DE69824702T2

DE69824702T2 - Austenitischer rostfreier stahl mit widerstand gegen schädigung durch neutronenstrahlung

Info

Publication number: DE69824702T2
Application number: DE69824702T
Authority: DE
Inventors: Toshio Takasago-shi YONEZAWA; Toshihiko Takasago-shi IWAMURA; Koji Takasago-shi FUJIMOTO
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 1997-08-19
Filing date: 1998-08-12
Publication date: 2005-08-04
Anticipated expiration: 2018-08-13
Also published as: KR20000068776A; DE69824702D1; JP3495377B2; CN1084796C; CN1236401A; WO1999009229A1; EP0964072A4; CA2269038A1; ES2221185T3; EP0964072B1; EP0964072A1; KR100315621B1; CA2269038C

Description

Hintergrund der Erfindung
1. Gebiet der Erfindung
Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf einen Austenit-Edelstahl mit hervorragender Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau, der z. B. als Strukturelement im Inneren des Reaktors eines Kernkraftwerkes vom Leichtwasserreaktor-Typ verwendet wird.
2. Beschreibung des Standes der Technik
Austenit-Edelstähle, die üblicherweise als Strukturelement (Bolzen, Platte und dergleichen) im Inneren des Reaktors eines Kernkraftwerkes vom Leichtwasserreaktor-Typ verwendet wurden, wie z. B. SUS 304 und SUS 316, neigen zu einem Mangel an Cr oder weisen konzentriertes Ni, Si, P, S und dergleichen in ihrer Korngrenze auf, wenn sie jahrelang verwendet und einer Neutronenbestrahlung von 1 × 10²¹ n/cm² (E > 1 MeV) oder größer ausgesetzt werden. Es ist bekannt, daß in einem solchen Fall, bei Vorliegen einer hohen Lastbeanspruchung, der Austenit-Edelstahl dazu neigt, eine Spannungsrißkorrosion (SCC) in der Betriebsumgebung eines Leichtwasserreaktors zu verursachen. Ein solches Phänomen wird als "strahlungsbedingte Spannungsrißkorrosion" (IASCC) bezeichnet. Obwohl ein großer Bedarf an der Entwicklung eines Materials mit einer niedrigen IASCC-Empfindlichkeit besteht, wurde bisher noch kein solches Material mit einer niedrigen IASCC-Empfindlichkeit, d. h. mit herausragender Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau, industriell gefertigt.
Als Strukturelement im Inneren des Reaktors eines Kernkraftwerkes mit Leichtwasserreaktor wurden Austenit-Edelstähle, wie SUS 304 und SUS 316, verwendet. Wenn solche Elemente über lange Jahre verwendet und einer Neutronenbestrahlung von 1 × 10²¹ n/cm² (E > 1 MeV) oder größer ausgesetzt werden, ist eine weitere nachteilige Veränderung bezüglich der Konzentration eines Elementes in der näheren Umgebung seiner Korngrenze festzustellen, die vor der Verwendung nicht oder nur geringfügig auftrat. Mit anderen Worten, die nähere Umgebung der Korngrenze weist einen Mangel an Cr und Mo auf oder ist mit Elementen wie Ni, Si, P und S angereichert. Dieses Phänomen wird als "strahlungsinduzierte Segregation (RIS)" bezeichnet. Wie zuvor beschrieben, verursacht das Vorliegen einer hohen Lastbeanspruchung oder einer Restbeanspruchung im Segregationszustand bekanntlich meist eine Spannungsrißkorrosion (strahlungsbedingte Spannungsrißkorrosion: IASCC) in Wasser mit hoher Temperatur und hohem Druck, d. h. in der Neutronenbestrahlungsumgebung in einem Leichtwasserreaktor.
Die vorliegenden Erfinder entwickelten einen Ni-reichen Austenit-Edelstahl als Material mit hervorragender Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau mittels Wärmebehandlung eines Edelstahls einer spezifischen Zusammensetzung, d. h. eines Ni-reichen Edelstahls, um die kristalline Form in der Legierung zu optimieren und dann den resultierenden Stahl einer Nachbearbeitung zu unterziehen, und schlugen dies bereits vor (japanische Patentanmeldung, Offenlegungsschrift Nr. 9-125205).
