的事象に係る原子力リスクコミュニケーションモデルの整備

損傷レベル

設計

事象

Ⅰ－１ 新規制基準に対する課題と取組み 設

計を

超え

た事

象

2

ﾊﾞｯ

ｸﾌｨｯ

ﾄ制度

施行

（H25.7

) 評

価実

施（H

25.1

2)

Ⅱ 「地震に対する安全性評価」にて詳細説明

Ⅲ 「津波に対する安全性評価」にて詳細説明

Ⅳ 「外的事象に対する重大事故対策 （地震･津波PRA）」にて詳細説明

・新規制基準 ・審査ガイド ・審査/評価手引き

設計値 （地震動/津波波力等）

H18.9 H19.7 H23.3 H24.9

耐震審査指針改訂

中越沖 地震

東北地方太平洋沖地震

原子力規制 委員会発足

H25.3

Ⅰ－１新規制基準（設計：地震･津波等）

Ⅰー２ 新規制基準（重大事故対策）

Ⅱ．防 災

Ⅲ．その他

ＩＡＥＡ ＥＢＰにおける外的事象関連基準への反映 （Safety Guide、Safety Report、TECDOC、計15編の作成）

(7)竜巻影響評価ガイド

(1)敷地内及び敷地周辺 の地質・地質構造調査 に係る審査ガイド

(2)基準地震動及び耐震設 計方針に係る審査ガイド

(3)基準津波及び耐津波設 計方針に係る審査ガイド

(4)基礎地盤及び周辺斜面 の安定性評価に係る 審査ガイド

①断層の活動性評価 手引き

②基準地震動評価手引き ③三次元地下構造モデル 作成手引き

④基準津波評価手引き ⑤津波堆積物調査･評価 手引き ⑥津波設計・評価手引き

⑦基礎地盤および斜面の 安定性に係る設計･リスク 評価手引き

⑨竜巻影響評価手引き

H25.7（バックフィット開始） H25.12

①REレポート

②REレポート ③RCレポート

④REレポート ⑤REレポート ⑥REレポート

⑦REレポート

⑧RCレポート

イ．ハザード

ロ．フラジリティ

H24年度 ～H23年度 H25年度 H27年度

■安全規制 (NRA/JNES) ■耐震安全研究(JNES)

5) 地震、津波等外的事象に係る原子力リスクのコミュニケーション手法の高度化

H26年度

3) 地震・津波以外の外的事象PRA手法の整備（竜巻等に対するPRA解析）

2) ﾏﾙﾁﾊｻﾞｰﾄﾞ、ﾏﾙﾁﾕﾆｯﾄ/ｻｲﾄに係るPRA評価手法の整備

1) シビアアクシデント対策等を考慮したレベル１～３PRA手法の高度化

6) 斜面安定性評価手法の整備

5) 浸水対策設備の耐力データ整備

4) 経年事象を考慮したフラジリティ評価解析コードの整備

3) 地震・津波等を考慮した経年化評価手法の高度化

2) 地震PRA評価に関するフラジリティ評価手法（ＡＭ設備含む）の高度化

1) 耐津波設計・ﾌﾗｼﾞﾘﾃｨ評価手法の整備

4) 地震･津波に対する防災情報システムTiPEEZの高度化

1) 変動地形学、地質学、地球物理学に基づいた活断層（震源断層）評価手法の高度化

4) 震源極近傍の地震動評価手法の整備

3) 断層変位ハザード、津波ハザード評価手法の整備

5) マルチハザード評価手法の整備

6) 津波堆積物調査･評価手法の整備

(5)耐震設計工認審査ガイド

(6)耐津波設計工認審査ガイド ⑧免震構造の審査手引き

⑨REレポート

耐震・耐津波バックフィット審査

ハ．リスク

H25.6末

H28年度

ガイド

●安全研究成果を反映した審査手引き

●REレポート内の課題及びロードマップ

2) 地震動伝播経路特性・サイト特性の評価手法の高度化

Ⅰ－２ 耐震安全研究ロードマップの策定

(1)ＰＲＡ審査ガイド

(2)安全裕度審査ガイド

ガイド

・地震･津波ＰＲＡ審査手引き ・地震津波以外の 外的事象ＰＲＡ審査手引き

・ＰＬＭ審査マニュアル

3

項目 IAEA技術基準（Safety Report, TECDOC）の名称（仮） 完成予定

WA1 断層モデルを用いた地震動評価（断層モデル入倉レシピ）

震源を特定しにくい地震による地震動の評価

距離減衰式による地震動評価と地盤応答（サイトレスポンス）

古地震学（古地震記録・先史データ）による地震動評価

深部ボーリングによる地震動観測と敷地の揺れデータベース

H25

H25

H25

H25

H27

WA2 免震構造の適用（JNES免震審査マニュアルを織り込む） H25

WA3 地震PSA実施ガイド(原子力学会地震PSA標準〔NRCと英訳中〕等)

H25

WA5 津波ハザード評価（土木学会津波評価ガイド2009 〃）

津波PSAガイド（原子力学会津波PSA標準2011 〃）

津波ハザード評価事例（河川遡上等）

TiPEEZシステムの適用

津波シミュレーションベンチマーク（東北津波、チリ津波）

H25

H25

H27

H25

H27

WA8 マルチハザードでの多数基立地評価について H25

WA9 JNES津波データベース H23,済

WA10 外的事象の災害直後の公衆コミュニケーション H27

ISSC-EBP（特別拠出金事業）を介し、ＪＮＥＳの研究成果をＩＡＥＡに提供し、IAEA技術基準へ反映 ・地震・津波等の外的事象に係わる技術分野において、日本の国際貢献の維持と継続 ・既設プラントの耐震，津波バックフィット等の審査が進められている。 将来、ＩＡＥＡのレビューを受ける 場合において、国際的技術・基準に対応しうるための戦略

