JP2004091816A

JP2004091816A - Nickel-based alloy, heat treatment method for nickel-based alloy, and member for nuclear power with the use of nickel-based alloy

Info

Publication number: JP2004091816A
Application number: JP2002251645A
Authority: JP
Inventors: Toshihiko Iwamura; 岩村　俊彦; Yasunao Yamaguchi; 山口　康直; Juntaro Shimizu; 清水　純太郎
Original assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 2002-08-29
Filing date: 2002-08-29
Publication date: 2004-03-25
Anticipated expiration: 2022-08-29
Also published as: JP3794999B2

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a nickel-based alloy having a superior grain-boundary type stress-corrosion cracking resistance in water of a high temperature and a high pressure, and endurance for a long service in the water of the high temperature and the high pressure in the vessel of a nuclear reactor. <P>SOLUTION: The nickel-based alloy has a chemical composition comprising, by weight percentage, 0.08% or less C, 0.35% or less Si, 0.35% or less Mn, 0.015% or less P, 0.015% or less S, 50% to 55% Ni, 17% to 21% Cr, 2.8% to 3.3% Mo, 0.3% or less Cu, 0.2% to 0.8% Al, 0.65% to 1.15% Ti, 4.75% to 5.50% Nb+Ta, 0.006% or less B, and the balance Fe with unavoidable impurities. The heat treatment method is characterized by solution-treating the nickel-based alloy having the above chemical composition at a temperature of 995°C to 1,040°C, for 30 minutes to 20 hours. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば原子炉炉内環境のように、高温高圧水中で優れた耐応力腐食割れ性を有するニッケル基合金、およびその熱処理方法に関する。更に、このようなニッケル基合金を、各種の押さえ部品、ばね、ピン、ボルトなどの高強度部材として用いることによって、高温高圧水中で長時間使用された場合であっても耐応力腐食割れ性に優れた原子力用部材に関する。
【０００２】
【従来の技術】
析出強化型ニッケル基合金のＮＣＦ７１８合金は、高強度で耐食性が優れていることから、原子炉炉内構造物のスプリング、ベローズ、燃料支持格子、ボルトなどの原子力用部材に使用されている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、析出強化型ニッケル基合金のＮＣＦ７１８合金は、高温高圧水中において、高引張応力が作用すると、粒界型応力腐食割れを生じることがあるということが知られている。
【０００４】
原子炉の炉内環境は、高温高圧水中であることから、ＮＣＦ７１８合金からなる原子力用部材は、高引張応力が作用すると、粒界型応力腐食割れを生じる可能性があるという問題がある。
【０００５】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、ＮＣＦ７１８合金よりさらに高温高圧水中で優れた耐粒界型応力腐食割れ性を有し、もって、高温高圧水中の環境下で長時間の使用に耐えることが可能なニッケル基合金、ニッケル基合金の熱処理方法、およびニッケル基合金を用いた原子力用部材を提供することを目的とする。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
上記の目的を達成するために、本発明では、以下のような手段を講じる。
【０００７】
すなわち、請求項１の発明のニッケル基合金の熱処理方法は、重量パーセントでＣ：０．０８％以下、Ｓｉ：０．３５％以下、Ｍｎ：０．３５％以下、Ｐ：０．０１５％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｎｉ：５０％以上５５％以下、Ｃｒ：１７％以上２１％以下、Ｍｏ：２．８％以上３．３％以下、Ｃｕ：０．３％以下、Ａｌ：０．２％以上０．８％以下、Ｔｉ：０．６５％以上１．１５％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：４．７５％以上５．５０％以下、Ｂ：０．００６％以下、および残部Ｆｅならびに不可避的不純物からなる化学組成を有するニッケル基合金を、９９５℃〜１０４０℃の温度で、３０分〜２０時間加熱して固溶化熱処理する。
【０００８】
請求項２の発明のニッケル基合金は、請求項１の発明のニッケル基合金の熱処理方法を実施し、かつＣｒの重量パーセントを１９％以上２１％以下としている。
【０００９】
請求項３の発明のニッケル基合金は、請求項１の発明のニッケル基合金の熱処理方法を実施し、かつＮｂの重量パーセントを４．９％以上５．４％以下としている。
【００１０】
請求項４の発明のニッケル基合金は、請求項１の発明のニッケル基合金の熱処理方法を実施し、かつＣｒの重量パーセントを１９％以上２１％以下、Ｎｂの重量パーセントを４．９％以上５．４％以下としている。
【００１１】
請求項５の発明の、ニッケル基合金を用いた原子力用部材は、請求項２乃至４のうち少なくとも何れか１項の発明のニッケル基合金を用いて製造したものである。
【００１２】
従って、請求項１から請求項４の発明においては、以上のような手段を講じることにより、高温高圧水中で優れた耐粒界型応力腐食割れ性を有し、例えば原子炉炉内のような高温高圧水中の環境下で長時間の使用に耐えることが可能なニッケル基合金を実現することができる。
【００１３】
また、請求項５の発明では、請求項２から請求項４のようなニッケル基合金を用いて製造した原子力用部材を燃料集合体や炉内構造物に適用することによって、高温高圧水中であっても、優れた耐粒界型応力腐食割れ性を有し、例えば原子炉炉内のような高温高圧水中の環境下であっても長時間の使用に耐えることが可能な原子力用部材を実現することができる。
【００１４】
【発明の実施の形態】
以下に、本発明の実施の形態について図面を参照しながら説明する。
【００１５】
本発明の実施の形態を図１から図１１、および表１から表２を用いて説明する。
【００１６】
【表１】

