2020 Annual Meeting

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Oral presentation

IV. Nuclear Plant Technologies » 401-3 Reactor Design, Construction and Examination of Nuclear Power Station, Aseismatic Design, Nuclear Ship

[2J07-11] Advances on the Design Techniques for Reactor Equipment

Tue. Mar 17, 2020 2:45 PM - 4:10 PM Room J (Lecture Bildg. M 2F M-24)

Chair:Isobe Yoshihiro(NFI)

3:30 PM - 3:45 PM

[2J10] Seismic Test Result of the Main Steam Isolation Valve for the Boiling Water Reactor Nuclear Power Plant

*Hideaki Itabashi1, Yoshitaka Tsutsumi2, Koji Nishino1, Shin Kumagai3 (1. TOSHIBA ESS, 2. Chubu Electric Power, 3. HGNE)

Keywords:seismic characteristics, main steam isolation valve, seismic test, seismic operability, validated response acceleration

沸騰水型原子力発電所に設置される主蒸気隔離弁の地震時機能維持は、既往の耐震試験実績等により評価してきたが、昨今の基準地震動の見直しに伴い応答加速度が大きくなってきていることを受け、高加速度に対する機能維持評価が必要となっている。また、地震PRAにおける機器フラジリティの観点でも、現実的な機能維持限界を求める必要がある。そこで、これまでにない加速度レベルでの耐震試験が可能な(一財)電力中央研究所の共振振動台を使用して、主蒸気隔離弁の耐震試験を実施した結果、既往の試験実績加速度を大きく上回る15×9.8m/s2においても機能維持を確認できる結果を得た。