Ⅰ－３ 安全研究成果のIAEA国際基準への展開

4

ＪＮＥＳ ＲＥレポート

ＩＡＥＡ 技術基準

JNESによる審査手引きの作成とＩＡＥＡ技術基準への反映

5

Ⅱ.地震に対する安全性評価

5

Ⅱー1 新規制基準の概要

6

■～30-50km程度 三次元地下構造 （3年）

震源断層

地震基盤

解放基盤

地表断層

上部地殻

伏在断層

吸入

拡散

吸入

拡散拡散

解析評価部耐震安全部

建屋･構造物の揺れの評価

機器･配管･システムの揺れの評価

地震の評価･地震動の強さの評価

建屋

機器

活断層

地盤 津波

土木構造物

放射性物質の放出率の評価

環境への影響の評価

津波評価と施設への影響評価■サイト

斜面関連研究 （4年） ■2kmより至近

震源極近傍の 地震動評価（2年）

■背景・目的 ○国内外の地震からの知見を踏まえる ・対象地震：新潟県中越沖地震や東北地方太平洋沖地震 ・対象地震からの知見： 震源特性、伝播特性（三次元地下構造の影響）、サイト特性 震源が原子力サイトに極めて近い場合の強震動評価 ○外的事象による随伴事象：地震起因の斜面崩壊

設計事象

超えた事象

設計を

設計基準 外力

達成に要する時間

損傷レベル

防災対策

耐震・津波設計

重大事故対策

・地震動評価

Ⅱー２ 新規制基準とJNESの手引きの関係

○JNES手引き（具体的な評価手法等）

・ 活断層活動性評価手引き

・ 基準地震動評価手引き

・ 地下構造評価手引き

・ 震源極近傍の地震動評価手引き

・ 基準津波評価手引き

・ 津波に対する構造設計・リスク評価手引き

・ 津波堆積物・評価手引き

・ 地盤・斜面安定評価手引き

○規制の体系 ○審査ガイド

・敷地内及び敷地周辺の地質・地質構造調査 に係る審査ガイド

・基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド

・基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド

・基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価に係る審査ガイド

・耐震設計に係る工認審査ガイド

・耐津波設計に係る工認審査ガイド

・竜巻影響評価ガイド

安全研究ロードマップ

新規制基準 規則

（目標）

（機能要求）

安全目標 性能目標

レベル１

レベル２

レベル３

レベル４

審査ガイド

学協会・民間規格 （仕様規定）

■原子力規制委員会

■JNES

技術的 サポート （性能要求）

7

柏崎サイト

震央

8

Ⅱ－３ 安全研究等の内容 （１）三次元深部地下構造モデル作成の手引き

5.0

加速度（

Gal）

周期（秒）2.01.00.50.20.10.050.02

0

500

1000

1500

2000

5.0

加速度（

Gal）

周期（秒）2.01.00.50.20.10.050.02

0

500

1000

1500

2000

1号機

5号機 観測波

設計波

設計波

観測波

273 Gal ■原因究明結果及び研究開発 ・発電所周辺での深部地下構造の不整形性や地盤の

地震動伝播速度の急激な変化等が地震動増幅の主要因であることを究明

2007年新潟県中越沖地震の地震動

680 Gal 柏崎刈羽原子力発電所 各号機の位置関係

北

南

5号機 6号機

7号機

1号機

2号機 3号機

4号機

日本海

約2.5km

・7/16, 2007 ・Mj : 6.8 ・深さ: 10 km ・震央距離:14 km

■背景

・三次元地下構造を反映した地震動評価に必須の『三次元地下構造モデル作成手引き』を作成

■目的

・柏崎刈羽原子力発電所1号機での観測地震動（新潟県中越沖地震）は設計応答地震動を約2.5倍上回るとともに、5号機の約2倍であった

・三次元深部地下構造把握のための「深部地震動観測システムプロジェクト（KAVAS）」を

2009年度から開始

9

三次元深部地下構造モデル作成手引きの概要

有 無

④必要に応じた調査・探査の追加

【第１段階】地下構造の把握

【第２段階】地下構造モデルの作成

①広域における概査による 地下構造の概略把握

（各種物理探査、地震動観測、既往データ）

②サイト近傍における精査による 地下構造の詳細把握

（各種物理探査、検層、地震動観測） （既往データ）

③概査・精査データによる 地下構造モデルの作成

自然地震観測データ

⑤地下構造モデル の高度化

（チューニング等）

地下構造モデル

地下構造調査例

3000m深部地震動観測井3000m深部地震動観測井

三次元地下構造モデル例

・柱状図 ・層序 ・物理検層

１ｋm

１辺3.9km

１辺2.3km

１辺１.1km

1

4

10

13

921

12

5

7

11

19

17

16

18

20

8

2

15

14

１辺5.7km

１辺1.9km

１辺0.4km

N

【記号凡例】

鉛直アレー地震観測点（深度0、550、1500、3000m）短点微動測定、稠密重力探査範囲（4km×4km）水平アレー地震観測点（28地点）反射法／屈折法地震探査（約50km）、MT法／AMT法電磁気探査測線（約36km）