Zusammenfassung der Erfindung
Ein Ziel der vorliegenden Erfindung besteht darin, angesichts der Situation des zuvor beschriebenen Standes der Technik ein Strukturmaterial bereitzustellen, das ein herkömmliches Strukturmaterial SUS 304, SUS 316 oder SUS 310S gemäß JIS (japanische Industrienorm) als Basislegierung verwendet, ohne einen Hoch-Ni-Edelstahl mit einem hohen Ni-Gehalt zu verwenden, und das keine Spannungsrißkorrosion (SCC) in der Betriebsumgebung (in Wasser mit hoher Temperatur und hohem Druck) eines Leichtwasserreaktors verursacht, was auf eine Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau zurückzuführen ist.
Im Hinblick darauf, das zuvor beschriebene Problem zu überwinden, führten die vorliegenden Erfinder verschiedene Untersuchungen der Eigenschaften eines Austenit-Edelstahls durch. Dabei wurde festgestellt, daß, basierend auf dem Wert der intergranulären Segregation eines neutronenbestrahlten Materials, der von S. Dambyl und W. Hanks (Sixth International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors, 521 (1993)), gemessen wurde, Konzentrationsveränderungen von Cr und Ni in der Korngrenze, die von den vorliegenden Erfindern berechnet wurden, und Versuchsergebnisse für die SCC von neutronenbestrahltem SUS 304 und SUS 316, welche die vorliegenden Erfinder bisher erwarben, bei einer vergleichenden Untersuchung die zuvor beschriebene IASCC auftritt, wie dies in 1 gezeigt ist, wenn die Konzentration von Cr in der Korngrenze nach Neutronenbestrahlung nicht größer als 15% und die von Ni nicht kleiner als 20% wird. Der dunkel gezeichnete Abschnitt von 1 zeigt den Entstehungsbereich der SCC.
Die vorliegenden Erfinder gingen davon aus, daß ein solches Phänomen der IASCC auftritt, weil sich die Elementkonzentration in der Korngrenze derjenigen der Zusammensetzung der Legierung 600 (NCF 600 nach JIS) nähert. Wie speziell beschrieben, gehen sie davon aus, daß die Neutronenbestrahlung die Cr-Konzentration senkt und die Ni-Konzentration der Zusammensetzung in der Korngrenze erhöht, wodurch sich die Zusammensetzung der von Alloy 600 (unbestrahltes Material; Ni ≥ 72%, Cr = 14–17%) nähert, so daß eine Spannungsrißkorrosion (PWSCC: Spannungsrißkorrosion, die in Primärwasser auftritt) in Wasser mit hoher Temperatur und hohem Druck auftritt, wie dies bei Alloy 600 häufig zu beobachten ist. Nach dem gegenwärtigen Stand jedoch ist der Mechanismus des Auftretens der PWSCC noch nicht genau erforscht.
Es ist bekannt, daß die herkömmliche Legierung auf Ni-Basis {Incone 1750 (NCF750 nach JIS) oder Alloy 690 (NCF690 nach JIS)} eine gefestigte Korngrenze und eine verbesserte PWSCC-Beständigkeit haben kann, indem man sie der Alterungsbehandlung unter bestimmten Bedingungen (spezielle Wärmebehandlung) unterzieht, wobei in der Korngrenze M₂₃C₆ (ein Karbid, das hauptsächlich Cr als M aufweist), der Matrixphase angepaßt, präzipitiert und dadurch eine angepaßte Präzipitation dieses M₂₃C₆ verursacht wird, die in der Korngrenze abgestimmt ist. Die vorliegenden Erfinder stellten fest, daß, wenn eine solche spezielle Wärmebehandlung, wie sie bisher für eine Legierung auf Ni-Basis eingesetzt wurde, auf die herkömmlichen Stähle SUS 304, SUS 316 oder SUS 310S angewandt wird, die Korngrenze verstärkt und die SCC-Beständigkeit verbessert werden kann, indem M₂₃C₆, der Matrixphase angepaßt, in der Korngrenze präzipitiert wird, und zwar selbst dann, wenn durch die Neutronenbestrahlung die Cr-Konzentration gesenkt und die Ni-Konzentration der Zusammensetzung in der Nähe der Korngrenze erhöht wird.
