構造Ａ２５−１−３耐震安全性評価に関する条件等の整理表（福島第一原子力発電所５号機と３号機の比較）【建物・構築物等】（表の記載内容に関する主な相違点に下線を付す。）東京電力㈱福島第一原子力発電所５号機 BWR Mark-Ⅰ型鋼製格納容器 78.4 万 KW 東京電力㈱福島第一原子力発電所３号機 BWR Mark-Ⅰ型鋼製格納容器 78.4 万 KW 原子炉設置許可年月日 1971 年 9 月 23 日 1970 年 1 月 23 日運転開始年月日基準地震動解放基盤表面のの策定位置及びせん断波速度基準地震動の最大加速度値及び支配的な震源等（【】内） 1978 年 4 月 18 日 O.P.-196.0m（G.L.-209.0m） Vs=約 750m/sec 1976 年 3 月 27 日 O.P.-196.0m（G.L.-206.0m） Vs=約 700m/sec 事業者、サイト及びユニット炉型等及び出力 Ss-1：水平 450Gal、鉛直 300Gal 【内陸地殻内地震（双葉断層による地震 M7.6）、プレート間地震（仮想塩屋崎沖の地震 M7.9）、模擬地震波】 Ss-2：水平 600Gal、鉛直 400Gal 【海洋プレート内地震（想定敷地下方の地震 M7.1）、模擬地震波】 Ss-3：水平 450Gal、鉛直 300Gal 【震源を特定せず策定する地震動、模擬地震波】基準地震動を解放基盤表面から一次入力地震動水平方向元波動論により引き上げ、地震応答の算定法解析モデルの各地盤ばね位置の入力地震動を評価（地盤モデルの層分割等に若干の相違有り）鉛直方向基準地震動を解放基盤表面から一次基準地震動を解放基盤表面から一次元波動論により引き上げ、地震応答元波動論により引き上げ、地震応答解析モデルの基礎底面位置の入力地解析モデルの基礎底面位置の入力地震動を評価震動を評価（地盤モデルの層分割等に若干の相違有り）原子炉建屋基礎平面形状 57.4m(EW) ×49.0m(NS) 57.4m(EW) ×47.0m(NS) の形状基礎底∼最高部・高さ 62.11m（基礎底 O.P.-3.06m、・高さ 61.78m（基礎底 O.P.-6.06m、までの高さ最高部 O.P.+59.05m）最高部 O.P.+55.72m）及び敷地高・敷地高 O.P.+13.0m ・敷地高 O.P.+10.0m ・解析上考慮した埋め込み深さ：・解析上考慮した埋め込み深さ： O.P.-3.06m から O.P.1.25m までを O.P.-6.06m から O.P.-2.06m まで考慮を考慮原子炉建屋設計ベース or 設計ベース（コンクリート強度につ設計ベース（コンクリート強度につの地震応答診断ベースいては、実強度を使用）いては、実強度を使用）解析モデル Ss-1：水平 450Gal、鉛直 300Gal 【内陸地殻内地震（双葉断層による地震 M7.6）、プレート間地震（仮想塩屋崎沖の地震 M7.9）、模擬地震波】 Ss-2：水平 600Gal、鉛直 400Gal 【海洋プレート内地震（想定敷地下方の地震 M7.1）、模擬地震波】 Ss-3：水平 450Gal、鉛直 300Gal 【震源を特定せず策定する地震動、模擬地震波】基準地震動を解放基盤表面から一次元波動論により引き上げ、地震応答解析モデルの各地盤ばね位置の入力地震動を評価 1 事業者、サイト及びユニット水平方向モデル・質点系 SR モデル（一軸）・底面水平ばね及び回転ばねを考慮（地盤∼建屋相互作用を考慮。振動アドミッタンス理論に基づく近似法により評価）・側面水平ばね及び回転ばねを考慮（埋込み効果考慮。NOVAK のばねに基づく近似法により評価）鉛直方向モデル・質点系軸ばねモデル（一軸）＋屋根トラスモデル・底面鉛直ばねを考慮（地盤∼建屋相互作用を考慮。