【００１７】
本発明の実施の形態では、表１に化学成分（重量％）を示す試験組成１〜試験組成６の試作鍛造材を対象として、９５０℃から１０７０℃の温度で３時間保持した後空冷する固溶化熱処理を施した後、７６０℃の温度で５時間保持した後炉内冷却によって７６０℃から６５０℃まで降温し、更に６５０℃の温度で１時間保持した後空冷する時効処理を施した。
【００１８】
その後、１）低歪速度引張試験、２）粒界腐食試験、３）引張試験、４）結晶粒度測定を行った。なお、試験組成１はＪＩＳ規格に適合する標準材（ＮＣＦ７１８合金）、試験組成２は試験組成１よりもＮｂ量が少ない低Ｎｂ材、試験組成３はＮｂ量が試験組成２よりも多く試験組成４よりも少ない中Ｎｂ材、試験組成４は試験組成３よりもＮｂ量が多い高Ｎｂ材、試験組成５は試験組成１よりもＣｒ量が少ない低Ｃｒ材、試験組成６は試験組成１よりもＣｒ量が多い高Ｃｒ材である。
【００１９】
１）低歪速度引張試験
図１（ａ）に正面図を、図１（ｂ）に側面図を示すようなノッチ付きの試験片１２を用いて、軽水炉模擬環境下の高温高圧純水中（３６０℃、≦２１４ｋｇ／ｃｍ^２Ｇ）で低歪速度引張試験（引張速度：０．１μｍ／ｍｉｎ）を行った。その結果、図２および図３に示すように試験片１２の粒界破面率は、固溶化熱処理温度が高くなると減少するという傾向が認められた。また、固溶化熱処理温度が１０２５℃以上では、試験組成４（高Ｎｂ材）と試験組成５（低Ｃｒ材）とを除く何れの材料とも粒界破面率がほぼゼロとなった。一方、粒界破面率は、Ｎｂ量が増加するほど、またＣｒ量が減少するほど増大する傾向が認められた。
【００２０】
図１に示すようなノッチ付きの試験片１２を用いた低歪速度引張試験は、応力腐食割れ（以下、「ＳＣＣ」と称する。）に対する感受性を評価するための過酷な試験方法である。そこで、低歪速度引張試験でのＳＣＣ感受性のしきい値を粒界破面率で１０％以下と仮定すると、固溶化熱処理温度は９９５℃以上で、Ｃｒ量は重量割合で１９％以上２１％以下が、Ｎｂ量は重量割合で５．４％以下が望ましいことがわかる。
【００２１】
２）粒界腐食（コリオ）試験
粒界腐食（コリオ）試験（５Ｋｍｏｌ／ｍ^３ＨＮＯ_３＋０．０７７Ｋｍｏｌ／ｍ^３Ｃｒ_２Ｏ_７ ^２−溶液中で３時間の沸騰試験）を行った結果、得られた固溶化熱処理温度と腐食速度との関係を図４および図５に示す。図４および図５に示すように、腐食速度は、試験組成４（高Ｎｂ材）が、固溶化熱処理温度に関わらず他の試験組成の場合に比べて大きな値を示すことが認められた。その他の試験組成の腐食速度は、固溶化熱処理温度９８０℃の場合が大きく、固溶化熱処理温度が９９５℃から１０２５℃では９８０℃に比べて小さな値を示している。したがって、耐粒界腐食性の観点からは、固溶化熱処理温度は９９５℃以上で、Ｎｂ量は重量割合で５．４％以下が望ましいことがわかる。
【００２２】
３）引張試験
引張試験の結果を、固溶化熱処理温度と０．２％耐力との関係にまとめたグラフを図６および図７に、固溶化熱処理温度と引張強さとの関係にまとめたグラフを図８および図９にそれぞれ示す。
【００２３】
図６および図７に示すように、０．２％耐力は、固溶化熱処理温度が高くなると若干低下する傾向が認められるものの、図７に示すように、Ｃｒ量の変化に対してはほぼ同等で有意差が認められないが、図６に示すように、試験組成２（低Ｎｂ材）では試験組成１（標準材）よりも低強度で、ＪＩＳ規格を下回っている。また、図８および図９に示すように、引張強さは、固溶化熱処理温度が高くなると若干低下する傾向が認められるものの、図９に示すように、Ｃｒ量の変化に対してはほぼ同等で有意差が認められないが、図８に示すように、試験組成２（低Ｎｂ材）では試験組成１（標準材）よりも低強度で、ＪＩＳ規格を下回っている。したがって、引張試験の結果からは、固溶化熱処理温度は９８０℃以上で、Ｎｂ量は重量割合で４．９％以上が望ましいことがわかる。
【００２４】
４）結晶粒度測定
結晶粒度測定の結果を、固溶化熱処理温度と結晶粒度番号との関係にまとめたグラフを図１０および図１１にそれぞれ示す。結晶粒度番号は、何れの試験組成に対しても、固溶化熱処理温度が高くなると共に小さくなる傾向を示している。固溶化熱処理温度が１０７０℃以上では、いずれの試験組成も結晶粒度番号が５以下となっている。結晶粒度番号が小さいことは望ましくないため、固溶化熱処理温度としては１０４０℃以下が望ましいことがわかる。
【００２５】
５）固溶化熱処理
以上のことから、固溶化熱処理温度としては、９９５℃〜１０４０℃が望ましいことがわかる。一方、固溶化熱処理時間は、ここでは一例として３時間としている。
【００２６】
そこで、固溶化熱処理温度が９９５℃〜１０４０℃の場合の固溶化熱処理時間を以下に示すようなラルソン・ミラーのパラメータＰを用いて検討した。
【００２７】
Ｐ＝Ｔ（ｃ＋Ｌｏｇｔ）
ただし、Ｐ：パラメータ、Ｔ：絶対温度（Ｋ）、ｃ＝定数（ここでは２３）、ｔ：時間（ｈｒ）である。ここで行なった固溶化熱処理条件および加熱時間を変化させた場合について下式のラルソン・ミラーのパラメータで整理した結果を表２に示す。
【００２８】
【表２】