Auf der Grundlage der obigen Erkenntnisse führten die vorliegenden Erfinder eine weitere Untersuchung durch und vervollständigten die vorliegende Erfindung durch Einsetzen von SUS 304 oder SUS 316 als Grundlegierung und mit einer Kombination aus einer Behandlung in fester Lösung unter spezifischen Bedingungen, einer Alterungsbehandlung (Wärmebehandlung), um die kristalline Form in der Legierung zu optimieren, und einer Nachbearbeitungsbehandlung (Kaltbearbeitung).
Die vorliegende Erfindung stellt den Austenit-Edelstahl mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau bereit, der dadurch erhalten wird, daß ein Edelstahl einer Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1000°–1180°C und der so behandelte Stahl dann einer Alterungsbehandlung bei 600–750°C unterzogen wird, wobei der Edelstahl aus nicht mehr als 0,08 Gew.-% C, nicht mehr als 2,0 Gew.-% Mn, nicht mehr als 1,5 Gew.-% Si, nicht mehr als 0,045 Gew.-% P, nicht mehr als 0,030 Gew.-% S, 8,0–22,0 Gew.-% Ni, 16,0–26,0 Gew.-% Cr und der Rest aus Fe besteht.
Der Austenit-Edelstahl gemäß der vorliegenden Erfindung kann dadurch erhalten werden, daß der Edelstahl einer Kaltbearbeitungsbehandlung von bis zu 30% zwischen der Wärmebehandlung in fester Lösung und der Alterungsbehandlung unterzogen wird.
Der Edelstahl, der bei der vorliegenden Erfindung verwendet wird, kann 3,0 Gew.-% Mo oder weniger enthalten. Bei dem Edelstahl kann es sich beispielsweise um SUS 316 gemäß JIS handeln. Wenn SUS 316 verwendet wird, erstreckt sich der Temperaturbereich der Wärmebehandlung in fester Lösung von 1000°–1150°C.
Ferner kann es sich bei dem Edelstahl z. B. um SUS 304 gemäß JIS handeln. Wenn SUS 304 verwendet wird, liegt der Temperaturbereich der Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1000°–1150°C.
Bei dem Edelstahl kann es sich ferner z. B. um SUS 310S gemäß JIS handeln. Wenn SUS 310S verwendet wird, liegt der Temperaturbereich der Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1030°–1180°C.
Kurze Beschreibung der Zeichnungen
1 stellt die Beziehung zwischen den Cr- und Ni-Konzentrationen und der SCC-Empfindlichkeit in der Korngrenze einer Legierung dar, wie sie anhand des Meßwertes der intergranulären Segregation eines neutronenbestrahlten Materials angenommen wird, und
2 zeigt die Form und Größe des Probestücks, das bei dem SCC-beschleunigten Test verwendet wurde.
Detaillierte Beschreibung der bevorzugten Ausführungsformen
Der Austenit-Edelstahl nach der vorliegenden Erfindung, der gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau beständig ist, ist ein Material mit hervorragender SCC-Beständigkeit unter der Umgebung eines Leichtwasserreaktors, insbesondere in Wasser mit einer hohen Temperatur und einem hohen Druck von etwa 270°–360°C/70–160 atm, selbst nach einer Neutronenbestrahlungsbelastung von mindestens 1 × 10²² n/cm² (E > 1 MeV). Das andere strukturelle Material, das im Inneren des Reaktors verwendet wird, ist hauptsächlich ein Austenit-Edelstahl, wie z. B. SUS 304 oder SUS 316. Es ist daher notwendig, ein Material zu verwenden, das einen ähnlichen Wärmedehnungskoeffizienten wie SUS 304 oder SUS 316 aufweist, um die Spannung zu verringern, die durch den Unterschied eines Wärmedehnungskoeffizienten zwischen unterschiedlichen strukturellen Materialien verursacht wird. Der Austenit-Edelstahl gemäß der vorliegenden Erfindung hat einen Wärmedehnungskoeffizienten von 15 × 10^–6 bis 19 × 10^–6/K, der nahe 16 × 10^–6 bis 18 × 10^–6/K liegt, d. h. einen mittleren Wärmedehnungskoeffizienten des üblicherweise verwendeten SUS 304 oder SUS 316 im Temperaturbereich von Raumtemperatur (20°C) bis 400°C.