振動アドミッタンス理論に基づく近似法により評価）ｺﾝｸﾘｰﾄ強度実強度東京電力㈱福島第一原子力発電所３号機・質点系 SR モデル（一軸）・底面水平ばね及び回転ばねを考慮（地盤∼建屋相互作用を考慮。振動アドミッタンス理論に基づく近似法により評価）・側面水平ばね及び回転ばねを考慮（埋込み効果考慮。NOVAK のばねに基づく近似法により評価）（建屋モデルの諸元等に若干の相違有り）・質点系軸ばねモデル（一軸）＋屋根トラスモデル・底面鉛直ばねを考慮（地盤∼建屋相互作用を考慮。振動アドミッタンス理論に基づく近似法により評価）（建屋モデルの諸元等に若干の相違有り）実強度剛性評価耐震壁のみを考慮耐震壁のみを考慮原子炉建屋の地震応答解析モデル東京電力㈱福島第一原子力発電所５号機減衰定数（モーダ RC：5%、S：2% ル減衰の算定法）（ひずみエネルギー比例型）非線形特性・耐震壁の復元力特性・基礎底面地盤ばねに基礎浮上がりによる幾何学的非線形性を考慮地震応答接地率 87.3%(EW) 、78.1%(NS)【Ss-2】＊解析固有周期（建屋- Ss-1：0.392sec(EW、連成) 地盤連成 1 次） 0.407sec(NS、連成) 0.317sec(UD、屋根トラス) 0.238sec（UD、連成） Ss-2：0.386sec(EW、連成) 0.401sec(NS、連成) 0.317sec(UD、屋根トラス) 0.235sec（UD、連成） Ss-3：0.392sec(EW、連成) 0.407sec(NS、連成) 0.317sec(UD、屋根トラス) 0.238sec（UD、連成）耐震壁の最大応答せん断ひずみ原子炉建屋評価基準＜ 2.0×10-3 の耐震安全性評価評価結果最大で 0.19×10-3 （５階 O.P.+42.92m ∼O.P.+50.82m、EW 方向）【Ss-1】＊＊結果に支配的な基準地震動を【】内に記載 2 RC：5%、S：2% （ひずみエネルギー比例型）・耐震壁の復元力特性・基礎底面地盤ばねに基礎浮上がりによる幾何学的非線形性を考慮 85.7%(EW) 、72.7%(NS) 【Ss-2】＊ Ss-1：0.377sec(EW、連成) 0.396sec(NS、連成) 0.292/sec(UD、屋根トラス) 0.227sec（UD、連成） Ss-2：0.372sec(EW、連成) 0.390sec(NS、連成) 0.292sec(UD、屋根トラス) 0.223sec（UD、連成） Ss-3：0.377sec(EW、連成) 0.396sec(NS、連成) 0.292sec(UD、屋根トラス) 0.227sec（UD、連成）耐震壁の最大応答せん断ひずみ＜ 2.0×10-3 最大で 0.13×10-3 （１階 O.P.+10.20m ∼O.P.+18.70m、NS 方向）【Ss-2】＊【機器・配管系】（表の記載内容に関する主な相違点に下線を付す。）事業者、サイト及びユニット東京電力㈱福島第一原子力発電所５号機東京電力㈱福島第一原子力発電所３号機評価対象設備【Ｓクラスの設備】・原子炉圧力容器・原子炉格納容器・炉心支持構造物・残留熱除去系ポンプ・残留熱除去系配管・主蒸気系配管・制御棒（挿入性）【Ｓクラスの設備】・原子炉圧力容器・原子炉格納容器・炉心支持構造物・残留熱除去系ポンプ・残留熱除去系配管・主蒸気系配管・制御棒（挿入性）床応答スペ水平方向クトルの拡幅設備設置位置における応答スペクト設備設置位置における応答スペクトルを周期軸方向に±10%拡幅し、評価ルを周期軸方向に±10%拡幅し、評価用床応答スペクトルを設定用床応答スペクトルを設定（NS、EW 方向包絡スペクトル）（NS、EW 