4km

4km

3000m深部地震動観測井

6kmアレー

地下構造探査測線 敷地内

サイト近傍

新潟工科大学

鉛直アレー地震観測点 （深度0、550、1500、3000m） 短点微動測定、稠密重力探査範囲（4×4km） 水平アレー地震観測点（28地点） 反射法／屈折法地震探査（約50km） MT法／AMT法電磁気探査測線（約36km）

1km

10

・水平・鉛直アレー地震動観測 ⇒世界初、高温・高圧下、多連の観測システム ・微動アレー探査 ・重力探査 ⇒敷地内の3000m大深度ボーリング地点を中心に設定

・物理探査 ⇒北北東－南南西方向の褶曲群を横切る東西断面 ・地震動観測等 ⇒地下構造探査（地震探査・電磁気探査）沿いの 観測地点

【サイト近傍における地下構造探査】

東西約4km、南北約4kmの範囲

【広域における地下構造探査】

楕円（長軸：約50km、短軸：約20km）の範囲

三次元深部地下構造モデル作成手引きの柏崎サイトへの適用

■サイト近傍及び広域における地下構造の把握

地下構造探査測線 （地震探査・電磁気探査）

広域

サイト近傍

新潟工科大学

GPS連続観測点

微動・強震連続観測点

長時間微動アレイ

地下構造探査測線

（地震探査・電磁気探査）

11

■手引きの検証

詳細速度構造モデルの鳥瞰図の比較

詳細速度構造モデルの比較例

・手引きを適用する前・後において、地下構造の比較を行った

三次元深部地下構造モデル作成手引きの検証

手引きの有効性を確認するとともに、

より精緻な速度構造が求められた

適用前

適用後 距離（km）

距離（km）

標高

（m）

標高

（m）

速度（m/s）

速度（m/s）

適用前

適用後

12

会議風景

参加者集合写真

第2回大深度地震動観測とその活用に関する国際WSの開催

■実施内容 ■参加者 ・日時：2012年11月7～9日

・場所：柏崎耐震安全センター

・内容：基調講演、一般講演、

パネルディスカッション、

記者会見

・合計79名

（内訳）

海外参加者： 14名

国内参加者： 65名

大学研究機関等： 16名

企業： 24名

政府機関： 25名

○深部地震動観測（KAVASプロジェクト）の取り組みについて、IAEA及び世界各国の専門家から高評価を得た

○三次元深部地下構造が地震動評価に与える影響の重要性について共通認識した

○ KAVASの鉛直アレーシステムによるリアルタイム自動スクラム技術の推進を議決した

○ KAVASにおける継続的な深部地震動観測の実施は、国際社会において重要であると共通認識

○得られた成果は、原子力規制委員会の新規制基準、審査ガイドに反映された

○ IAEAの技術基準への活用が採択された

■国際WSでの決議内容

（２） 震源極近傍の地震動評価手法の整備

13

■震源極近傍の地震動評価手法の整備及び検証内容

・震源極近傍の地震動評価に大きな影響を与える要因分析 ⇒中間項・近地項の影響、アルゴリズムの検証 ・対象地震 ⇒2000年鳥取県西部地震、2008年岩手・宮城内陸地震等

評価点分類

手法

震源近傍 中距離

（30km～） 近傍

（2km～30km程度）

表層地盤

工学的 基盤以浅

工学的 基盤以深

地震基盤まで

距離減衰式

◎手法有り

手法の適用性 アルゴリズムの検証

・耐専スペクトル（日本） ・地震基盤上の距離減衰式 （JNES開発） ・NGA（米国）； ×3次元速度構造の影響

断層モデルを

用いた手法

検証が必要 ◎手法の分析 （中間・近地項の影響）

△再現解析及び 観測地震動との比較

極近傍 （2kmより至近）

-

■強震動予測手法の現状

■目的 ・審査の動向を踏まえた震源極近傍の地震動評価手法を整備 ・手法の適用性の確認

■背景 ・震源極近傍の地震動評価の重要性が認識された

賀祥ダム

14

解析

解析

観測

：観測記録 ：解析結果（代表波） 賀祥ダム（震源極近傍）

南北成分

南北成分

東西成分

東西成分

10-1

103

10-2 101

南北 東西

周期（s）

pSv

(cm

/s)

100

101

102

10-1 100

10-1

103

10-2 101

周期（s）

pSv

(cm

/s)

100

101

102

10-1 100

解析結果は、短周期・長周期共に観測記録と整合しており、活用の目処を得た

2000年鳥取県西部地震の検討例

：観測記録 ：解析結果（代表波）

：観測記録 ：解析結果（代表波）

中海

松江市 米子市

時間（s）

時間（s）

時間（s）

時間（s）

(cm/s)

加速度

速度

加速度

速度

(cm/s2)

(cm/s)

(cm/s2)

15

○鳥取県西部地震震源極近傍の地震動を短周期及び長周期ともほぼ再現 ○今後の検討 ・国内外地震での検証 （2008年岩手・宮城内陸地震、1999年台湾Chi-Chi地震など） ・震源の物理過程や動力学知見等を参照し、震源断層の破壊性状を検討

