Development of a material strength standard for Japanese demonstration fast breeder reactor

実証炉用材料強度基準の開発について

鬼澤 高志  ; 永江 勇二 ; 若井 隆純 ; 浅山 泰 

Onizawa, Takashi; Nagae, Yuji; Wakai, Takashi; Asayama, Tai

本論文では、2025年頃の運転開始を予定している実証炉構造材料に適用予定の新材料の基準化におけるJAEAの方針について検討を実施した。実証炉構造材料には、炉容器及び炉内構造物に316FRを、冷却系全般に改良9Cr-1Mo鋼を採用予定である。316FRは、JISのSUS316の規格成分範囲内で開発したオーステナイト系ステンレス鋼であり、日本の規格に規格化されていない。改良9Cr-1Mo鋼はORNLで開発されたASME Gr.91材であり、ASMEやASTMに規格化されているものの、日本の規格には規格化されていない。そのため、高速炉構造材料に採用するためには材料の規格化が必要である。これらのことから、実証炉用材料強度基準開発における課題と開発方針を検討した。

This paper discusses about the activities for codification of new structural materials in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) for the Japanese demonstration fast breeder reactor (DFBR), of which operation is presumed to be around 2025. 316FR is to be used for a reactor vessel and internals and Mod.9Cr-1Mo is to be used for primary and secondary coolant circuits, including intermediate heat exchangers and steam generators. 316FR has not been registered in current codes and standards. Mod.9Cr-1Mo is codified in ASTM/ASME, but it has not been registered in current Japanese nuclear codes and standards either. Therefore, it is necessary to include the materials in the JSME FBR Code. The paper summarized currently available data and information on the above items and shows path forward to the development of a material strength standard for DFBR.