【００２９】
表２に示すように、１０４０℃の温度で３時間加熱した場合のパラメータは３０８２５で、９９５℃の温度で３時間加熱した場合のパラメータは２９７６９である。９９５℃の温度で２０時間加熱した場合のパラメータは３０８１４で、１０４０℃の温度で３時間加熱した場合のパラメータ（３０８２５）とほぼ同等である。一方、１０４０℃の温度で３０分間加熱した場合のパラメータは２９８０４で、９９５℃の温度で３時間加熱した場合のパラメータ（２９７６９）とほぼ同等である。
【００３０】
したがって、固溶化熱処理時間としては、３０分〜２０時間が望ましいことがわかる。
【００３１】
以上のことから、耐粒界型応力腐食割れ性に優れた析出強化型のニッケル基合金としては、Ｃｒの重量パーセントが１９％以上２１％以下、Ｎｂの重量パーセントが４．９％以上５．４％以下であり、その他はＮＣＦ７１８合金と同等の化学組成を有するものがよい。
【００３２】
また、このようなニッケル基合金の熱処理方法としては、９９５℃〜１０４０℃の温度で、３０分〜２０時間加熱する固溶化熱処理をすればよい。
【００３３】
したがって、このようなニッケル基合金によって製造されたスプリング、ベローズ、燃料支持格子、ボルトなどの原子力用部材を、燃料集合体や原子炉炉内構造物に用いることによって、高温高圧水中であっても、優れた耐粒界型応力腐食割れ性を有し、原子炉炉内の高温高圧水中の環境下で長時間の使用に耐えることが可能となる。
【００３４】
以上、本発明の好適な実施の形態について、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかかる構成に限定されない。特許請求の範囲の発明された技術的思想の範疇において、当業者であれば、各種の変更例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
【００３５】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、ＮＣＦ７１８合金よりもさらに高温高圧水中で優れた耐粒界型応力腐食割れ性を有し、もって、高温高圧水中の環境下で長時間の使用に耐えることが可能なニッケル基合金、ニッケル基合金の熱処理方法、およびニッケル基合金を用いた原子力用部材を実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】試験片の形状を示す正面図および側面図
【図２】固溶化熱処理温度と粒界破面率との関係を示す図（Ｎｂ量に対する傾向）
【図３】固溶化熱処理温度と粒界破面率との関係を示す図（Ｃｒ量に対する傾向）
【図４】固溶化熱処理温度と腐食速度との関係を示す図（Ｎｂ量に対する傾向）
【図５】固溶化熱処理温度と腐食速度との関係を示す図（Ｃｒ量に対する傾向）
【図６】固溶化熱処理温度と０．２％耐力との関係を示す図（Ｎｂ量に対する傾向）
【図７】固溶化熱処理温度と０．２％耐力との関係を示す図（Ｃｒ量に対する傾向）
【図８】固溶化熱処理温度と引張強さとの関係を示す図（Ｎｂ量に対する傾向）
【図９】固溶化熱処理温度と引張強さとの関係を示す図（Ｃｒ量に対する傾向）
【図１０】固溶化熱処理温度と結晶粒度番号との関係を示す図（Ｎｂ量に対する傾向）
【図１１】固溶化熱処理温度と結晶粒度番号との関係を示す図（Ｃｒ量に対する傾向）
【符号の説明】
１２…試験片[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a nickel-based alloy having excellent stress corrosion cracking resistance in high-temperature and high-pressure water, such as in a reactor environment, and a heat treatment method thereof. Furthermore, by using such a nickel-based alloy as a high-strength member such as various holding parts, springs, pins, and bolts, even when used in high-temperature and high-pressure water for a long time, it is resistant to stress corrosion cracking. Regarding excellent nuclear components.
[0002]
[Prior art]
NCF718 alloy, a precipitation-strengthened nickel-base alloy, is used for nuclear members such as springs, bellows, fuel support grids, and bolts of reactor internals because of its high strength and excellent corrosion resistance.
[0003]
[Problems to be solved by the invention]
However, it is known that the NCF718 alloy of the precipitation-strengthened nickel-base alloy may cause grain boundary stress corrosion cracking when high tensile stress acts in high-temperature and high-pressure water.
[0004]
Since the environment inside the nuclear reactor is in high-temperature and high-pressure water, there is a problem that a nuclear member made of NCF718 alloy may cause grain boundary stress corrosion cracking when high tensile stress is applied.
[0005]
The present invention has been made in view of such circumstances, and has more excellent grain boundary stress corrosion cracking resistance in high-temperature and high-pressure water than the NCF718 alloy. It is an object of the present invention to provide a nickel-based alloy that can withstand use, a heat treatment method for the nickel-based alloy, and a nuclear power member using the nickel-based alloy.