AIST 2008年HPより

〔動力学シミュレーションによる評価例〕

〔表層まで含めたモデル化⇒断層変位評価〕

断層面

断層面

浅部地盤

深部地盤

工学基盤

〔Chi-Chi地震〕

太田（1999）

〔岩手・宮城内陸地震〕

研究成果のまとめ及び今後の検討

（３）斜面の安定性評価に関する手引き

・斜面の安定性評価手法の高度化、同手法を用いた審査手引きを整備

■手引きの概要

■目的

16

■背景 ・斜面崩壊のメカニズムの解明が求められている

現行 【 すべり安全率による評価 】

（ Fs ＝ 地盤の抵抗力 / 地震作用力 ）

土質試験 （物理特性、変形特性、強度特性等）

おわり

安全率＞Ｂ基準値

（進行的変形） YES

YES

NO

残留強度を用いた常時安全率の算定

NO

（滑落）

NO

動的応答解析に基づく変形量評価

YES

正規化変形量＜C基準値

安全率 ＞ Ａ基準値

進行的 変形

滑落

応力体系

＋変形体系

従来法

提案法

【 変形体系による評価 】

詳細検討

・粒子法など

応力体系

17

Ⅲ. 世界最大級の斜面模型（外挿検討）

40.0°

40.0°

Ⅱ．中型模型（中核的検討）

小型振動台

中型振動台

Ⅰ．小型模型

Ⅳ．大規模斜面（50m）を模擬した試験

E-Defense 遠心載荷試験

・斜面安定性評価は解析的に行う ・解析の手法を試験により検証 （小型⇒中型⇒大型試験）

解析結果と試験結の

一致を確認

1m

2m

解析的検討

解析的検討

解析的検討

試験との比較により検証された解析ｺｰﾄﾞを用い、実斜面の耐震安全性を評価する

模型試験から実斜面の安全性評価への展開

（水平動）

（水平動）

（水平動） ＋

（上下動） 3.8m

振動台

18

解析結果

研究成果のまとめ及び今後の検討

○解析による崩壊時の形状が概ね試験結果と一致 ・斜面崩壊時の挙動を粒子法で再現可能 ○斜面崩壊以外の変形構造への適用が可能

試験結果

断層が表層地盤内を進展する場合

竿本（2006）

拘束力の設定が必要、入力データ多い

実の地表断層 ( 特に副断層）の再現性を検証する必要

〔粒子法による評価例〕

粒子法による振動台試験のシミュレーション解析例

今後の展開

粒子法の断層変位評価への活用

19

Ⅱ－４ まとめと今後の展開

H18.9 H19.7 H23.3 H24.9

耐震審査指針改訂

中越沖 地震

東北地方太平洋沖地震

原子力規制 委員会発足

H25.1 H25.3

新規制基準（地震･津波等）

ＩＡＥＡ ＥＢＰにおける外的事象関連基準（TECDOC（技術レポート））

(1)敷地内及び敷地周辺の 地質・地質構造調査に 係る審査ガイド

(2)基準地震動及び耐震 設計方針に係る審査 ガイド

基準地震動評価手引き 三次元地下構造モデル作成の手引き

H25.7（耐震バックフィット開始） H25.12

REレポート

H24年度 ～H23年度 H25年度 H27年度

■安全規制(NRA/JNES) ■耐震安全研究(JNES)

H26年度

耐震バックフィット

H25.6末

関連審査ガイド

●外部評価項目

●REレポート内の課題及びロードマップ

新規制基準 審査ガイド

H28 年度

マニュアル改訂

(4)基礎地盤及び周辺斜面 の安定性評価に係る 審査ガイド

基礎地盤および斜面の安定性に係る設計･リスク評価手引き

REレポート

REレポート

ロ．フラジリティ

6) 斜面安定性評価手法の整備

4) 震源極近傍の地震動評価手法の整備

6) 津波堆積物調査･評価手法の整備

2) 地震動伝播経路特性・サイト特性の評価手法の高度化

イ．ハザード

○三次元深部地下構造モデル作成の手引きを整備、バックフィットへ反映中 ○震源極近傍の地震動評価手法：アルゴリズムを整備⇒手法を高度化 ○斜面安定性評価手法：試験結果と粒子法の解析結果が一致、粒子法を断層変位評価

