JP2001032045A - 原子炉材料、その製造方法および処理装置 - Google Patents
原子炉材料、その製造方法および処理装置Info
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 中性子照射環境下で、長期間の応力腐食割れ
の抑制効果を維持することのできるオーステナイト系ス
テンレス鋼製原子炉材料、その製造方法および処理装置
を提供する。 【解決手段】 １０５０℃以上の温度に加熱した後冷却
されたオーステナイト系ステンレス鋼からなることを特
徴とする原子炉材料、その製造方法および処理装置。
の抑制効果を維持することのできるオーステナイト系ス
テンレス鋼製原子炉材料、その製造方法および処理装置
を提供する。 【解決手段】 １０５０℃以上の温度に加熱した後冷却
されたオーステナイト系ステンレス鋼からなることを特
徴とする原子炉材料、その製造方法および処理装置。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、オーステナイト系
ステンレス鋼からなる原子炉材料、その製造方法および
処理装置に関する。
ステンレス鋼からなる原子炉材料、その製造方法および
処理装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】制御棒、炉内計装管のような原子炉の構
造材料として、これまでは主にオーステナイト系ステン
レスＳＵＳ３０４鋼が使用されてきた。オーステナイト
系ステンレス鋼は、Ｆｅ−Ｃｒ−Ｎｉを基本とした合金
であり、用途に応じてＭｏ等を微量に添加したＳＵＳ３
１６鋼等がある。いずれの合金も、すべての成分元素が
均一に分散していることを前提に設計されている。特に
耐食性は、Ｃｒの酸化膜による保護性を利用することに
より得られるものであり、Ｃｒの分布が均一であること
が良好な耐食性を維持するための必要条件と考えられて
きた。このＣｒの酸化膜が過酷な腐食環境において、た
とえ何らかの原因で破損しても、周囲からＣｒ原子が供
給されてただちに膜が再生されることで、耐食性は維持
される。しかし、ＣｒはＣと結合しやすい特性を持つこ
とから、熱処理条件さらには溶接施工等によってはクロ
ム炭化物を生成し、その生成のためにＣｒが消費される
ことによって、Ｃｒの希薄または欠乏した領域が生ずる
場合がある。これは熱鋭敏化と呼ばれる。この現象は、
しばしば結晶粒界近傍で見られ、Ｃｒ欠乏部の耐食性を
劣化させる。
造材料として、これまでは主にオーステナイト系ステン
レスＳＵＳ３０４鋼が使用されてきた。オーステナイト
系ステンレス鋼は、Ｆｅ−Ｃｒ−Ｎｉを基本とした合金
であり、用途に応じてＭｏ等を微量に添加したＳＵＳ３
１６鋼等がある。いずれの合金も、すべての成分元素が
均一に分散していることを前提に設計されている。特に
耐食性は、Ｃｒの酸化膜による保護性を利用することに
より得られるものであり、Ｃｒの分布が均一であること
が良好な耐食性を維持するための必要条件と考えられて
きた。このＣｒの酸化膜が過酷な腐食環境において、た
とえ何らかの原因で破損しても、周囲からＣｒ原子が供
給されてただちに膜が再生されることで、耐食性は維持
される。しかし、ＣｒはＣと結合しやすい特性を持つこ
とから、熱処理条件さらには溶接施工等によってはクロ
ム炭化物を生成し、その生成のためにＣｒが消費される
ことによって、Ｃｒの希薄または欠乏した領域が生ずる
場合がある。これは熱鋭敏化と呼ばれる。この現象は、
しばしば結晶粒界近傍で見られ、Ｃｒ欠乏部の耐食性を
劣化させる。
【０００３】最近は、熱鋭敏化による腐食対策を目的と
して、低炭素化されたＳＵＳ３０４Ｌ鋼、３１６Ｌ鋼が
使用されている。これはＣの量を減らすことで、クロム
炭化物の生成を抑制し、粒界でのＣｒ欠乏を防ぐことを
ねらったものである。しかし、長期間の中性子照射環境
下では、結晶粒界近傍でＣｒが欠乏することが知られて
いる。これは、粒界応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）と呼ば
れ、溶接などの熱サイクルによる粒界炭化物の形成とそ
れに伴う粒界近傍におけるクロム欠乏層の形成、すなわ
ち、溶接鋭敏化がその原因である。しかしながら近年、
熱による鋭敏化が全く起こっていない溶体化オーステナ
イト系ステンレス鋼においても、照射を受けた場合応力
腐食割れを示す可能性が報告されている。
して、低炭素化されたＳＵＳ３０４Ｌ鋼、３１６Ｌ鋼が
使用されている。これはＣの量を減らすことで、クロム
炭化物の生成を抑制し、粒界でのＣｒ欠乏を防ぐことを
ねらったものである。しかし、長期間の中性子照射環境
下では、結晶粒界近傍でＣｒが欠乏することが知られて
いる。これは、粒界応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）と呼ば
れ、溶接などの熱サイクルによる粒界炭化物の形成とそ
