JP2015178651A

JP2015178651A - オーステナイト系ステンレス鋼

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Publication number: JP2015178651A
Application number: JP2014055997A
Authority: JP
Inventors: 真一石岡; Shinichi Ishioka; 尚登茂中; Naoto Shigenaka; 勝岩波; Masaru Iwanami; 金田　潤也; Junya Kaneda; 潤也金田
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2014-03-19
Filing date: 2014-03-19
Publication date: 2015-10-08
Anticipated expiration: 2034-03-19
Also published as: JP6228049B2

Abstract

【課題】照射誘起応力腐食割れ発生の感受性を抑制でき、強度を増大させることができるオーステナイト系ステンレス鋼を提供する。【解決手段】オーステナイト系ステンレス鋼は、１８．０〜２０．０ｗｔ％のＣｒ、９．０〜１１．０ｗｔ％のＮｉ、０．４〜１．０ｗｔ％のＴａ、０．０３ｗｔ％以下のＣ、０．１ｗｔ％以下のＳｉ、及び０．００５％以下のＰ及びＳを含み、Ｃ及びＮの合計含有量が０．０２〜０．０８ｗｔ％で、残部がＦｅ及び不可避不純物からなっている。このようなオーステナイト系ステンレス鋼は、照射誘起応力腐食割れ発生の感受性を抑制でき、強度を増大することができる。【選択図】図２

Description

本発明は、オーステナイト系ステンレス鋼に係り、特に、中性子照射環境にさらされる環境において照射誘起応力腐食割れを抑制するのに好適なオーステナイト系ステンレス鋼に関する。

軽水炉、例えば、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設置された炉内構造物、例えば、炉心シュラウド及びシュラウドサポート等には、溶接熱による鋭敏化を抑制するために、含有する炭素量を低減したＳＵＳ３１６Ｌ及びＳＵＳ３０４Ｌ等の低炭素オーステナイト系ステンレス鋼が使用されている。しかし、近年、中性子照射量の高い環境で使用される、制御棒のＳＵＳ３１６Ｌ製のシース及びタイロッドにおいて、照射誘起によると考えられる応力腐食割れが確認されている。これは、材料が中性子照射を受けることによる硬化及び照射誘起粒界偏析が原因と考えられており、中性子照射損傷を抑制することが必要である。

中性子照射損傷を抑制するためにＮｂ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ及びＨｆを添加した低炭素オーステナイト系ステンレス鋼が、特開昭６３−２５９０５５号公報に記載されている。さらに、Ｔａを含むオーステナイト系ステンレス鋼が、特公平６−８９４３７号公報及び特開２０１４−５５０９号公報にそれぞれ記載されている。

特開昭６３−２５９０５５号公報特公平６−８９４３７号公報特開２０１４−５５０９号公報

原子力発電プラントの原子炉圧力容器内に設けられる炉内構造部材は、主に、オーステナイト系ステンレス鋼で作られている。一般に、オーステナイト系ステンレス鋼は、耐食性に優れた材料であるが、高温高圧水および中性子照射環境におかれると、照射誘起応力腐食割れの発生感受性が高まることが指摘されている。また、原子炉圧力容器内での材料劣化事象として、照射誘起応力腐食割れ事例が報告されている。

特開２０１４−５５０９号公報に記載されたオーステナイト系ステンレス鋼は、粒界腐食抵抗をさらに増大させ、粒界におけるＣｒの照射誘起偏析を抑制して、照射誘起応力腐食割れの発生感受性を抑制することができる。このオーステナイト系ステンレス鋼は、０．０１〜１．０％のＴａを含み、さらに１７〜２６％のＣｒ及び１４〜２４％のＮｉを含んでおり、Ｃｒ及びＮｉの含有量が高めになっている。

特開昭６３−２５９０５５号公報の表２に記載されたＴａを含む各オーステナイト系ステンレス鋼は、炭素濃度が低く、強度が確保できない可能性がある。

本発明の目的は、照射誘起応力腐食割れ発生の感受性を抑制でき、強度を増大させることができるオーステナイト系ステンレス鋼を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、Ｃｒを１８．０〜２０．０ｗｔ％、Ｎｉを９．０〜１１．０％、Ｔａを０．４〜１．０ｗｔ％、及び０．０３ｗｔ％以下のＣを含み、Ｃ及びＮの合計含有量が０．０２〜０．０８ｗｔ％であり、残部がＦｅ及び不可避不純物からなっているオーステナイト系ステンレス鋼である。

このような本発明によれば、照射誘起応力腐食割れ発生の感受性を抑制でき、強度を増大させることができる。

本発明によれば、照射誘起応力腐食割れ発生の感受性を抑制でき、強度を増大させることができる。

本発明の好適な実施例及び比較例のそれぞれのオーステナイト系ステンレス鋼の再活性化率を示す説明図である。本発明の好適な実施例の各オーステナイト系ステンレス鋼における１００℃での引張強度を示す説明図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の実施例であるオーステナイト系ステンレス鋼の化学成分を表１に示す。表１に示されたＮｏ．１〜Ｎｏ．１０のオーステナイト系ステンレス鋼のうち、Ｎｏ．５〜Ｎｏ．１０の各オーステナイト系ステンレス鋼は本発明の実施例であり、残りのＮｏ．1〜４の各オーステナイト系ステンレス鋼は比較例のオーステナイト系ステンレス鋼である。表１において、各オーステナイトステンレス鋼に含まれる各元素の含有量は、ｗｔ％で表されている。