へ活用する予定

Ⅲ.津波に対する安全性評価

20 20

Ⅲ－１ 新規制基準の概要

・東北地方太平洋沖地震では、福島第一原子力発電所が炉心損傷に至り、放射性物質を放出した。

・当時の耐津波設計では、「基準津波を設定し、敷地高さの確認」「海水給水系ポンプの津波引き波時の機能確認」のみであった。

・これに対しJNESは、津波に対する構造設計・リスク評価が必須との観点から、手引き策定に着手した。

・JNES安全研究に対しては、旧原子力安全・保安院及び原子力規制委員会からのニーズが高かった。さらに、IAEAからのニーズも高まった。

設計事象

超えた事象

設計を

設計基準 外力

達成に要する時間

損傷レベル

防災対策

耐震・津波設計

重大事故対策

○津波設計関連 原子炉建屋

タービン建屋

防潮堤

防波堤 防潮壁

取水塔

海水 ポンプ

津波ハザード 設計基準津波

取水路浸入解析

津波遡上解析

水密扉試験

水密扉設計手法

機械・電気設備フラジリティ

建屋内浸水解析

防潮堤試験

防潮堤設計手法

津波PRA 地震、津波等に対する原子力防災

50～100ｍ

扉 扉

□JNES津波設計・リスク評価に係る安全研究項目の全体像

変圧器

排気筒

空冷式 非常用 D/G

○背景・目的

21

Ⅲ-２ 新規制基準とJNESの手引きの関係

○JNES手引き（具体的な評価手法等）

・ 活断層活動性評価手引き

・ 基準地震動評価手引き

・ 地下構造評価手引き

・ 震源極近傍の地震動評価手引き

・ 基準津波評価手引き

・ 津波に対する構造設計・リスク評価手引き

・ 津波堆積物・評価手引き

・ 地盤・斜面安定評価手引き

○規制の体系 ○審査ガイド

・敷地内及び敷地周辺の地質・地質構造調査 に係る審査ガイド

・基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド

・基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド

・基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価に係る審査ガイド

・委耐震設計に係る工認審査ガイド

・耐津波設計に係る工認審査ガイド

・竜巻影響評価ガイド

安全研究ロードマップ

新規制基準 規則

（目標）

（機能要求）

安全目標 性能目標

レベル１

レベル２

レベル３

レベル４

審査ガイド

学協会・民間規格 （仕様規定）

■原子力規制委員会

■JNES

技術的 サポート

22

（性能要求）

・手引きは、現地調査等の現場主義に基づき策定 ・事業者申請に対するJNES審査は、プラント生涯（設計、リスク評価、建設、運転、廃炉）に対して実施

23

○本発表の範囲

Ⅲー３ 安全研究等の内容 （１）「津波に対する構造設計・リスク評価手引き」の策定

○事業者に対する要求事項 ・設計段階では、基準津波に対する施設安全性を決

定論的に評価 ・リスク評価段階では、基準津波を越える残余のリス

クを確率論的（ＰRＡ）に評価

・津波設計の経験不足を、設計とリスク評価の両段階を満足するまでフィードバックして補完

○手引きの基本方針

Ⅱ-２ 震災直後の現地調査による課題抽出

Ⅱ-３ 基準津波策定手法の整備

Ⅱ-４ 浸水解析手法の整備

Ⅱ-５、６ 耐津波関連試験

○現地調査とプラント被害文献調査 ①H23.5.3-7（宮城県女川町～岩手県久慈地区

までの被害調査）

②H23.12.（女川NPPの被害調査（IAEAISSC）

③文献調査

○調査に基づく重要課題の同定 ① 巨大地震・津波の発生、地震及び津波ハザード

の組み合せ巨大余震・誘発地震の発生 ② マルチサイト・ユニットにおけるリスク評価

③ 自然災害と原子力災害の複合

④ サポート系（海水給水系、電源系、信号系）の機能喪失に よる短時間での炉心損傷

⑤ 複数の構造物・機器の同時損傷

⑥ 隣接ユニットの従属性（U3の水素ガスのU4への影響） ⑦ アクシデントマネジメント対策の重要性

Outline of Walkdown

Morioka City

in Iwate Pref.

Miyagi Pref.

Onagawa NPP

30

0 k

m

: May 3

: May 4

: May 5

: May 7

岩手県宮古市姉吉地区での最大遡上38.9mと石碑

現地調査

波力 洗掘

24

（２）震災直後の現地調査による課題抽出

25

（３）基準津波策定手法の整備

○津波ハザード評価の概要

○対象波源域 ○津波ハザード評価 ○津波発生頻度の評価（津波発生モデル）

○津波水位・波形の評価（津波伝播モデル）

■特性化波源モデルの設定 (1) 巨視的波源特性 (2) 微視的波源特性、 (3) 破壊伝播に係る特性

陸上地形モデル

サイト近傍海底地形モデル

遠地海底地形モデル

波源モデル

津波初期水位（＝海底地殻変動）

地殻変動解析津波伝播解析

津波水位変動

陸上地形モデル

サイト近傍海底地形モデル

遠地海底地形モデル

波源モデル

津波初期水位（＝海底地殻変動）

地殻変動解析津波伝播解析

津波水位変動

○津波の水位・発生頻度の不確実さ評価

(1) 偶然的不確実さ (2) 認識論的不確実さ （ロジックツリー手法）

HＤ

ＨＤ ： 基準津波の水位 ν（ＨＤ） ： ＨＤの超過頻度

年超

過頻

度ν

ν（ＨＤ）

津波強度指標 （津波水位、波力、流速等）

(1) 既往の活動履歴（歴史地震、津波堆積物） (2) 周期性（ポアソン過程、更新過程）

■津波を伴う地震活動のモデル化

⇒地震調査推進本部の長期評価を参照

①千島海溝~日本海溝 ②伊豆・小笠原海溝 ③南海トラフ~南西諸島海溝 ④日本海東縁部

■ 近地津波 (1) プレート間地震 a) 津波地震

b) 深部地震 (2) 海洋プレート内地震 (3) 海域活断層による地殻内地震 (4) その他（地滑り、火山等）

■ 遠地津波（例・チリ津波）

■津波水位・波形の算定

波源域の区分

①

③ ②

④

0 15 30 45 60 75 90 105 120 135 150-15

-10

-5

0

5

10

15J18 : Fukushima 1

Time(min)

Wave H

eig

ht(

m)

Simulation

Observed

TP換算_潮位除去_福島第一波高計記録03111430-03111530/col:2 FT02_FK1/col:31

計測不能によるデータ欠損

Max 9.6mMax 6.9m（計測時間中）

地震発生後の経過時間

0 15 30 45 60 75 90 105 120 135 150-15

-10

-5

0

5

10

15J18 : Fukushima 1

Time(min)

Wave H

eig

ht(

m)

