Development of the material strength standard of 316FR steel and modified 9Cr-1Mo steel for next-generation fast reactor in Japan

次世代高速炉用の316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の材料強度基準の開発

鬼澤 高志  ; 豊田 晃大 ; 今川 裕也 ; 岡島 智史 ; 安藤 勝訓 

Onizawa, Takashi; Toyota, Kodai; Imagawa, Yuya; Okajima, Satoshi; Ando, Masanori

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、安全性と経済性を高い次元で両立させた高速炉を実現するために、高速炉設計に必要な材料強度基準の開発を進めている。JAEAはこれまでに取得したデータ及びその評価結果に基づいて材料強度基準を策定し、日本機械学会規格発電用設備規格第2編高速炉規格に規格化している。本論文では、日本機械学会規格に規格化した材料強度基準の概要と、今後の改定に向けた検討状況について述べる。

In order to realize a fast reactor that achieves both safety and economic efficiency at a high level, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is developing the material strength standard for fast reactor design. JAEA has developed the material strength standard based on the acquired data and its evaluation results, and the standard have been incorporated in the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) code, Rules on the Design and Construction of Nuclear Power Plants, Section II, Fast Reactors (JSME D&C FRs Code). This paper describes the standard that recently incorporated in the JSME D&C FRs code and ongoing studies for improvements in the near future.