Ｎｏ．５〜Ｎｏ．１０の本実施例のオーステナイト系ステンレス鋼は、１８．０〜２０．０ｗｔ％のＣｒ、９．０〜１１．０ｗｔ％のＮｉ、０．４〜１．０ｗｔ％のＴａ及び０．０３ｗｔ％以下のＣを含んでおり、Ｃ及びＮの合計が０．０２〜０．０８ｗｔ％で、残部がＦｅ，Ｓｉ及び不可避不純物からなっている。

Ｔａの原子半径がオーステナイト系ステンレス鋼の構成元素の平均原子半径に比べ大きいため、オーステナイト系ステンレス鋼内に固溶しているＴａは、原子炉圧力容器内における放射線の照射によって生成された原子空孔を捕獲し、格子間原子との再結合確率を上昇させ、オーステナイト系ステンレス鋼の照射損傷を抑制することができる。原子空孔が拡散により結晶粒界へ流入する場合には、結晶粒界近傍のＣｒ原子が結晶粒界から離れる方向に拡散し、結晶粒界近傍でのＣｒ濃度がマトリックスのＣｒ濃度より低下する、いわゆるＣｒ欠乏を生じる。しかしながら、Ｔａが原子空孔を捕獲する場合には、原子空孔の結晶粒界への拡散が抑制され、結晶粒界におけるＣｒ欠乏が抑制される。

一方、ＴａがＴａＣとして存在する場合も、ＴａＣとマトリックスの界面が原子空孔の消滅サイトとなるため、Ｔａが固溶している場合と同様に、結晶粒界におけるＣｒの欠乏を抑制することができる。

このようにＴａの存在は、単独で固溶している場合でも、またはＴａＣとして存在する場合でも、照射誘起による結晶粒界におけるＣｒの欠乏を抑制することができ、照射誘起応力腐食割れの抑制に効果がある。ただし、Ｃが必要以上にマトリックス中に存在する場合には、ＴａＣとして存在できない過剰分のＣが生じることとなり、構造部材の溶接熱を受けた部位では、結晶粒界上にＣｒ炭化物を形成してＣｒ欠乏を生じる、いわゆる熱鋭敏化を生じ、応力腐食割れ感受性が高まる。

応力腐食割れ特性と相関がある熱鋭敏化特性を評価するために、発明者らは、Ｎｏ．１〜Ｎｏ．４及びＮｏ．８の各オーステナイト系ステンレス鋼に対して、３０分間、１，０５０℃に加熱して、その後、水冷を行う溶体化熱処理を施し、さらに、３０分間、７００℃に加熱して、その後、水冷を行う鋭敏化熱処理を施した。このような溶体化熱処理及び鋭敏化熱処理を施したＮｏ．１〜Ｎｏ．４及びＮｏ．８のそれぞれのオーステナイト系ステンレス鋼の再活性化率を測定した。なお、再活性化率の測定は、ＪＩＳＧ０５８０「ステンレス鋼の電気化学的再活性率の測定方法」に沿って行った。再活性化率の測定は、Ｎｏ．１〜Ｎｏ．４及びＮｏ．８のそれぞれのオーステナイト系ステンレス鋼に対して３回行った。Ｎｏ．１〜Ｎｏ．４及びＮｏ．８のオーステナイト系ステンレス鋼ごとの測定した再活性化率の平均値を、図１に示す。Ｃ添加量の多いＮｏ．４のオーステナイト系ステンレス鋼以外の各オーステナイト系ステンレス鋼は、いずれも軽微な鋭敏化状態または非鋭敏化状態にある。この結果、オーステナイト系ステンレス鋼のＣ含有量がある程度制限されることが望ましいということを、発明者らは理解した。

一方で、オーステナイト系ステンレス鋼でのＣ含有量の低減は、オーステナイト系ステンレス鋼の強度の低下につながることが知られている。オーステナイト系ステンレス鋼が原子炉圧力容器内の炉内構造物に使用されることを考えれば、例えば、高い放射線照射環境下で使用される制御棒の構造部材として使用されるＳＵＳ３１６Ｌ程度の強度は必要である。

