AbstractAn assessment of stainless steels is performed in order to recommend the most suitable structural material for ITER, to identify areas where additional research and development work is needed for full qualification and licensing of the recommended material, and to estimate the cost of such a research and development programme to be completed within a five year time schedule.After a brief assessment of different stainless steel categories, the choice is narrowed down to austenitic stainless steels, and more precisely to the type 316LN composition retained in Europe for the fusion reactors, and used in four generations of fast breeder reactors in France.Material specifications for the recommended steel are presented, incorporating the most recent research and development results, obtained from work performed in Europe, Japan, and the USA.The available database is presented for the selected steel using the boundary conditions extracted from the most recent report by the Joint Central Team on ITER Outline Design, but also incorporating possible changes that may be made in these conditions either for the initial basic performance phase or for the future extended performance phase.For each evaluated property, whether physical, mechanical or environmental, reference values and their corresponding trend curves are presented and, when applicable, lower bound or upper bound design curves are proposed. Using end-of-life properties of unirradiated materials as the reference design critierion, effects of irradiation are evaluated. If the observed changes remain within the safety margins incorporated in design they are considered acceptable. This is shown to be the case for materials irradiated to doses up to 10 dpa at temperatures either less than 200 °C or around 400 °C. If the observed changes exceed or appear to exceed the safety margins incorporated in design they are considered inadequate. In this case additional experiments, and when applicable safety margins, are recommended.Areas where clear conclusions cannot be drawn, or where there is a lack of experimental data, are identified and a five year research and development programme is proposed for the establishment of a comprehensive database allowing full qualification and licensing of the recommended steel. The proposed research and development programme includes plans to use existing fast breeder reactors as a low temperature irradiation means to obtain doses greater than the 10 dpa.
ステンレス鋼の評価が、ITERに最も適した構造材料を推奨するために実施され、推奨材料の完全な認定とライセンス取得に必要な追加の研究開発作業が必要となる領域を特定し、また、そのような研究開発プログラムを5年間のスケジュール内で完了させるための費用を見積もる。異なるステンレス鋼カテゴリーの簡潔な評価の後、選択肢はオーステナイト系ステンレス鋼に絞り込まれ、より具体的には、欧州で核融合炉用に採用され、フランスで4世代にわたる高速増殖炉に使用されてきた316LN組成に絞り込まれる。推奨鋼の仕様が提示され、欧州、日本、米国で実施された研究開発の最新成果が組み込まれている。選択された鋼について、利用可能なデータベースが、ITER概要設計に関する統合中央チームの最新報告書から抽出された境界条件を用いて提示されるが、初期基本性能段階または将来の拡張性能段階のいずれかにおいて、これらの条件に加えられる可能性のある変更も組み込まれている。評価された各特性について、物理的、機械的、環境的のいずれにおいても、参考値と対応する傾向曲線が提示され、該当する場合には、下限設計曲線または上限設計曲線が提案される。非照射材料の寿命末期特性を参考設計基準として用いることにより、照射の影響が評価される。観察された変化が設計に組み込まれた安全余裕内に留まる場合、それらは許容可能とみなされる。これは、200°C未満または約400°Cの温度で最大10 dpaの線量まで照射された材料について実証されている。観察された変化が設計に組み込まれた安全余裕を超えるか、または超えると思われる場合、それらは不適切とみなされる。この場合、追加の実験と、該当する場合には安全余裕が推奨される。明確な結論を導き出せない領域、または実験データが不足している領域が特定され、推奨鋼の完全な認定とライセンス取得を可能にする包括的なデータベースの構築のための5年間の研究開発プログラムが提案される。提案された研究開発プログラムには、10 dpaを超える線量を得るための低温照射手段として既存の高速増殖炉を利用する計画が含まれる。