Simulation

Observed

TP換算_潮位除去_福島第一波高計記録03111430-03111530/col:2 FT02_FK1/col:31

計測不能によるデータ欠損

Max 9.6mMax 6.9m（計測時間中）

地震発生後の経過時間

津波

水位

（m

）

観測

解析

地震発生後の継続時間（分）

○福島第一の津波再現結果

○観測と解析との 整合性を確認

1階 中地下1階

地下1階

26

○建屋内浸水解析による福島第一原子力発電所３号機浸水状況の検証

（４）浸水解析手法の整備

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

0 100 200 300 400 500 600 700

水位

[m]

時間[sec]

Ave(1_1) ルーバー

Ave(2_1) 換気ファン

Ave(5_1) 搬入口

Ave(6_1) 出入り口

流入口における浸水深時刻歴

動画再生範囲

水位

地表面

タービン建屋外観

浸入口

○浸水解析結果 ・地下１階の非常用ＤＧは冠水したが、中地下１階のバッテリ室は浸水なし

○ 解析と現地調査結果との整合性を確認

福島第一原子力発電所３号機タービン建屋内部モデル

D/G室 津波流入によりD/Gの機能喪失

排気ファン （地上面の開口部）

ルーバ

海側

サービス 建屋入口

バッテリ室(中地下1階) 有意な浸水被害無し

大物搬入口

○建屋内浸水解析による福島第一原子力発電所３号機浸水状況の検証

（５）浸水解析手法の整備

27

Ⅳ-28

1983年日本海中部地震津波のシミュレーション（近地津波解析手法）

波源

日本海

日本海の海底地形のモデル

大和堆

北海道

東北 朝鮮半島

北海道

ポーハン

ハフムン

大陸に到達した津波の反射を考慮

海底地形の隆起による津波の増幅を考慮

津波が日本海を伝播する様子の解析結果

境港

柏崎 日本海

比較地点

第一波到達時間（分）

解析結果 観測記録

柏崎 60 60

境港 105 110

第一波到達時間に対する 解析結果と観測記録の比較

比較地点 第一波到達時間（分）

解析結果 観測記録

ハフムン 100 110

ポーハン 110 112

波源

断層のずれで生じた海底変位に基づく海水面の変位として設定

第一波到達時間に対する 解析結果と観測記録の比較

ウォルソン原子発電所

断層のずれ

海水面の変位 上昇 下降

朝鮮半島

大型水路寸法

○模型縮尺1/１0

○実験模型（防潮堤模擬）

・幅1.1ｍ×奥行1.2ｍ×高さ1.2ｍ×厚み0.2ｍ

○長さ１８４m×幅３．５m×深さ１２mの大

型水路（（独）港湾空港技術研究所）

○試験条件

・波高：1.1ｍ

・斜面勾配：1/10（防潮堤前面）

（６）①耐津波関連試験（防潮堤） ○防潮堤試験

・津波の波力特性等に係る基礎データ取得 ・防潮堤の構造健全性、機能限界データ取得・評価

大型水路試験 試験対象：防潮堤

29

（６）②耐津波関連試験（防潮堤） ○防潮堤試験

30

・片開き扉：サイズ（1m×2m）

・扉枠許容せん断変形：2000μ、許容漏水量：0.02m3/h/m2

試験結果（イメージ）

水頭圧

漏水量 せん断変形=0μ

設計×1.0 設計×2.0 設計×3.0

0.02m3/h/m2

水頭圧

漏水量 せん断変形=+2000μ

設計×1.0 設計×2.0 設計×3.0

0.02m3/h/m2

水頭圧

漏水量 せん断変形=+4000μ

設計×1.0 設計×2.0 設計×3.0

0.02m3/h/m2

・水密扉の地震荷重下での水密性確認

せん断変形（縦軸）と水圧試験（◆）の組合せ

せん

断変

形（μ）

試験ケースNo.

○水密扉試験 ・水密扉の耐性及び浸水防止機能限界評価

試験内容

試験装置計画図（静的加力＋水圧試験）

アクチュエーター 水圧タンク 試験体

加圧 ポンプ

（６）③耐津波関連試験（水密扉）

（出典：静岡県ホームページ）

（出典：中部電力ホームページ）

（出典：原子力規制委員会ホームページ）

試験に用いる水密扉仕様 水密扉の例

31

Ⅲ－４ まとめと今後の展開

・「津波に対する構造設計・リスク評価手引き」を策定し、構造設計・残余のリスク評

価手法や具体例を整備

・手引き内容は、新規制基準／審査ガイドの策定に活用されると共に、ＩＡＥＡの技術

基準への反映が採択され、現在作成中

・解析コードの整備、耐津波関連試験の推進及び取得データによる解析コードの検

証等を継続し、リスク評価技術（津波PRA）をはじめとした評価技術の強化・高度化

を図る

○まとめ

○今後の展開

32

被水 没水

波力 洗掘

漂流物衝突 ・・・

原子炉

建屋

タービ

ン建屋

50ｍ

建屋／機器の損傷モードの抽出

入力条件

評価指標

確率密度

現実的耐力曲線 現実的応答曲線

評価指標 (σ, ε等)

確率密度

フラジリティ解析対象迄の遡上状態の解析

重ね合わせ

評価指標

確率密度

ある津波高に対する応答

津波高

炉心損傷頻度

(

ｍ当り)

炉心損傷 頻度(CDF)