[0006]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, the present invention takes the following measures.
[0007]
That is, in the heat treatment method for a nickel-based alloy according to the first aspect of the present invention, C: 0.08% or less, Si: 0.35% or less, Mn: 0.35% or less, P: 0.015% or less by weight. , S: 0.015% or less, Ni: 50% to 55%, Cr: 17% to 21%, Mo: 2.8% to 3.3%, Cu: 0.3% or less, Al: 0.2% or more and 0.8% or less, Ti: 0.65% or more and 1.15% or less, Nb + Ta: 4.75% or more and 5.50% or less, B: 0.006% or less, and the balance Fe and unavoidable A nickel-based alloy having a chemical composition of a chemical impurity is heated at a temperature of 995 ° C. to 1040 ° C. for 30 minutes to 20 hours to perform a solution heat treatment.
[0008]
According to a second aspect of the present invention, there is provided a nickel-base alloy according to the first aspect of the present invention, wherein the heat treatment method for the nickel-base alloy is performed, and the weight percentage of Cr is set to be 19% or more and 21% or less.
[0009]
According to a third aspect of the present invention, there is provided a nickel-base alloy according to the first aspect of the present invention, wherein the weight percent of Nb is 4.9% or more and 5.4% or less.
[0010]
A nickel-base alloy according to a fourth aspect of the present invention is a method for heat-treating a nickel-base alloy according to the first aspect of the present invention, wherein the weight percent of Cr is 19% or more and 21% or less and the weight percent of Nb is 4.9% or more. 5.4% or less.
[0011]
A nuclear power member using a nickel-based alloy according to a fifth aspect of the invention is manufactured using the nickel-based alloy according to at least one of the second to fourth aspects.
[0012]
Therefore, in the inventions of claims 1 to 4, by taking the above measures, it has excellent grain boundary type stress corrosion cracking resistance in high-temperature and high-pressure water. A nickel-based alloy that can withstand long-term use in an environment of high-temperature and high-pressure water can be realized.
[0013]
Further, in the invention of claim 5, by applying the nuclear member manufactured by using the nickel-based alloy as in claims 2 to 4 to a fuel assembly or a furnace internal structure, it can be used in high-temperature and high-pressure water. Achieved a nuclear component that has excellent grain boundary stress corrosion cracking resistance and can withstand long-term use even in high-temperature, high-pressure water environments such as in nuclear reactors. can do.
[0014]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
[0015]
An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 11 and Tables 1 and 2.
[0016]
[Table 1]

