[3F01-04] 先進原子炉機器設計と耐震技術

[3F03] 沸騰⽔型原⼦⼒発電所に使⽤される主蒸気隔離弁の耐震試験結果（その2）

*板橋 英亮¹、堤 喜隆²、⻄野 浩⼆¹、熊⾕ 真³、久保田 亮³、種村 翔太³ (1. 東芝ESS、2. 中部電力、3. 日立GE)

キーワード：耐震性、隔離弁、主蒸気隔離弁、耐震試験、機能維持確認済加速度

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、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^※1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。これまでの加振試験において15×9.8m/s²での機能維持を確認できる結果を得ているが、さらなる⾼加速度に対する機能維持試験評価として、20×9.8m/s²においても機能維持を確認できる結果を得た。
※1　PRA：確率論的リスク評価（Probabilistic Risk Assessment）