れに伴う粒界近傍におけるクロム欠乏層の形成、すなわ
ち、溶接鋭敏化がその原因である。しかしながら近年、
熱による鋭敏化が全く起こっていない溶体化オーステナ
イト系ステンレス鋼においても、照射を受けた場合応力
腐食割れを示す可能性が報告されている。
【０００４】上記の原因に着目して、不純物元素量を限
定することにより、高照射を受けた場合の耐粒界腐食割
れを改善することが考えられ、高純度オーステナイト系
ステンレス鋼が開発されている。
定することにより、高照射を受けた場合の耐粒界腐食割
れを改善することが考えられ、高純度オーステナイト系
ステンレス鋼が開発されている。
【０００５】また、例えば、溶体化処理した固溶状態の
オーステナイト系ステンレス鋼は放射線損傷のない炉心
外においては耐粒界型応力腐食割れを有するが、同じ材
料が炉心内において高レベルの照射、特に中性子照射量
で０.５×１０21ｎ／ｃｍ2程度以上の照射を受けた場合
はそのような抵抗性が失われていく。このような割れは
照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）と称して古い原子
炉で問題にされつつある。この問題を解決する方法とし
て、オーステナイト系ステンレスの構成元素、例えば、
Ｎ、Ｐ、Ｓｉ、Ｓ、Ｃ、Ｍｎ、Ｃｒ、Ｎｉの含有量を調
整するとともに、微量のＴｉ、Ｎｂを添加する方法が提
案されている。また、一方向凝固法によりオーステナイ
ト系ステンレス鋼のランダム結晶粒界を排除して単結晶
とする方法も提案されている。
オーステナイト系ステンレス鋼は放射線損傷のない炉心
外においては耐粒界型応力腐食割れを有するが、同じ材
料が炉心内において高レベルの照射、特に中性子照射量
で０.５×１０21ｎ／ｃｍ2程度以上の照射を受けた場合
はそのような抵抗性が失われていく。このような割れは
照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）と称して古い原子
炉で問題にされつつある。この問題を解決する方法とし
て、オーステナイト系ステンレスの構成元素、例えば、
Ｎ、Ｐ、Ｓｉ、Ｓ、Ｃ、Ｍｎ、Ｃｒ、Ｎｉの含有量を調
整するとともに、微量のＴｉ、Ｎｂを添加する方法が提
案されている。また、一方向凝固法によりオーステナイ
ト系ステンレス鋼のランダム結晶粒界を排除して単結晶
とする方法も提案されている。
【０００６】一方、粒界型応力腐食割れを防止する方法
として、その発生源であり網目状に連結する粒界を排除
する単結晶化法がある。
として、その発生源であり網目状に連結する粒界を排除
する単結晶化法がある。
【０００７】図６を用いて説明する。オーステナイト系
ステンレス鋼１中の結晶粒界３でのＣｒ濃度が１２ｗｔ
％程度以下になると、Ｃｒ酸化膜４が破損した時のＣｒ
原子５の供給が円滑に行われず、表面２の粒界部３にお
いて腐食が進行する。これは、照射によって粒界での偏
析が誘起されるためである。金属は照射されることによ
って、中性子がもとの構成原子をはじき出し、金属中に
原子空孔６と格子間原子が生成される。これらは、対消
滅するものや、拡散してシンクで消滅するもの、欠陥の
集合体になるものがある。シンクとは欠陥の消滅場所の
ことで、結晶粒界３や、表面２、転位、析出物等がこれ
に含まれる。ステンレス鋼中での格子間原子の多くは、
移動速度が早く、シンクに行く前に集まって転位ループ
を作る。この後、移動速度の遅い原子空孔６が過剰に残
存し、粒界等のシンクに流れ込む。この時、空孔６とク
ロム原子５は互いに位置交換しながら拡散していく。そ
のため、空孔６が粒界３に流れ込むに伴い、粒界近傍の
クロム原子５は粒界から遠くに拡散することになる。こ
のような現象は照射誘起偏析と呼ばれ、他の構成元素で
も同様の挙動を示す。これは、照射によって生ずる一般
的な現象である。位置交換しながら拡散するのは、母相
原子に比べてサイズが大きなものである。これは、隣に
空孔が来ることでひずみが緩和されるため、隣に空孔が
来る確率が高くなり、位置交換の頻度も増えることによ
る。逆にニッケル原子７のようなサイズが小さい原子で
は、空孔６と組んで移動するため、空孔６が粒界３に流
れ込むとき、同時に移動するので粒界３近くに集まるこ
とになる。
ステンレス鋼１中の結晶粒界３でのＣｒ濃度が１２ｗｔ
％程度以下になると、Ｃｒ酸化膜４が破損した時のＣｒ
原子５の供給が円滑に行われず、表面２の粒界部３にお
いて腐食が進行する。これは、照射によって粒界での偏
析が誘起されるためである。金属は照射されることによ
って、中性子がもとの構成原子をはじき出し、金属中に
原子空孔６と格子間原子が生成される。これらは、対消
滅するものや、拡散してシンクで消滅するもの、欠陥の
集合体になるものがある。シンクとは欠陥の消滅場所の
ことで、結晶粒界３や、表面２、転位、析出物等がこれ
に含まれる。ステンレス鋼中での格子間原子の多くは、
移動速度が早く、シンクに行く前に集まって転位ループ