[0017]
In the embodiment of the present invention, for the test forged materials of Test Composition 1 to Test Composition 6 whose chemical components (% by weight) are shown in Table 1, the temperature is maintained at a temperature of 950 ° C. to 1070 ° C. for 3 hours and then air-cooled. After the solution heat treatment, the steel was kept at a temperature of 760 ° C. for 5 hours, cooled down from 760 ° C. to 650 ° C. by cooling in a furnace, further kept at a temperature of 650 ° C. for 1 hour, and then subjected to an aging treatment of air cooling.
[0018]
Thereafter, 1) low strain rate tensile test, 2) intergranular corrosion test, 3) tensile test, and 4) crystal grain size measurement were performed. Test composition 1 is a standard material (NCF718 alloy) conforming to the JIS standard, test composition 2 is a low Nb material having a smaller Nb content than test composition 1, and test composition 3 is a test composition having a larger Nb content than test composition 2. Medium Nb material less than 4, test composition 4 is a high Nb material having more Nb content than test composition 3, test composition 5 is a low Cr material having less Cr content than test composition 1, and test composition 6 is more than test composition 1. Is also a high Cr material having a large amount of Cr.
[0019]
1) Low strain rate tensile test Using a notched test piece 12 as shown in a front view in FIG. 1A and a side view in FIG. A low strain rate tensile test (tensile speed: 0.1 μm / min) was performed at 360 ° C. and ≦ 214 kg / cm ² G). As a result, as shown in FIG. 2 and FIG. 3, a tendency was observed that the grain boundary fracture surface ratio of the test piece 12 decreased as the solution heat treatment temperature increased. When the solution heat treatment temperature was 1025 ° C. or higher, the grain boundary fracture rate was almost zero for all materials except Test Composition 4 (high Nb material) and Test Composition 5 (low Cr material). On the other hand, the grain boundary fracture surface tended to increase as the Nb amount increased and as the Cr amount decreased.
[0020]
The low strain rate tensile test using the notched test piece 12 as shown in FIG. 1 is a severe test method for evaluating susceptibility to stress corrosion cracking (hereinafter, referred to as “SCC”). Therefore, assuming that the threshold value of the SCC sensitivity in the low strain rate tensile test is 10% or less in terms of the grain boundary fracture ratio, the solution heat treatment temperature is 995 ° C. or more, and the Cr content is 19% or more and 21% by weight. The following shows that the Nb content is desirably 5.4% or less by weight.
[0021]
2) Intergranular corrosion (corio) test Intergranular corrosion (corio) test (5 Kmol / m ³ HNO ₃ +0.077 Kmol / m ³ Cr ₂ O ₇ ^2- boil test in 3-hour solution) was obtained. The relationship between the solution heat treatment temperature and the corrosion rate is shown in FIGS. As shown in FIGS. 4 and 5, it was confirmed that the corrosion rate of Test Composition 4 (high Nb material) showed a larger value than that of other test compositions regardless of the solution heat treatment temperature. The corrosion rates of the other test compositions are large at the solution heat treatment temperature of 980 ° C., and are smaller than those at 980 ° C. when the solution heat treatment temperature is 995 ° C. to 1025 ° C. Therefore, from the viewpoint of the intergranular corrosion resistance, it is understood that the solution heat treatment temperature is preferably 995 ° C. or more and the Nb content is preferably 5.4% or less by weight.
[0022]
3) Tensile test FIGS. 6 and 7 are graphs summarizing the results of the tensile test in the relationship between solution heat treatment temperature and 0.2% proof stress, and graphs summarizing the relationship between solution heat treatment temperature and tensile strength. These are shown in FIGS. 8 and 9, respectively.
[0023]
As shown in FIGS. 6 and 7, the 0.2% proof stress tends to decrease slightly as the solution heat treatment temperature increases, but as shown in FIG. However, as shown in FIG. 6, the test composition 2 (low Nb material) has lower strength than the test composition 1 (standard material) and is lower than the JIS standard, as shown in FIG. Further, as shown in FIGS. 8 and 9, the tensile strength tends to slightly decrease as the solution heat treatment temperature increases, but as shown in FIG. 9, the tensile strength is almost equal to the change in the Cr content. Although no significant difference was observed in the test composition, as shown in FIG. 8, the test composition 2 (low Nb material) had lower strength than the test composition 1 (standard material) and was lower than the JIS standard. Therefore, the results of the tensile test show that the solution heat treatment temperature is desirably 980 ° C. or higher and the Nb content is desirably 4.9% or more by weight.
[0024]
4) Measurement of crystal grain size FIGS. 10 and 11 show graphs in which the results of the crystal grain size measurement are summarized in the relationship between the solution heat treatment temperature and the crystal grain size number. The grain size numbers tend to decrease with increasing solution heat treatment temperature for any of the test compositions. When the solution heat treatment temperature is 1070 ° C. or higher, the crystal grain size number is 5 or less in any of the test compositions. Since it is not desirable that the crystal grain number is small, it is understood that the solution heat treatment temperature is desirably 1040 ° C. or less.
[0025]
5) Solution heat treatment From the above, it can be seen that the solution heat treatment temperature is preferably 995 ° C to 1040 ° C. On the other hand, the solution heat treatment time is, for example, 3 hours here.
[0026]
Therefore, the solution heat treatment time when the solution heat treatment temperature was 995 ° C. to 1040 ° C. was examined using Larson-Miller parameter P as shown below.
[0027]
P = T (c + Logt)
Here, P: parameter, T: absolute temperature (K), c = constant (here, 23), and t: time (hr). Table 2 shows the results obtained by rearranging the solution heat treatment conditions and the heating time performed here using the following Larson-Miller parameters.
[0028]
[Table 2]