Beispiele für den Austenit-Edelstahl mit solchen Eigenschaften umfassen Austenit-Edelstähle, die dadurch erhalten werden, daß als Ausgangsmaterial SUS 304, der in der JIS angegeben ist und in Gew.-% aus nicht mehr als 0,08% C, nicht mehr als 2,0% Mn, nicht mehr als 1,0% Si, nicht mehr als 0,045% P, nicht mehr als 0,030% S, 8,0 bis 10,5% Ni, 18,00 bis 20,00% Cr, Rest Fe, besteht, SUS 316, der in der JIS angegeben ist und in Gew.-% aus nicht mehr als 0,08% C, nicht mehr als 2,0% Mn, nicht mehr als 1,0 Gew.-% Si, nicht mehr als 0,045% P, nicht mehr als 0,030% S, 10,0 bis 14,0% Ni, 16,00 bis 18,00% Cr, 2,00 bis 3,00% Mo, Rest Fe, besteht oder SUS 310S, der in der JIS angegeben ist und in Gew.-% aus nicht mehr als 0,08% C, nicht mehr als 2,00% Mn, nicht mehr als 1,50% Si, nicht mehr als 0,045% P, nicht mehr als 0,030% S, 19,0 bis 22,0% Ni, 24,00 bis 26,00% Cr, Rest Fe, besteht, verwendet werden, wobei die Stahlbasis einer Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1000° bis 1150°C (SUS 304 oder SUS 316) oder 1030° bis 1180°C (SUS 310S) oder, falls erforderlich, einer Kaltbearbeitungsbehandlung in einem Ausmaß der Behandlung von 30% des Ausmaßes der Behandlung in einem Temperaturbereich unterzogen wird, der nicht höher als der Umkristallisationspunkt nach der Wärmebehandlung in fester Lösung bei der zuvor beschriebenen Temperatur ist, und dann der so behandelte Stahl einer Alterungsbehandlung bei 600° bis 750°C für bis zu 100 Stunden unterzogen wird.
Bei dem zuvor beispielhalber beschriebenen Edelstahl tritt in der Korngrenze eine Präzipitation von M₂₃C₆ (Karbid, das hauptsächlich Cr als M aufweist), zusammen mit einer Matrixphase auf, wodurch es möglich wird, die Korngrenze zu festigen und die SCC-Beständigkeit zu verbessern.
SUS 304 oder SUS 316 mit der zuvor beschriebenen Zusammensetzung wird einer Behandlung in einer festen Lösung bei 1000 bis 1150°C unterzogen, oder SUS 310 mit der zuvor beschriebenen Zusammensetzung wird einer Behandlung in fester Lösung bei 1030 bis 1180°C unterzogen, wodurch ein gelöstes Atom in der Legierung eine feste Lösung in der Matrix bildet. Der so behandelte Austenit-Edelstahl wird, falls gewünscht, einer Kaltbearbeitungsbehandlung bis zu höchstens 30% innerhalb eines Temperaturbereiches unterzogen, der nicht höher als sein Umkristallisationspunkt ist, um in den Kristallkörnern Dislokationen aufgrund von Gleitverformung zu fördern, wodurch die Festigkeit als Bolzenmaterial oder dergleichen erhöht werden kann, ohne die SCC-Beständigkeit zu verlieren. Die Wärmebehandlung (Alterungsbehandlung) bei 600 bis 750°C nach der zuvor beschriebenen Behandlung in fester Lösung oder auch die Behandlung in fester Lösung und die Kaltbearbeitungsbehandlung gestatten die Präzititation von M₂₃C₆ (einem Karbid, das hauptsächlich Cr als M aufweist), das an Matrixphase in der Korngrenze angepaßt ist, was die Korngrenze festigt und die SCC-Beständigkeit verbessert. Zusätzlich wird, falls notwendig, eine bis zu 30%-ige Kaltbearbeitungsbehandlung durchgeführt, um die Festigkeit von Produkten sicherzustellen, bei denen die vorliegende Erfindung Anwendung findet.