を作る。この後、移動速度の遅い原子空孔６が過剰に残
存し、粒界等のシンクに流れ込む。この時、空孔６とク
ロム原子５は互いに位置交換しながら拡散していく。そ
のため、空孔６が粒界３に流れ込むに伴い、粒界近傍の
クロム原子５は粒界から遠くに拡散することになる。こ
のような現象は照射誘起偏析と呼ばれ、他の構成元素で
も同様の挙動を示す。これは、照射によって生ずる一般
的な現象である。位置交換しながら拡散するのは、母相
原子に比べてサイズが大きなものである。これは、隣に
空孔が来ることでひずみが緩和されるため、隣に空孔が
来る確率が高くなり、位置交換の頻度も増えることによ
る。逆にニッケル原子７のようなサイズが小さい原子で
は、空孔６と組んで移動するため、空孔６が粒界３に流
れ込むとき、同時に移動するので粒界３近くに集まるこ
とになる。
【０００８】以上のような原理でクロムの腐食が進むも
のと考えられている。
のと考えられている。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】上述した通り、中性子
照射環境下でオーステナイト系ステンレス鋼製原子炉内
部機器及び構造物の耐食性が低下する原因として、この
ステンレスの構成元素の一つであり、均一に分布してい
たＣｒが、照射により結晶粒界で減少すること（照射誘
起偏析現象）があげられる。
照射環境下でオーステナイト系ステンレス鋼製原子炉内
部機器及び構造物の耐食性が低下する原因として、この
ステンレスの構成元素の一つであり、均一に分布してい
たＣｒが、照射により結晶粒界で減少すること（照射誘
起偏析現象）があげられる。
【００１０】そこで本発明の目的は、オーステナイト系
ステンレス鋼製原子炉内部機器及び構造物の溶体化熱処
理条件を最適化することによって、ステンレス鋼の粒界
にＣｒ、またはＭｏのようなＣｒに類似した化学特性を
持つ元素を偏析させ、Ｎｉのようにサイズ効果から粒界
での濃度分布がＣｒと逆になる元素を制御し、Ｃｒの結
晶粒界での欠乏を抑制することである。すなわち、本発
明は、中性子照射環境下で、長期間の応力腐食割れの抑
制効果を維持することのできるオーステナイト系ステン
レス鋼製原子炉材料、その製造方法および処理装置を提
供することを目的とする。
ステンレス鋼製原子炉内部機器及び構造物の溶体化熱処
理条件を最適化することによって、ステンレス鋼の粒界
にＣｒ、またはＭｏのようなＣｒに類似した化学特性を
持つ元素を偏析させ、Ｎｉのようにサイズ効果から粒界
での濃度分布がＣｒと逆になる元素を制御し、Ｃｒの結
晶粒界での欠乏を抑制することである。すなわち、本発
明は、中性子照射環境下で、長期間の応力腐食割れの抑
制効果を維持することのできるオーステナイト系ステン
レス鋼製原子炉材料、その製造方法および処理装置を提
供することを目的とする。
【００１１】
【課題を解決するための手段】本発明の原子炉材料は、
１０５０℃以上、好ましくは１１００℃以上の温度に加
熱した後冷却されたオーステナイト系ステンレス鋼から
なることを特徴としている。
１０５０℃以上、好ましくは１１００℃以上の温度に加
熱した後冷却されたオーステナイト系ステンレス鋼から
なることを特徴としている。
【００１２】本発明の原子炉材料において、前記オース
テナイト系ステンレス鋼は、８００℃から５００℃ま
で、１℃／秒〜５０℃／秒の冷却速度で冷却される。
テナイト系ステンレス鋼は、８００℃から５００℃ま
で、１℃／秒〜５０℃／秒の冷却速度で冷却される。
【００１３】また、本発明の原子炉材料において、前記
オーステナイト系ステンレス鋼は、炭素０．０２０重量
％以下、クロム１６〜２０重量％、ニッケル８〜１４重
量％、モリブデン０〜３重量％ならびに残部が鉄および
不可避の不純物からなる。
オーステナイト系ステンレス鋼は、炭素０．０２０重量
％以下、クロム１６〜２０重量％、ニッケル８〜１４重
量％、モリブデン０〜３重量％ならびに残部が鉄および
不可避の不純物からなる。
【００１４】さらに、本発明の原子炉材料において、前
記オーステナイト系ステンレス鋼は、少なくとも０．１
ｍｍ以上の深度で加熱および冷却される。
記オーステナイト系ステンレス鋼は、少なくとも０．１
ｍｍ以上の深度で加熱および冷却される。
【００１５】本発明において、前記加熱は、電気抵抗発
熱体または高周波加熱装置によって行われる。
熱体または高周波加熱装置によって行われる。
【００１６】本発明の原子炉材料の製造方法は、オース
テナイト系ステンレス鋼を１０５０℃以上、好ましくは
１１００℃以上の温度に加熱する工程と、前記オーステ
ナイト系ステンレス鋼を冷却する工程とを具備すること
を特徴としている。
テナイト系ステンレス鋼を１０５０℃以上、好ましくは
１１００℃以上の温度に加熱する工程と、前記オーステ
ナイト系ステンレス鋼を冷却する工程とを具備すること
を特徴としている。
【００１７】本発明の原子炉材料の製造方法において、
前記冷却工程は、８００℃から５００℃まで１℃／秒〜