[0029]
As shown in Table 2, the parameter when heating at a temperature of 1040 ° C. for 3 hours is 30825, and the parameter when heating at a temperature of 995 ° C. for 3 hours is 29969. The parameter when heating at a temperature of 995 ° C. for 20 hours is 30814, which is almost the same as the parameter (30825) when heating at a temperature of 1040 ° C. for 3 hours. On the other hand, the parameter when heated at a temperature of 1040 ° C. for 30 minutes is 29804, which is almost the same as the parameter (29769) when heated at a temperature of 995 ° C. for 3 hours.
[0030]
Therefore, it is understood that the solution heat treatment time is desirably 30 minutes to 20 hours.
[0031]
From the above, as a precipitation-strengthened nickel-base alloy having excellent grain boundary stress corrosion cracking resistance, the weight percent of Cr is 19% or more and 21% or less, and the weight percent of Nb is 4.9% or more and 5. It is preferably 4% or less, and the others have the same chemical composition as the NCF718 alloy.
[0032]
As a heat treatment method for such a nickel-based alloy, a solution heat treatment at a temperature of 995 ° C. to 1040 ° C. for 30 minutes to 20 hours may be performed.
[0033]
Therefore, by using nuclear members such as springs, bellows, fuel support grids, and bolts made of such nickel-based alloys for fuel assemblies and reactor internal structures, even in high-temperature and high-pressure water. It has excellent grain boundary stress corrosion cracking resistance and can withstand long-term use under high-temperature and high-pressure water environment in a nuclear reactor.
[0034]
Although the preferred embodiments of the present invention have been described with reference to the accompanying drawings, the present invention is not limited to such configurations. Within the scope of the invented technical concept of the claims, those skilled in the art will be able to conceive various changes and modifications, and those changes and modifications will be described in the technical scope of the present invention. It is understood that it belongs to.
[0035]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, it has more excellent intergranular stress corrosion cracking resistance in high-temperature and high-pressure water than NCF718 alloy, and can withstand long-term use in an environment of high-temperature and high-pressure water. A nickel-based alloy, a heat treatment method for a nickel-based alloy, and a nuclear member using the nickel-based alloy can be realized.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a front view and a side view showing a shape of a test piece; FIG. 2 is a view showing a relationship between a solution heat treatment temperature and a grain boundary fracture ratio (a tendency with respect to an Nb content).
FIG. 3 is a graph showing the relationship between the solution heat treatment temperature and the grain boundary fracture surface ratio (trend to Cr content).
FIG. 4 is a graph showing a relationship between a solution heat treatment temperature and a corrosion rate (a tendency with respect to an Nb amount).
FIG. 5 is a graph showing the relationship between the solution heat treatment temperature and the corrosion rate (trend to Cr content).
FIG. 6 is a graph showing the relationship between the solution heat treatment temperature and 0.2% proof stress (trend to Nb amount).
FIG. 7 is a graph showing the relationship between the solution heat treatment temperature and 0.2% proof stress (trend to Cr content).
FIG. 8 is a graph showing a relationship between a solution heat treatment temperature and a tensile strength (a tendency with respect to an Nb amount).
FIG. 9 is a graph showing the relationship between the solution heat treatment temperature and the tensile strength (trend to Cr content).
FIG. 10 is a graph showing a relationship between a solution heat treatment temperature and a crystal grain size number (a tendency with respect to an Nb amount).
FIG. 11 is a graph showing the relationship between the solution heat treatment temperature and the crystal grain size number (trend to Cr content).
[Explanation of symbols]
12 ... Test piece