そこで、発明者らは、本実施例の、溶体化熱処理を行ったＮｏ．５〜Ｎｏ．８のオーステナイト系ステンレス鋼のそれぞれに対し、ＪＩＳＧ０５６７に記載された方法に従い、１００℃で引張試験を実施した。なお、各オーステナイト系ステンレス鋼に対して、引張試験を２回行った。Ｎｏ．５〜Ｎｏ．８の各オーステナイト系ステンレス鋼における１００℃での引張強度を図２に示す。図２の横軸は、オーステナイト系ステンレス鋼のＣ含有量及びＮ含有量の合計量（Ｃ及びＮの合計含有量）を示している。Ｃ含有量及びＮ含有量の合計量が多いほど、オーステナイト系ステンレス鋼の引張強度は大きくなる。図２に示されたＮｏ．５〜Ｎｏ．８の各オーステナイト系ステンレス鋼の引張強度を近似直線により外挿すると、１００℃におけるＳＵＳ３１６Ｌの引張強度（４３９ＭＰａ）を満足するためには、Ｃ及びＮの合計含有量は０．０２ｗｔ％以上が必要である。Ｎｏ．９及びＮｏ．１０の各オーステナイト系ステンレス鋼の１００℃の引張強度は、図２に示されていないが、ＳＵＳ３１６Ｌの１００℃の引張強度よりも大きくなる。

表１に示された本実施例のＮｏ．５〜Ｎｏ．１０の各オーステナイト系ステンレス鋼は、前述したように、１８．０〜２０．０ｗｔ％のＣｒ、９．０〜１１．０ｗｔ％のＮｉ、０．４〜１．０ｗｔ％のＴａ及び０．０３ｗｔ％以下のＣを含んでおり、Ｃ及びＮの合計が０．０２ｗｔ％以上になっている。本実施例のオーステナイト系ステンレス鋼に含まれるＣｒ，Ｎｉ，Ｔａ，Ｃ及びＮ以外の元素の含有量について、以下に説明する。

本実施例のＮｏ．５〜Ｎｏ．１０の各オーステナイト系ステンレス鋼はＳｉを含んでいる。Ｓｉは、オーステナイト系ステンレス鋼の照射欠陥のトラップには有効であるが、含有量が多くなると耐照射誘起応力腐食割れを害することになる。このため、Ｓｉの含有量は、０．１ｗｔ％以下、好ましくは０．０５ｗｔ％以下にすることが望ましい。また、不可避不純物であるＰ及びＳは、各種脆性及び結晶粒間割れの原因となるため、Ｐ及びＳのそれぞれの含有量は０．００５ｗｔ％以下にすることが望ましい。

発明者らは、表１に示されたＮｏ．1〜Ｎｏ．１０の各オーステナイト系ステンレス鋼について、組織観察を行った。その結果、Ｎｏ．１〜Ｎｏ．８の各オーステナイト系ステンレス鋼では、フェライト相が明瞭に存在せず、整粒で適切な組織が観察された。これに対し、Ｎｏ．９のオーステナイト系ステンレス鋼については、組織に多くのフェライト相が確認された。このように、Ｎｏ．１〜Ｎｏ．８各オーステナイト系ステンレス鋼とＮｏ．９のオーステナイト系ステンレス鋼は組織が相違しており、この組織の相違は化学成分のうちＮｉ含有量の相違によると考えられる。すなわち、Ｎｉの含有量が１０．５ｗｔ％以上含まれている場合は、フェライト相が明瞭には存在しなかったが、Ｎｉの含有量が１０．５％質量％以下では、フェライト相が確認された。本実施例のＮｏ．1〜Ｎｏ．１０の各オーステナイト系ステンレス鋼は、主にオーステナイト相である。

フェライト相が多く存在するオーステナイト系ステンレス鋼では、例えば、オーステナイト相とフェライト相の狭間を起点とし、粒界割れが発生する可能性がある。したがって、フェライト相は明瞭には存在しない方が望ましく、オーステナイト系ステンレス鋼におけるＮｉの含有量は１０．５％質量％以上にすることが望ましい。しかしながら、Ｎｏ．９のオーステナイト系ステンレス鋼は、Ｎｉ含有量が１０．５ｗｔ％未満であるが、フェライト相が少なく、放射線照射下におけるオーステナイト相とフェライト相の狭間を起点とした粒界割れ発生の確率が非常に小さく、照射誘起応力腐食割れ発生の感受性を抑制できる。このため、オーステナイト系ステンレス鋼におけるＮｉ含有量が９．０ｗｔ％以上であれば、照射誘起応力腐食割れ発生の感受性を抑制することができる。

Claims

Ｃｒを１８．０〜２０．０ｗｔ％、Ｎｉを９．０〜１１．０％、Ｔａを０．４〜１．０ｗｔ％、及びＣを０．０３ｗｔ％以下含み、Ｃ及びＮの合計含有量が０．０２〜０．０８ｗｔ％であり、残部がＦｅ及び不可避不純物からなっていることを特徴とするオーステナイト系ステンレス鋼。
Ｓｉを０．１ｗｔ％以下、及びＰ及びＳをそれぞれ０．００５ｗｔ％以下含んでいる請求項１に記載のオーステナイト系ステンレス鋼。
Ｎｉの含有量が１０．５〜１１．０質量％の範囲内にある請求項１または２に記載のオーステナイト系ステンレス鋼。