５０℃／秒の冷却速度で行われる。
前記冷却工程は、８００℃から５００℃まで１℃／秒〜
５０℃／秒の冷却速度で行われる。
【００１８】本発明の原子炉材料の製造方法において、
前記オーステナイト系ステンレス鋼は、炭素０．０２０
重量％以下、クロム１６〜２０重量％、ニッケル８〜１
４重量％、モリブデン０〜３重量％ならびに残部が鉄お
よび不可避の不純物からなる。
前記オーステナイト系ステンレス鋼は、炭素０．０２０
重量％以下、クロム１６〜２０重量％、ニッケル８〜１
４重量％、モリブデン０〜３重量％ならびに残部が鉄お
よび不可避の不純物からなる。
【００１９】また、本発明の原子炉材料の製造方法にお
いて、前記オーステナイト系ステンレス鋼は、少なくと
も０．１ｍｍ以上の深度で加熱および冷却される。
いて、前記オーステナイト系ステンレス鋼は、少なくと
も０．１ｍｍ以上の深度で加熱および冷却される。
【００２０】さらに、本発明の原子炉材料の製造方法に
おいて、前記加熱は、電気抵抗発熱体または高周波加熱
装置によって行われる。
おいて、前記加熱は、電気抵抗発熱体または高周波加熱
装置によって行われる。
【００２１】本発明の原子炉材料の処理装置は、本発明
のオーステナイト系ステンレス鋼を加熱するための加熱
装置と、該オーステナイト系ステンレス鋼を冷却するた
めの冷却装置と、前記加熱装置または前記冷却装置の温
度を測定するための非接触温度計と、前記非接触温度計
からの信号を入力して前記加熱装置および前記冷却装置
を制御する制御装置と、前記加熱装置、前記冷却装置お
よび前記非接触温度計と接続され、前記加熱装置、前記
冷却装置および前記非接触温度計を前記オーステナイト
系ステンレス鋼に対して任意の速度で移動させる駆動装
置とからなることを特徴としている。
のオーステナイト系ステンレス鋼を加熱するための加熱
装置と、該オーステナイト系ステンレス鋼を冷却するた
めの冷却装置と、前記加熱装置または前記冷却装置の温
度を測定するための非接触温度計と、前記非接触温度計
からの信号を入力して前記加熱装置および前記冷却装置
を制御する制御装置と、前記加熱装置、前記冷却装置お
よび前記非接触温度計と接続され、前記加熱装置、前記
冷却装置および前記非接触温度計を前記オーステナイト
系ステンレス鋼に対して任意の速度で移動させる駆動装
置とからなることを特徴としている。
【００２２】本発明の原子炉材料の処理装置において、
前記加熱装置は、電気抵抗発熱体または高周波加熱装置
である。
前記加熱装置は、電気抵抗発熱体または高周波加熱装置
である。
【００２３】本発明によれば、オーステナイト系ステン
レス鋼製の原子炉構造材料を通常の加熱温度よりも高い
温度で加熱することにより、結晶粒界での偏析が促進さ
れる。また、オーステナイト系ステンレス鋼製の原子炉
構造材料の加熱後の冷却速度を制御することで、結晶粒
界での偏析が促進される。
レス鋼製の原子炉構造材料を通常の加熱温度よりも高い
温度で加熱することにより、結晶粒界での偏析が促進さ
れる。また、オーステナイト系ステンレス鋼製の原子炉
構造材料の加熱後の冷却速度を制御することで、結晶粒
界での偏析が促進される。
【００２４】また、熱処理を、本発明において限定した
組成のオーステナイト系ステンレス鋼で実施することに
より、さらに結晶粒界での偏析が促進される。さらに、
熱処理を表面から０．１ｍｍ以上の深さで行うことによ
り、さらに結晶粒界での偏析が促進される。
組成のオーステナイト系ステンレス鋼で実施することに
より、さらに結晶粒界での偏析が促進される。さらに、
熱処理を表面から０．１ｍｍ以上の深さで行うことによ
り、さらに結晶粒界での偏析が促進される。
【００２５】本発明によれば、結晶粒界でＣｒ及びＣｒ
の拡散の抑制効果がある遷移元素を意図的に偏析させる
ための熱処理条件、表面処理条件、熱処理後の冷却時熱
処理装置を規定することにより、オーステナイト系ステ
ンレス鋼製原子炉構造材料に対する中性子照射環境下で
の結晶粒界でのＣｒ欠乏層の生成が抑制され、その結
果、中性子照射環境下での耐食性を維持することができ
る。
の拡散の抑制効果がある遷移元素を意図的に偏析させる
ための熱処理条件、表面処理条件、熱処理後の冷却時熱
処理装置を規定することにより、オーステナイト系ステ
ンレス鋼製原子炉構造材料に対する中性子照射環境下で
の結晶粒界でのＣｒ欠乏層の生成が抑制され、その結
果、中性子照射環境下での耐食性を維持することができ
る。
【００２６】
【発明の実施の形態】図１は、本実施の形態で用いたオ
ーステナイト系ステンレス鋼ＳＵＳ３１６Ｌにおける結
晶粒界近傍での偏析を示したものである。このステンレ
ス鋼上で、０．５ｎｍ径の電子線プローブを利用し、結
晶粒界でのＣｒおよびＭｏの元素濃度を０．４ｎｍ間隔
で測定した。図１（ａ）、（ｂ）および（ｃ）に示すよ
うに、３種類のものを用いた。
ーステナイト系ステンレス鋼ＳＵＳ３１６Ｌにおける結
晶粒界近傍での偏析を示したものである。このステンレ