起因事象

（例）外部電源喪失

○×

○××

○×××

成功

失敗

原子炉未臨界

非常用電源

炉心冷却

高圧系 低圧系

格納容器熱除去

炉心状態

起因事象

炉心損傷確率＝Σ(事故ｼｰｹﾝｽ確率）

起因事象

（例）外部電源喪失

○×

○××

○×××

成功

失敗

原子炉未臨界

非常用電源

炉心冷却

高圧系 低圧系

格納容器熱除去

炉心状態

起因事象

炉心損傷確率＝Σ(事故ｼｰｹﾝｽ確率）

フォルトツリー解析

イベントツリー解析

フラジリティ#1 フラジリティ#2

低圧炉心冷却系機能喪失

Ｂ系機能喪失

Ａ系機能喪失

Ｃ系機能喪失

配管・弁故障 ポンプ(A)故障 人的過誤 サポート系故障

ポンプ地震損傷 電気系地震損傷

AND

OR

OR

各シーケンスに対し、関連する フラジリティを積算（CDPの作成）

各機能喪失を系統立てて整理

各シーケンスのCDPを合計

[CDP×津波ハザード]の積分値

フラジリティ曲線の組込み

機能喪失過程の組込み

津波ハザード評価

各津波高に対し「現実的応答＞ 現実的耐力」となる損傷確率を算定

炉心損傷頻度の算出

津波高

損傷確率

フラジリティ曲線

建屋・機器フラジリティ評価

津波高

発生頻度

津波ハザード

遡上解析 事故シーケンス評価

ある建屋／機器のある損傷モード

対象とする全ての建屋・機器の 全ての損傷モードに対し作成

津波高

システム機能喪失確率

CDP1 CDPi+1

CDPi+n CDPi+2

補足：リスク評価技術（津波PRA）手順の概要

33

Ⅳ.外的事象に対する重大事故対策 （地震・津波PRA）

34 34

Ⅳ－１ 新規制基準の概要

35

■ 2006年9月に改訂された「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」において「残余のリスク※１」の存在が明記されたが、実行的な対応は行われなかった。

■ 2011年3月の福島第一原子力発電所事故の知見等を踏まえ、2013年6月に新規制基準※２が制定され、重大事故対策の有効性評価に確率論的リスク評価（ＰＲＡ）等を実施することが明記された。

設計事象

超えた事象

設計を

設計基準 外力

達成に要する時間

※１：策定された地震動を上回る地震動の影響が施設に及ぶことにより、施設に重大な損傷事象が発生すること、施設から大量の放射性物質が放散される事象が発生すること、あるいはそれらの結果として周辺公衆に対して放射線被ばくによる災害を及ぼすことのリスク

※２：実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈

損傷レベル

防災対策

耐震・津波設計

重大事故対策

Ⅳ－２ 安全研究等の内容 （１）地震・津波等外的事象ＰＲＡの活用

36

地震動・津波強さ

発生頻度

地震動・津波強さ

損傷確率

機器A

機器B

地震動・津波強さ

炉心損傷頻度

炉心損傷 頻度曲線

炉心損傷 頻度

ハザード曲線 フラジリティ曲線 炉心損傷頻度曲線

プラント情報の収集･分析と事故シナリオの概括的分析の流れ

建屋・機器ﾌﾗｼﾞﾘﾃｨ評価 事故シーケンス評価 ハザード評価

プラント関連情報の収集・分析

プラントウォークダウンの実施

事故シナリオの 概括的な分析・設定

事故シナリオの明確化 と起因事象の分析

建屋・機器リストの作成

○地震・津波ＰＲＡの手順

（２）地震・津波ＰＲＡからの有用なリスク情報

■ 外的事象PRAから得られる有用情報

(1) 炉心損傷頻度（CDF）へ寄与する事故シーケンス、システム、機器の同定（各種安全系がどのように破られるか）

⇒ 多重防護の有効性

(2) 外的事象に対し、複数機器の同時損傷によるCDFへの影響 ⇒ 共通原因損傷

(3) CDFへ寄与する外的事象の大きさ及び超過頻度の範囲 ⇒ 信頼性の妥当性判断

(4) 上記(1)～(3)を踏まえた重大事故対策 ⇒ 対象機器等の同定

(5) CDFの把握 ⇒ 安全目標/性能目標との対比から リスクの程度の国際標準との比較 ■ 評価条件、評価モデル、使用データ、評価結果の明示 ⇒ 透明性、説明性

37

38

（３）地震ＰＲＡ １）地震ＰＲＡ技術の現状認識

■ 地震PRA手法は、米国で1980年、日本で1985年から開発・整備され、30年近い実績を有する。

■ 米国では、U.S.NRCの指示により、1990年代に地震PRA手法 （簡易法によるフラジリティ評価）を用いた個別プラント評価が実

施された。

■ 日本の原子力地震PRA実施基準は、OECD/NEA主催の地震PRA国際会議（2006年）において、U.S.NRCや他の多くの参加機関から極めて高い評価を受けた。