Um das Ziel der vorliegenden Erfindung zu erreichen, muß das Ausmaß der Kaltbearbeitungsbehandlung nicht so groß sein, und ein Maximum von etwa 30% ist ausreichend. Wenn dieses Ausmaß 30% übersteigt, ist der so erhaltene Edelstahl aufgrund einer Verringerung der Duktilität trotz einer Erhöhung der Festigkeit als Strukturmaterial nicht geeignet.
Wenn die Alterungsbehandlung bei einer Temperatur von weniger als 600°C durchgeführt wird, ist es, selbst bei mehrstündigem Erwärmen, unmöglich, an die Matrixphase in der Korngrenze angepaßtes M₂₃C₆ in ausreichender Menge zu präzipitieren, und daher ist es unmöglich, die angestrebte SCC-Beständigkeit zu erreichen. Wenn die Alterungstemperatur 750°C überschreitet, bildet das an die Matrixphase angepaßte M₂₃C₆ andererseits erneut eine feste Lösung, und es kommt nicht zur Präzipitation. Dementsprechend liegt ein bevorzugter Temperaturbereich, der eine ausreichende Präzipitation von M₂₃C₆ bewirkt, bei 600 bis 750°C. Obwohl die Alterungsbehandlung für kurze Zeit innerhalb eines Temperaturbereichs von 600 bis 750°C wirksam ist, ist es erwünscht, die Behandlung für mindestens eine Stunde durchzuführen, um M₂₃C₆ ausreichend zu präzipitieren und eine hohe SCC-Beständigkeit zu erreichen. Im allgemeinen reichen bis zu etwa 100 Stunden für die Behandlung aus. Falls erforderlich, wird zusätzlich eine bis zu 30%ige Kaltbearbeitungsbehandlung durchgeführt, um die Festigkeit der Produkte sicherzustellen, bei denen die vorliegende Erfindung Anwendung findet.
Da es denkbar ist, daß eine strahlungsbedingte Spannungsrißkorrosion (IASCC) beinahe gleichzeitig mit einer Verschlechterung des Materials erfolgt, die der hohen Lastbeanspruchung und der Neutronenbestrahlung zuzuschreiben ist, zielt die vorliegende Erfindung darauf ab, die Zusammensetzung des Materials und die metallographische Struktur vorab zu steuern, um die Verschlechterung auf ein Maß zu beschränken, das nicht ohne weiteres IASCC verursacht, auch wenn das Material einer Neutronenbestrahlung ausgesetzt wird. Mit anderen Worten, es ist ein Merkmal der vorliegenden Erfindung, daß SUS 304, SUS 316 oder SUS 310 S als Grundlegierung verwendet wird, um die Abweichung vom Wärmedehnungskoeffizienten des konventionellen Materials auch nach der Wärmebehandlung zu minimieren; und daß ein Karbid in der Korngrenze vorab in den Präzipitationszustand versetzt wird, in dem nicht ohne weiteres eine IASCC auftritt.
Beispiele
Vier Arten von zu testenden Materialen wurden folgendermaßen hergestellt. 2 Arten wurden dadurch erhalten, daß SUS 304 und SUS 316, welche die jeweils in Tabelle 1 gezeigten chemischen Zusammensetzungen aufwiesen, einer Behandlung in fester Lösung bei 1050°C für eine Stunde unterzogen wurden, gefolgt von einer Alterungsbehandlung (Wärmebehandlung) für 100 Stunden bei den in den Tabellen 2 bis 9 angegebenen Temperaturen.
