Development of in-service inspection rules for sodium-cooled fast reactors using the system based code concept

システム化規格概念に基づくナトリウム冷却高速炉用供用期間中検査規定の開発

高屋 茂  

Takaya, Shigeru

効果的で効率的な供用期間中検査は原子力発電所の安全性,安定運転,経済性のために重要であり、炉型や個別の設計の特徴を十分考慮して設定する必要がある。ナトリウム冷却高速炉は、いくつかの望ましい特徴を有する一方、既存の体積検査等の実施が軽水炉に比べて難しい。歴史的には米国機械学会規格Section XI, Division 3が、液体金属炉用の供用期間中検査規定を提供していたが、整備途中の段階であり、実用的には適用できる状態ではなかった。このため、米国機械学会及び日本機械学会の協力のもとに、代替要求を与えるコードケースN-875が、システム化規格概念を用いて整備された。コードケースの主要な特徴のひとつは、機器の信頼性目標に基づき検査要求を決定するフローである。最近、新型炉を対象とするSection XI, Division 2が、米国機械学会で整備されたが、当該規格は、システム化規格概念と主要概念を共有しており、コードケースの内容も取り込まれている。また、日本機械学会においても、コードケースを参考に高速炉用維持規格が開発され、発刊予定となっている。

Effective and efficient ISI is crucial for safety, stable operation, and economic efficiency of nuclear power plants. ISI rules need to be developed rationally by considering features of the reactor type and design of an individual nuclear power plant. SFRs have several desirable features while traditional ISI methods are not as easily performed as in light water reactors. ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI, Division 3 had provided ISI rules for liquid-metal cooled reactors. However, several parts of the Code were left as being in the course of preparation, thus it was practically difficult to apply. To address this situation, a new Code Case, N-875, was developed based on the SBC concept in cooperation between ASME and JSME. One of key features of the Case is the logic flow to determine ISI requirements by using reliability targets for components. Recently, a new Section XI, Division 2, Reliability and Integrity Management (RIM), has been developed for advanced nuclear reactors. RIM shares some key concepts with SBC, and the Case has been partially incorporated. JSME has also developed a new fitness-for-service code for SFRs by referring the Case, and it will be published soon.