方向包絡スペクトル）鉛直方向同上同上水平方向及び鉛直方向の地震力基本的には二乗和平方根（SRSS）法基本的には二乗和平方根（SRSS）法の組合せ地震応答解応答倍率法析手法及び応力評価手法・床応答スペクトルを用いる設備に・床応答スペクトルを用いる設備においては、Ss による床応答スぺクおいては、Ss による床応答スぺクトルと既往評価における床応答ストルと既往評価における床応答スぺクトルから応答加速度の比（「応ぺクトルから応答加速度の比（「応答比」）として、評価を実施（水平答比」）として、評価を実施（水平方向と鉛直方向の応答加速度を組方向と鉛直方向の応答加速度、それみ合わせる場合は SRSS 法を適用しぞれにより応答比を算定し、そのうて応答比を算定）ち大きな方を評価用の応答比として採用）・大型機器連成モデル解析による荷・大型機器連成モデル解析による荷重重を用いる設備においては、設計時を用いる設備においては、設計時のの各荷重と Ss に対する各荷重の比各荷重と Ss に対する各荷重の比をを「応答比」として、評価を実施「応答比」として、評価を実施・応答比を算定する際に自重を考慮・応答比を算定する際、鉛直方向の震する場合、鉛直方向の震度に 1.0 を度に 1.0 を加算しない。加算・原子炉格納容器について応答倍率・原子炉格納容器および炉心支持構造法を適用した評価を実施物について応答倍率法を適用した評価を実施詳細法の実施・原子炉圧力容器、炉心支持構造物、・原子炉圧力容器、残留熱除去系ポン残留熱除去系ポンプおよび配管にプおよび配管について詳細評価を実施ついて詳細評価を実施構造強度評価工認評価時において最大応力が発生工認評価時において最大応力が発生した部位に対して、応答倍率法、またした部位に対して、応答倍率法、または詳細法により評価値を算定し評価は詳細法により評価値を算定し評価基準値と比較基準値と比較動的機能維持評価制御棒挿入性の評価を実施 3 制御棒挿入性の評価を実施事業者、サイト及びユニット東京電力㈱福島第一原子力発電所５号機地震応答解制御棒挿入性析手法及び応力評価手法地震による燃料集合体の相対変位が地震による燃料集合体の相対変位が試験により制御棒の挿入性が確認さ試験により制御棒の挿入性が確認された相対変位以下であることを確認れた相対変位以下であることを確認減衰定数水平 JEAG4601-1991 追補版に基づく。 JEAG4601-1991 追補版に基づく。試験等の結果を活用（評価対象設備に試験等の結果を活用（評価対象設備に未適用）適用）鉛直基本的には水平と同じ値剛体挙動する機器は１％評価対象評価対象設備の耐震安全性評価評価設備部位原子炉基礎圧力容器ボルト原子炉ドライ格納容器ウェル炉心支持ｼｭﾗｳﾄﾞ構造物ｻﾎﾟｰﾄ残留熱除去系ポンプ残留熱除去系配管基礎ボルト配管本体応力基準値評価＊応力計算値分類 MPa 評価基準値評価手法＊（MPa）引張 39 222 ② 引張 36 222 ② 膜 90 255 ① 膜 199 255 ① 軸圧縮 24 231 ② 軸圧縮 33 208 ① 膜 86 300 ② 膜 85 300 ② 引張 29 202 ② 引張 42 185 ② 一次 197 364 ② 一次 268 363 ② 一次 356 417 ② 一次 183 417 ② 13.8 [mm] 40.0 [mm] ② 相対 14.8 [mm] 40.0 [mm] ② 配管配管本体制御棒燃料相対挿入性集合体変位＊ ①：応答倍率法による評価評価基本的には水平と同じ値剛体挙動する機器は１％分類主蒸気系評価結果が厳しい機器・配管系の評価計算値東京電力㈱福島第一原子力発電所３号機（MPa）特になし手法変位特になし ②：詳細評価 4 MPa