Claims

C: 0.08% or less, Si: 0.35% or less, Mn: 0.35% or less, P: 0.015% or less, S: 0.015% or less, Ni: 50% or more and 55% by weight percent Hereinafter, Cr: 17% to 21%, Mo: 2.8% to 3.3%, Cu: 0.3%, Al: 0.2% to 0.8%, Ti: 0.65 % To 1.15%, Nb + Ta: 4.75% to 5.50%, B: 0.006% or less, and a nickel-based alloy having a chemical composition comprising Fe and unavoidable impurities at 995 ° C. A heat treatment method for a nickel-based alloy in which a solution treatment is performed by heating at a temperature of 1040 ° C. for 30 minutes to 20 hours.

A nickel-based alloy, wherein the method for heat-treating a nickel-based alloy according to claim 1 is performed, and the weight percent of Cr is 19% or more and 21% or less.

A nickel-based alloy, wherein the method for heat-treating a nickel-based alloy according to claim 1 is performed, and the weight percentage of Nb is 4.9% or more and 5.4% or less.

A nickel-based alloy, wherein the nickel-based alloy heat treatment method according to claim 1 is performed, and the weight percent of Cr is 19% or more and 21% or less, and the weight percent of Nb is 4.9% or more and 5.4% or less.

A nuclear power member manufactured using the nickel-based alloy according to at least one of claims 2 to 4.