ス鋼上で、０．５ｎｍ径の電子線プローブを利用し、結
晶粒界でのＣｒおよびＭｏの元素濃度を０．４ｎｍ間隔
で測定した。図１（ａ）、（ｂ）および（ｃ）に示すよ
うに、３種類のものを用いた。
【００２７】図２にＳＵＳ３１６Ｌ鋼の熱処理時の温度
を変化させた場合の粒界上でのＣｒ＋Ｍｏの濃度を示
す。図２のグラフから明らかな通り、熱処理温度が高い
方がＣｒ＋Ｍｏの濃度が高くなることがわかる。一般的
なオーステナイト系ステンレス鋼では、１０５０℃程度
で溶体化熱処理が行われるが、それより高い温度で熱処
理を行うことで、粒界での偏析を生じさせることができ
る。これによりオーステナイト系ステンレス鋼製の原子
炉構造材料の中性子照射環境下での耐食性を維持するこ
とができる。
を変化させた場合の粒界上でのＣｒ＋Ｍｏの濃度を示
す。図２のグラフから明らかな通り、熱処理温度が高い
方がＣｒ＋Ｍｏの濃度が高くなることがわかる。一般的
なオーステナイト系ステンレス鋼では、１０５０℃程度
で溶体化熱処理が行われるが、それより高い温度で熱処
理を行うことで、粒界での偏析を生じさせることができ
る。これによりオーステナイト系ステンレス鋼製の原子
炉構造材料の中性子照射環境下での耐食性を維持するこ
とができる。
【００２８】図３に１０５０℃でのＳＵＳ３１６Ｌ鋼の
熱処理時の冷却速度を変化させた場合の粒界上でのＣｒ
＋Ｍｏの濃度を示す。この結果、８００℃から５００℃
の間の冷却速度が１℃／秒から１０℃／秒の間でＣｒ＋
Ｍｏの濃度が最高になることがわかった。これによりオ
ーステナイト系ステンレス鋼製の原子炉構造材料の中性
子照射環境下での耐食性を維持することができる。
熱処理時の冷却速度を変化させた場合の粒界上でのＣｒ
＋Ｍｏの濃度を示す。この結果、８００℃から５００℃
の間の冷却速度が１℃／秒から１０℃／秒の間でＣｒ＋
Ｍｏの濃度が最高になることがわかった。これによりオ
ーステナイト系ステンレス鋼製の原子炉構造材料の中性
子照射環境下での耐食性を維持することができる。
【００２９】本発明は、熱処理により粒界での偏析を生
成させるが、オーステナイト相が安定である必要があ
る。また粒界での偏析は、クロムとモリブデンが濃縮
し、ニッケルが欠乏することが望ましい。また熱鋭敏化
によるクロム炭化物の生成を抑制するため、炭素量を低
くする必要がある。これらの条件は、炭素が０．０２０
重量％以下、クロムが１６〜２０重量％、ニッケルが８
〜１４重量％、モリブデンが０〜３重量％と残部が鉄お
よび不可避の不純物からなるオーステナイト系ステンレ
ス鋼とすることで達成することができる。これによりオ
ーステナイト系ステンレス鋼製の原子炉構造材料の中性
子照射環境下での耐食性を維持することができる。
成させるが、オーステナイト相が安定である必要があ
る。また粒界での偏析は、クロムとモリブデンが濃縮
し、ニッケルが欠乏することが望ましい。また熱鋭敏化
によるクロム炭化物の生成を抑制するため、炭素量を低
くする必要がある。これらの条件は、炭素が０．０２０
重量％以下、クロムが１６〜２０重量％、ニッケルが８
〜１４重量％、モリブデンが０〜３重量％と残部が鉄お
よび不可避の不純物からなるオーステナイト系ステンレ
ス鋼とすることで達成することができる。これによりオ
ーステナイト系ステンレス鋼製の原子炉構造材料の中性
子照射環境下での耐食性を維持することができる。
【００３０】原子炉構造材料から作成される機器及び構
造物には、一定の容積と熱容量があるため、均一に加熱
後の冷却を進行させるのは容易ではない。一方、耐食性
に対する影響を決定するのは表面状態であり、表面近傍
の結晶粒界で十分なＣｒ濃度があれば耐食性を維持する
ことができる。そこで、原子炉構造材料から作成される
機器及び構造物の表面近傍の熱処理温度をモニターして
温度制御を行うと好適であることを見出した。
造物には、一定の容積と熱容量があるため、均一に加熱
後の冷却を進行させるのは容易ではない。一方、耐食性
に対する影響を決定するのは表面状態であり、表面近傍
の結晶粒界で十分なＣｒ濃度があれば耐食性を維持する
ことができる。そこで、原子炉構造材料から作成される
機器及び構造物の表面近傍の熱処理温度をモニターして
温度制御を行うと好適であることを見出した。
【００３１】図４に、本発明によるオーステナイト系ス
テンレス鋼からなる原子炉構造材料の加熱および冷却を
行うための装置の概略構成図を示す。
テンレス鋼からなる原子炉構造材料の加熱および冷却を
行うための装置の概略構成図を示す。
【００３２】オーステナイト系ステンレス鋼からなる原
子炉構造材料８は、電気抵抗発熱体もしくは高周波加熱
装置である加熱装置９により加熱され、冷却装置（図示
せず）により冷却される。加熱および冷却は、温度制御
装置１０によって処理温度がモニターされる。また、加
熱装置９と温度制御装置１０にはそれぞれ接触型温度計
１１と非接触温度計１２が具備されている。また、原子
炉材料８の加熱および冷却は駆動装置１３によって、加