Die anderen beiden Arten wurden dadurch erhalten, daß nach der Behandlung in fester Lösung in ähnlicher Weise die so behandelten Stähle einer Kaltbearbeitungsbehandlung in einem Bereich von 10 bis 30% unterzogen wurden, gefolgt von einer Alterungsbehandlung (Wärmebehandlung) für 100 Stunden bei den in den Tabellen 2 bis 9 angegebenen Temperaturen.
Diese vier Arten von Versuchsmaterialien wurden zu Teststücken verarbeitet, welche die in 2 gezeigte Form und Größe aufweisen (in 2 ist die Einheit mm), gefolgt von einer Neutronenbestrahlung mit mindestens 5 × 10²² n/cm² (E > 1 Mev) bei 320°C unter Verwendung eines Atomreaktors zur Materialprüfung. Dann wurde ein Spannungsriß-Korrosionsbeschleunigungstest bei einer Verformungsgeschwindigkeit von 0,1 μm/min in der simulierten Umgebung eines Leichtwasserreaktors (bei 360°C und 160 kgf/cm²G in Wasser mit hoher Temperatur und hohem Druck) durchgeführt. Außerdem zeigen diese Materialen keine SCC-Empfindlichkeit ohne Bestrahlung, so daß für die Bewertung bestrahltes Material bereitgestellt wurde.
Tabelle 1
In den Tabellen 2 bis 9 sind die Versuchsergebnisse gezeigt. Wie in den Tabellen 2 bis 9 gezeigt, liegt ein mittlerer Wärmedehnungskoeffizient des so erhaltenden Teststücks bei Temperaturen von Raumtemperatur bis 400°C im Bereich von 15,7 × 10^–6 bis 16,8 × 10^–6/K für die SUS 304-Reihe und von 16,2 × 10^–6 bis 17,7 × 10^–6/K für die SUS 316-Reihe. Im „Präzipitationszustand des Karbids M₂₃C₆" in Tabelle 2, wenn M₂₃C₆ halbkontinuierlich in der Korngrenze präzipitiert wird, wird die Präzipitation eines Karbids infolge der Beobachtung durch ein Transmissionselektronenmikroskop (TEM) und ein Elektronenmikroskop (SEM) „beobachtet". Wenn keine Präzipitation oder ein grobes Wachstum von Körnern festgestellt wird und somit die Präzipitation nicht halbkontinuierlich erfolgt, wird die Präzipitation eines Karbids „nicht beobachtet". „IGSCC" steht für intergranuläre Spannungsrißkorrosion und „IGSCC- Bruchverhältnis" steht für einen Wert, der dargestellt ist durch [(F Fläche des Bruchbereiches in der Korngrenze)/(Σ Gesamtfläche des Bruchbereichs eines Teststücks)] × 100 (%). Die „SCC-Empfindlichkeit" wird aufgrund des intergranulären Bruchverhältnisses (IGSCC-Bruchverhältnis) einer Bruchfläche nach dem Spannungsriß-Korrosionsbeschleunigungstest ausgewertet. Wenn ein IGSCC-Bruchverhältnis 5% überschreitet, wird das Material als „empfindlich" (A) beurteilt. Wenn es nicht größer als 5% ist, wird das Material andererseits als „nicht empfindlich" (B) beurteilt. Zusätzlich steht „SSRT" für einen Zugversuch mit niedriger Verformungsgeschwindigkeit.
Folgendes ergibt sich aus den Tabellen 2 bis 9: Für den geprüften Werkstoff ist es zweckmäßig, wenn das intergranuläre Bruchverhältnis (IGSCC-Bruchverhältnis), von dem angenommen wird, daß es den größten Einfluß auf die IASCC-Beständigkeit hat, nahe 0 ist (vorzugsweise nicht größer als 5%). Ferner wird das Versuchsmaterial, in dem an die Matrixphase angepaßtes M₂₃C₆ in der Korngrenze präzipitiert wurde, durch Alterungsbehandlung innerhalb eines Temperaturbereichs von 600 bis 750°C und bei einer Dauer von 5 bis 100 Stunden erhalten. Unter Verwendung eines Transmissionselektronenmikroskops (TEM) und eines Elektronenmikroskops (SEM) wurde bestätigt, daß M₂₃C₆ in diesen Versuchsmaterialien eine ausreichende Präzipitation zeigte (halbkontinuierliche Präzipitation). Es versteht sich, daß diese Versuchsmaterialen eine hervorragende SCC-Beständigkeit aufweisen, die unabhängig von der Kaltbearbeitungsbehandlung ist.