■ 上記国際会議において、「地震PRA技術は成熟している」との決議がなされた。

■ U.S.NRCは、上記原子力学会地震PRA実施基準の英訳化を実施し、NUREG化を進めている。

２）地震ＰＲＡの実行的取り扱い

●地震ハザード評価 （活用）

●フラジリティ評価 （原研法の場合※） ・現実的応答 -設計応答 -応答係数 （設計応答の保守係数） （中央値/標準偏差） ・耐力 -中央値/標準偏差

・新規制基準適合性評価等のデータを用いて、効率的・実効的な評価が可能

基準地震動Ss評価での超過確率 ⇒地震ハザード評価済み

●事故シーケンス評価 ・フォールトツリー（FT） ・イベントツリー（ET）

地震ＰＲＡ評価手順

（活用）

（活用） 内的事象定期安全レビュー ⇒FT・ET評価済み

構造健全性評価 ⇒設計応答評価済み

※：地震PRA実施基準内の手法 ・現実的耐力と現実的応答：詳細法 ・現実的耐力と応答係数：原研法 ・耐力係数と応答係数：Zion法

新規制基準適合性評価での取扱い

39

振動台試験等 ⇒耐力の標準データ整備済み

（活用）

10-2

10-1

100

免震

時の

ＣＤ

Ｆ／

非免

震時

のＣ

ＤＦ

免震化による低減率

左記の全機器

ＣＤＦに寄与する個々の機器

約１

／５

約1/50

非常用DG及び補機ユニット

非常用DG設備冷却系ポンプ及びポンプモーター

残留熱除去系ポンプモーター

ﾓｰﾀｰｺﾝﾄﾛｰﾙｾﾝﾀｰ及びｽｲｯﾁ

ｷﾞｱ

模擬機器（20 ｔ）

コイルばね（上下免震装置）

多段積層ゴム（水平免震）

３）地震ＰＲＡに基づく重大事故対策の評価例

40

免震化による ＣＤＦ低減効果の評価例 （応答低減１／３）

1.0

0.8

0.6

0.4

0.2

0.02000150010005000

損傷

確率

解放基盤での最大加速度（Gal）

非常用ＤＧの損傷確率評価例 （応答低減１／３）

ＪＮＥＳでは地震ＰＲＡ手法を整備し重大事故対策を含めた有効性を定量評価

炉心損傷頻度（CDF）に寄与する機器を抽出⇒非常用ディーゼル発電機（DG）、電気盤等

免震化により地震応答が非免震の１／３～１／５に低減する条件下で地震PRAを実施

非常用DG及び補機ユニットを免震化 ⇒ CDFは約１／５に低減

非常用DGを含むCDFへの寄与が大きい全ての機器を免震化 ⇒ CDFは約１／５０に低減

機器免震試験

（４）津波ＰＲＡ １）津波ＰＲＡ技術の現状認識

41

■経 緯

・JNESは、2004年から津波PRA手法の整備を進め、津波ハザード評価も実施

・JNESは、スマトラ沖津波（2004.12）を踏まえ、IAEA津波特別拠出金事業(EBP) （2007.4 ～2010.3）を提案し、津波PRA手法を活用。

・津波PRAの研究成果は、原子力学会（2007.9）、世界地震工学会議（2008.10）、IAEA国際津波EBP会議（2010.3）等で発表

・東北地方太平洋沖地震（2011.3）を踏まえ、津波設計・評価手引き策定分科会を設置（ 2012年～）

・上記分科会において、「津波に対する構造設計・リスク評価手引き」を策定し、津波PRAを用いたリスク評価審査の考え方や手順等を整備

津波に対する構造設計・リスク評価手引き

（JNESで策定中）

・津波ＰＲＡ手順を福島第一原子力発電所に適用し、その有効性を確認

条件

付損

傷確

率

深さ50mでの津波高さ(m)

防潮堤及び海水系対策の効果

建屋扉水密性、屋外設備高台設置、海水系対策の効果ｍ

当り

の発

生頻

度（回

/ｍ

・年

） 全炉心損傷確率（対策後）

全炉心損傷頻度（対策後）

全炉心損傷頻度（対策前）

全炉心損傷確率（対策前）

津波ハザード

防潮堤高さ相当

10-2

10-1

100

対策

後の

ＣＤ

Ｆ／

対策

前の

ＣＤ

Ｆ

対策による低減率

・防潮堤設置・海水系防水

・電源車、消防車・水密扉設置

約１

／５

約１

／１

０

２）津波ＰＲＡに基づく重大事故対策評価例

42

防潮堤の設置例

※１

※１

※１：中部電力（株）のＨＰより ※２：北陸電力（株）のＨＰより

※２

※１

対策による ＣＤＦ低減効果の評価例

炉心損傷頻度の評価例

防潮堤設置＋海水系防水対策 ⇒ CDFは約１／５に低減

上記＋電源車、消防車＋水密扉 ⇒ CDFは約１／１０に低減

地震

喪失

外部電源

未臨界

原子炉

電源

非常用

過圧防止

原子炉

炉心冷却

津波

防潮堤

ダクト

海水管

ピッ

ト

取水

建屋扉

原子炉

建屋扉

ター

ビン

電源

非常用

過圧防止

原子炉

炉心冷却

除去

残留熱

炉心状態

地震 津　波

炉心損傷４位

炉心損傷１位

炉心損傷５位

炉心損傷２位

炉心損傷３位

３）津波PRAの活用例

43

ｔ=0min. ｔ=46min.

重大事故対策の有効性を確認

Ⅳー３ まとめと今後の課題

44

まとめ

■地震・津波等外的事象ＰＲＡ技術の現状認識及びその有用性等を紹介

■外的事象に対し、着目すべき事故シーケンス、システム及び機器の同定や、重大事故対策等による安全性向上を図る際の評価・判断に活用可能

今後の課題

■地震と津波の重畳（マルチハザード）、複数プラントの同時損傷（マルチユニット／サイト）に関する地震・津波等外的事象PRAに関する評価の実用化