熱装置９、冷却装置および温度制御装置１０と接続され
ており、これらの装置を任意の速度で移動させて原子炉
構造材料８に所望の処理を施す。
子炉構造材料８は、電気抵抗発熱体もしくは高周波加熱
装置である加熱装置９により加熱され、冷却装置（図示
せず）により冷却される。加熱および冷却は、温度制御
装置１０によって処理温度がモニターされる。また、加
熱装置９と温度制御装置１０にはそれぞれ接触型温度計
１１と非接触温度計１２が具備されている。また、原子
炉材料８の加熱および冷却は駆動装置１３によって、加
熱装置９、冷却装置および温度制御装置１０と接続され
ており、これらの装置を任意の速度で移動させて原子炉
構造材料８に所望の処理を施す。
【００３３】図４（ａ）は熱処理開始時、（ｂ）は熱処
理途中、（ｃ）熱処理終了時を示す。
理途中、（ｃ）熱処理終了時を示す。
【００３４】原子炉構造材料から作成された内部機器及
び構造物には、大型の一体化された部材もあり、均一な
熱処理を行うためには、温度制御装置１０により熱処理
時の温度をリアルタイムで感知しながら、加熱装置、冷
却装置を制御、作動させることにより、中性子照射環境
下での耐食性を維持できるものが作成できる。
び構造物には、大型の一体化された部材もあり、均一な
熱処理を行うためには、温度制御装置１０により熱処理
時の温度をリアルタイムで感知しながら、加熱装置、冷
却装置を制御、作動させることにより、中性子照射環境
下での耐食性を維持できるものが作成できる。
【００３５】図５は、熱処理により結晶粒界でＣｒ及び
Ｍｏが濃縮した場合の中性子照射にともなう粒界での濃
度変化を示す。これから、熱処理を最適化して、粒界で
のＣｒ＋Ｍｏを濃縮することにより、１０２５ｎ／ｍ２
においても、粒界でのＣｒの欠乏は生じていないことが
わかる。
Ｍｏが濃縮した場合の中性子照射にともなう粒界での濃
度変化を示す。これから、熱処理を最適化して、粒界で
のＣｒ＋Ｍｏを濃縮することにより、１０２５ｎ／ｍ２
においても、粒界でのＣｒの欠乏は生じていないことが
わかる。
【００３６】
【発明の効果】以上述べたように本発明によるオーステ
ナイト系ステンレス鋼製原子炉構造材料によれば、長期
の中性子照射環境下で照射による偏析は生ずるものの、
照射誘起偏析による粒界でのＣｒ欠乏が抑制されること
から、従来より長く結晶粒界での耐食性を持続すること
ができる。さらに、本発明の原子炉構造材料の製造方法
によれば、特に材料の組成を変化させずに加熱温度と冷
却速度を制御するという簡便な方法を採用しているた
め、製造コストを増大させることがない。
ナイト系ステンレス鋼製原子炉構造材料によれば、長期
の中性子照射環境下で照射による偏析は生ずるものの、
照射誘起偏析による粒界でのＣｒ欠乏が抑制されること
から、従来より長く結晶粒界での耐食性を持続すること
ができる。さらに、本発明の原子炉構造材料の製造方法
によれば、特に材料の組成を変化させずに加熱温度と冷
却速度を制御するという簡便な方法を採用しているた
め、製造コストを増大させることがない。
【００３７】これにより、原子炉の長寿命化に貢献する
事が可能となり、さらには原子力プラントの製造コスト
の低減に寄与することができる。
事が可能となり、さらには原子力プラントの製造コスト
の低減に寄与することができる。
【図１】 オーステナイト系ステンレス鋼の結晶粒界近
傍でのＣｒとＭｏの組成濃度分布図。
傍でのＣｒとＭｏの組成濃度分布図。
【図２】 ＳＵＳ３１６Ｌステンレス鋼の結晶粒界にお
けるＣｒ＋Ｍｏ濃度と熱処理温度の関係を示すグラフ。
けるＣｒ＋Ｍｏ濃度と熱処理温度の関係を示すグラフ。
【図３】 ＳＵＳ３１６Ｌステンレス鋼の結晶粒界にお
けるＣｒ＋Ｍｏ濃度と１０５０℃での熱処理時の冷却速
度との関係を示すグラフ。
けるＣｒ＋Ｍｏ濃度と１０５０℃での熱処理時の冷却速
度との関係を示すグラフ。
【図４】 原子炉内部機器及び構造物の処理温度制御装
置の模式図。
置の模式図。
【図５】 結晶粒界に偏析がある場合の、結晶粒界での
Ｃｒ＋Ｍｏ濃度と照射量の関係を示すグラフ。
Ｃｒ＋Ｍｏ濃度と照射量の関係を示すグラフ。
【図６】 従来の技術における照射誘起偏析の機構を示
す模式図。
す模式図。
１…オーステナイト系ステンレス鋼 ２…表面 ３…結晶粒界 ４…Ｃｒ酸化膜 ５…Ｃｒ原子 ６…原子空孔 ７…Ｎｉ原子 ８…原子炉構造材料 ９…加熱装置 １０…冷却時温度制御装置 １１…接触型温度計 １２…非接触型温度計 １３…駆動装置
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｇ２１Ｃ 3/07 Ｇ２１Ｃ 5/00 Ｂ 5/00 3/06 Ｐ
Claims (9)
- 【請求項１】 １０５０℃以上の温度に加熱した後冷却
されたオーステナイト系ステンレス鋼からなることを特
徴とする原子炉材料。 - 【請求項２】 前記オーステナイト系ステンレス鋼は、
８００℃から５００℃まで１℃／秒〜５０℃／秒の冷却