Ferner wurden zwei Arten von Versuchsmaterialien folgendermaßen hergestellt. Eine Art wurde dadurch erhalten, daß SUS 310S mit den in Tabelle 1 gezeigten chemischen Zusammensetzungen einer Behandlung in fester Lösung bei 1050°C für eine Stunde unterzogen wurde, gefolgt von einer Alterungsbehandlung (Wärmebehandlung) für 100 Stunden bei den in Tabelle 10 angegebenen Temperaturen.
Eine andere Art wurde dadurch erhalten, daß nach der Behandlung in fester Lösung in ähnlicher Weise die so behandelten Stähle einer Kaltbearbeitungsbehandlung von etwa 20 unterzogen wurden, gefolgt von einer Alterungsbehandlung (Wärmebehandlung) für 100 Stunden bei den in Tabelle 10 angegebenen Temperaturen.
Diese zwei Arten von Versuchsmaterialien wurden zu Teststücken verarbeitet, welche die in 2 gezeigte Form und Größe aufweisen (in 2 ist die Einheit mm), gefolgt von einer Neutronenbestrahlung von mindestens 5 × 10²² n/cm² (E > 1 MeV) bei 320°C unter Verwendung eines Atomreaktors zur Werkstoffprüfung. Dann wurde ein Spannungsriß-Korrosionsbeschleunigungstest bei einer Verformungsgeschwindigkeit von 0,5 μm/min in der simulierten Umgebung eines Leichtwasserreaktors durchgeführt (bei 360°C und 214 kgf/cm²G in Wasser mit hoher Temperatur und hohem Druck). Die Versuchsergebnisse sind in Tabelle 10 gezeigt. Tabelle 10

SCC-Empfindlichkeit: (A: empfindlich, B: nicht empfindlich)

In Tabelle 10 entsprechen die Begriffe „Präzipitationszustand von Karbid M₂₃C₆", „IGSCC-Bruchverhältnis" und „SCC-Empfindlichkeit" jeweils den Begriffen in den Tabellen 2 bis 9.
Aus Tabelle 10 ergibt sich folgendes: Für das Versuchsmaterial ist es zweckmäßig, wenn das intergranuläre Bruchverhältnis (IGSCC-Bruchverhältnis), von dem angenommen wird, daß es den größten Einfluß auf die IASCC-Beständigkeit hat, nahe 0 ist (vorzugsweise nicht größer als 5%). Ferner wird das Versuchsmaterial, in dem an die Matrixphase angepaßtes M₂₃C₆ in der Korngrenze präzipitiert wurde, durch eine Alterungsbehandlung für 100 Stunden und innerhalb eines Temperaturbereichs von 600 bis 750°C erhalten. Mit einem Transmissionselektronenmikroskop (TEM) und einem Elektronenmikroskop (SEM) wurde bestätigt, daß M₂₃C₆ in diesen Versuchsmaterialen eine ausreichende Präzipitation zeigte (halbkontinuierliche Präzipitation). Es versteht sich, daß diese Versuchsmaterialien eine hervorragende SCC-Beständigkeit aufweisen, die unabhängig von der Kaltbearbeitungsbehandlung ist.