速度で冷却されることを特徴とする請求項１記載の原子
炉材料。 - 【請求項３】 前記オーステナイト系ステンレス鋼が、
炭素０．０２０重量％以下、クロム１６〜２０重量％、
ニッケル８〜１４重量％、モリブデン０〜３重量％なら
びに残部が鉄および不可避の不純物からなることを特徴
とする請求項１または請求項２の原子炉材料。 - 【請求項４】 前記オーステナイト系ステンレス鋼が、
少なくとも０．１ｍｍ以上の深度で加熱および冷却され
ることを特徴とする請求項１または２記載の原子炉材
料。 - 【請求項５】 オーステナイト系ステンレス鋼を１０５
０℃以上の温度に加熱する工程と、前記オーステナイト
系ステンレス鋼を冷却する工程とを具備することを特徴
とする原子炉材料の製造方法。 - 【請求項６】 前記冷却工程は、８００℃から５００℃
まで１℃／秒〜５０℃／秒の冷却速度で行われることを
特徴とする請求項５記載の原子炉材料の製造方法。 - 【請求項７】 前記オーステナイト系ステンレス鋼が、
炭素０．０２０重量％以下、クロム１６〜２０重量％、
ニッケル８〜１４重量％、モリブデン０〜３重量％なら
びに残部が鉄および不可避の不純物からなることを特徴
とする請求項５または請求項６の原子炉材料の製造方
法。 - 【請求項８】 前記オーステナイト系ステンレス鋼が、
少なくとも０．１ｍｍ以上の深度で加熱および冷却され
ることを特徴とする請求項５または６記載の原子炉材料
の製造方法。 - 【請求項９】 請求項１記載のオーステナイト系ステン
レス鋼を加熱するための加熱装置と、 請求項１記載のオーステナイト系ステンレス鋼を冷却す
るための冷却装置と、 前記加熱装置または前記冷却装置の温度を測定するため
の非接触温度計と、 前記非接触温度計からの信号を入力して前記加熱装置お
よび前記冷却装置を制御する制御装置と、 前記加熱装置、前記冷却装置および前記非接触温度計と
接続され、前記加熱装置、前記冷却装置および前記非接
触温度計を前記オーステナイト系ステンレス鋼に対して
任意の速度で移動させる駆動装置とからなることを特徴
とする原子炉材料の処理装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20498399A JP4458579B2 (ja) | 1999-07-19 | 1999-07-19 | 原子炉材料およびその製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20498399A JP4458579B2 (ja) | 1999-07-19 | 1999-07-19 | 原子炉材料およびその製造方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001032045A true JP2001032045A (ja) | 2001-02-06 |
| JP4458579B2 JP4458579B2 (ja) | 2010-04-28 |
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ID=16499540
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| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP20498399A Expired - Fee Related JP4458579B2 (ja) | 1999-07-19 | 1999-07-19 | 原子炉材料およびその製造方法 |
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| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP4458579B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2013045661A1 (fr) * | 2011-09-30 | 2013-04-04 | Areva Np | Procédé de réalisation à partir d'une ébauche en acier inoxydable austénitique à faible teneur en carbone d'une gaine résistant à l'usure et à la corrosion pour réacteur nucléaire, gaine et grappe de commande correspondantes. |
| JP2014532174A (ja) * | 2011-09-30 | 2014-12-04 | アレバ・エヌペ | 耐摩耗性のおよび耐腐食性の原子炉のためのステンレス鋼パーツを生産するための方法、対応するパーツ、および、対応する制御クラスター |
| WO2015178240A1 (ja) * | 2014-05-21 | 2015-11-26 | 株式会社Ihi | 原子力施設の回転機器 |
| CN115141920A (zh) * | 2022-07-06 | 2022-10-04 | 大冶特殊钢有限公司 | 一种奥氏体不锈钢棒材的感应加热热处理方法 |
-
1999
- 1999-07-19 JP JP20498399A patent/JP4458579B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2013045661A1 (fr) * | 2011-09-30 | 2013-04-04 | Areva Np | Procédé de réalisation à partir d'une ébauche en acier inoxydable austénitique à faible teneur en carbone d'une gaine résistant à l'usure et à la corrosion pour réacteur nucléaire, gaine et grappe de commande correspondantes. |
| FR2980804A1 (fr) * | 2011-09-30 | 2013-04-05 | Areva Np | Procede de realisation a partir d'une ebauche en acier inoxydable austenitique a faible teneur en carbone d'une gaine resistant a l'usure et a la corrosion pour reacteur nucleaire, gaine et grappe de commande correspondantes |
| KR20140076605A (ko) * | 2011-09-30 | 2014-06-20 | 아레바 엔피 | 낮은 탄소 함량을 가진 오스테나이트 스테인레스 스틸로 제조된 모재로부터 원자로용 내마모성 및 내식성 피복재의 생산방법, 대응 피복재 및 대응 제어봉 클러스 |
| CN103958703A (zh) * | 2011-09-30 | 2014-07-30 | 阿海珐核能公司 | 由低碳含量的奥氏体不锈钢制成的预制体生产用于核反应堆的耐磨损且耐腐蚀的包层的方法、相应的包层及相应的控制簇 |
| JP2014532175A (ja) * | 2011-09-30 | 2014-12-04 | アレバ・エヌペ | 低炭素含有量を有するオーステナイトステンレス鋼から作製されたプリフォームから、耐摩耗性のおよび耐腐食性の原子炉のための被覆管を生産するための方法、対応する被覆管、および、対応する制御クラスター |
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| CN103958703B (zh) * | 2011-09-30 | 2016-06-22 | 阿海珐核能公司 | 由低碳含量的奥氏体不锈钢制成的预制体生产用于核反应堆的耐磨损且耐腐蚀的包层的方法、相应的包层及相应的控制簇 |
| US9914986B2 (en) | 2011-09-30 | 2018-03-13 | Areva Np | Method for producing, from a preform made of austenitic stainless steel with a low carbon content, a wear-resistant and corrosion-resistant cladding for a nuclear reactor, corresponding cladding and corresponding control cluster |
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| WO2015178240A1 (ja) * | 2014-05-21 | 2015-11-26 | 株式会社Ihi | 原子力施設の回転機器 |
| US10699817B2 (en) | 2014-05-21 | 2020-06-30 | Ihi Corporation | Rotary device for nuclear power facility |
| CN115141920A (zh) * | 2022-07-06 | 2022-10-04 | 大冶特殊钢有限公司 | 一种奥氏体不锈钢棒材的感应加热热处理方法 |
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|---|---|
| JP4458579B2 (ja) | 2010-04-28 |
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