Gewerbliche Anwendbarkeit
Der Austenit-Edelstahl nach der vorliegenden Erfindung mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau weist eine hervorragende Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau auf. Genauer beschrieben, auch nachdem der Edelstahl nach der vorliegenden Erfindung einer Neutronenbestrahlung von etwa 1 × 10²² n/cm² (E > 1 MeV) ausgesetzt wird, bei der es sich um die maximale Dosis handelt, der ein Leichtwasserreaktor insgesamt bis zum Ende der Lebensdauer des Kraftwerks ausgesetzt ist, erfolgt nicht leicht eine Spannungsrißkorrosion (SCC) in der Wasserumgebung eines Leichtwasserreaktors. Daher ermöglicht der Edelstahl nach der vorliegenden Erfindung, der als Kernmaterial für einen Leichtwasserreaktor verwendet wird, den Betrieb ohne die Möglichkeit, eine IASCC bis zum Lebensende des Reaktors zu verursachen, so daß der Reaktor eine weitere verbesserte Zuverlässigkeit haben kann.
Mit anderen Worten, der Austenit-Edelstahl nach der vorliegenden Erfindung mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau weist eine hervorragende Spannungsriß-Korrosionsbeständigkeit in Wasser mit hoher Temperatur und hohem Druck von 270 bis 350°C/70 bis 160 atm auf und hat einen mittleren Wärmedehnungskoeffizienten bei Temperaturen von Raumtemperatur bis 400°C innerhalb eines Bereiches von 15 × 10^–6 bis 19 × 10^–6/K, auch nachdem er einer Neutronenbestrahlung von bis zu 1 × 10²² n/cm² (E > 1 MeV) ausgesetzt wurde.
Zusätzlich kann der Austenit-Edelstahl nach der vorliegenden Erfindung unter Verwendung von üblicherweise eingesetztem SUS 304 oder SUS 316 als Basislegierung hergestellt werden, so daß dieselben Materialen, wie sie bei den herkömmlichen Herstellungsverfahren verwendet werden, eingesetzt werden können. Der Edelstahl nach der vorliegenden Erfindung bringt noch den weiteren Vorteil mit sich, daß selbst bei der Wärmebehandlung zur Verbesserung der Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau keine Spannungen auftreten, die aus einem Unterschied des Wärmedehnungskoeffizienten zwischen den Materialien herrühren, da der Edelstahl nahezu den gleichen Wärmekoeffizienten wie SUS 304 oder SUS 316 aufweist, die im Reaktor in der Praxis verwendet werden.

Claims

Austenit-Edelstahl mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau, der dadurch erhalten wird, daß ein Edelstahl einer Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1000 bis 1180°C und der so behandelte Stahl dann einer Vergütungsbehandlung bei 600 bis 750°C unterzogen wird, wobei der Edelstahl aus nicht mehr als 0,08 Gew.-% C, nicht mehr als 2,0 Gew.-% Mn, nicht mehr als 1,5 Gew.-% Si, nicht mehr als 0,045 Gew.-% P, nicht mehr als 0,030 Gew.-% S, 8,0 bis 22,0 Gew.-% Ni, 16,0 bis 26,0 Gew.-% Cr, wahlweise nicht mehr als 3,0 Gew.-% Mo, und der Rest aus Fe besteht.
Austenit-Edelstahl mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau nach Anspruch 1, der dadurch erhalten wird, daß der Edelstahl einer Kaltbearbeitungsbehandlung unterzogen wird, die bis zu 30% zwischen der Wärmebehandlung in fester Lösung und der Vergütungsbehandlung erfolgt.
Austenit-Edelstahl mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau nach Anspruch 1 oder 2, der 3,0 Gew.-% oder weniger Mo enthält.
Austenit-Edelstahl mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau nach Anspruch 1, der durch die Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1000 bis 1150°C erhalten wird, wobei es sich bei dem Edelstahl um SUS 304 gemäß JIS handelt.
Austenit-Edelstahl mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau nach Anspruch 1 oder 2, der durch die Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1000 bis 1150°C erhalten wird, wobei es sich bei dem Edelstahl um SUS 316 gemäß JIS handelt.
Austenit-Edelstahl mit Beständigkeit gegenüber durch Neutronenbestrahlung induziertem Abbau nach Anspruch 1 oder 2, der durch die Wärmebehandlung in fester Lösung bei 1030 bis 1180°C erhalten wird, wobei es sich bei dem Edelstahl um SUS 310S gemäß JIS handelt.