JP2521665B2 - 原子力プラント用スプリング - Google Patents
原子力プラント用スプリングInfo
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- JP2521665B2 JP2521665B2 JP61152713A JP15271386A JP2521665B2 JP 2521665 B2 JP2521665 B2 JP 2521665B2 JP 61152713 A JP61152713 A JP 61152713A JP 15271386 A JP15271386 A JP 15271386A JP 2521665 B2 JP2521665 B2 JP 2521665B2
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- JP
- Japan
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- spring
- nuclear power
- power plant
- nickel
- water
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Springs (AREA)
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電プラントの高温水中での使用に好
適なスプリングに関する。
適なスプリングに関する。
（従来の技術） 原子力発電プラントにはコイルスプリング、フィンガ
スプリング、チャンネルファスナなどのスプリングが使
用されている。これらスプリングはバネ強さや耐食性の
観点からニツケル基析出強化型合金で構成されており、
成形後時効処理の状態で使用されている。
スプリング、チャンネルファスナなどのスプリングが使
用されている。これらスプリングはバネ強さや耐食性の
観点からニツケル基析出強化型合金で構成されており、
成形後時効処理の状態で使用されている。
（発明が解決しようとする問題点） ところで、原子力発電プラントの稼働率の向上や安全
性の一層の向上を目的に、炉水中に含まれる放射性腐食
生成物の低減が進められており、例えばCo60の低減には
プラント使用材中のコバルト含有量の低減，規制をした
り、コバルトを合金元素とに含まない材料を使用したり
するなどの他各種の方法がとられている。
性の一層の向上を目的に、炉水中に含まれる放射性腐食
生成物の低減が進められており、例えばCo60の低減には
プラント使用材中のコバルト含有量の低減，規制をした
り、コバルトを合金元素とに含まない材料を使用したり
するなどの他各種の方法がとられている。
しかし、より一層放射性腐食生成物の低減をはかるた
めにはCo60の低減の他、中性子の照射される場所で使用
されるニツケル基析出強化型合金製スプリングから発生
するCo58（Ni58の該反応で生成）の低減、言いかえると
Co58の炉水中への溶出抑制が必要となる。
めにはCo60の低減の他、中性子の照射される場所で使用
されるニツケル基析出強化型合金製スプリングから発生
するCo58（Ni58の該反応で生成）の低減、言いかえると
Co58の炉水中への溶出抑制が必要となる。
また今度経済性の観点から燃料の高燃焼度化が進んだ
場合にはCo58の炉水中への溶出の抑制がさらに必要とな
る。
場合にはCo58の炉水中への溶出の抑制がさらに必要とな
る。
本発明は上記点に鑑み、種々の実験，検討の結果得ら
れたものでニツケル基析出強化型合金製スプリングが中
性子の照射を受け、スプリングの素材に含まれるNi58が
Co58となっても炉水中への腐食速度が小さく、炉水中の
放射性腐食生成物の増加が抑制される原子力発電プラン
ト用として好適なスプリングを提供することを目的とす
るものである。
れたものでニツケル基析出強化型合金製スプリングが中
性子の照射を受け、スプリングの素材に含まれるNi58が
Co58となっても炉水中への腐食速度が小さく、炉水中の
放射性腐食生成物の増加が抑制される原子力発電プラン
ト用として好適なスプリングを提供することを目的とす
るものである。
（問題を解決するための手段と作用） 本発明はニツケル基析出強化型合金より構成されたス
プリングにおいて、該スプリングが成形、時効処理され
た後、400℃を越え730℃以下の酸化雰囲気中で加熱処理
されて成ることを特徴とする原子力発電プラント用スプ
リングである。
プリングにおいて、該スプリングが成形、時効処理され
た後、400℃を越え730℃以下の酸化雰囲気中で加熱処理
されて成ることを特徴とする原子力発電プラント用スプ
リングである。
ここで、本発明に係る原子力プラント用スプリングの
限定理由について説明すると、スプリングを成形、時効
処理後そのままの状態で原子力プラントの炉水中で使用
した場合にはスプリングからのニッケルの溶出が多い
が、スプリングを成形、時効処理した後400℃を越え730
℃以下の酸化雰囲気中で加熱処理した場合には、原子力
プラントの炉中水へのニツケルの溶出が少なくなり、ひ
いては炉水中の放射性腐食生成物であるCo58が低減し、
定期点検や保修時の作業が容易となり、原子力発電プラ
ントの稼働率の向上が可能となる。
限定理由について説明すると、スプリングを成形、時効
処理後そのままの状態で原子力プラントの炉水中で使用
した場合にはスプリングからのニッケルの溶出が多い
が、スプリングを成形、時効処理した後400℃を越え730
℃以下の酸化雰囲気中で加熱処理した場合には、原子力
プラントの炉中水へのニツケルの溶出が少なくなり、ひ
いては炉水中の放射性腐食生成物であるCo58が低減し、
定期点検や保修時の作業が容易となり、原子力発電プラ
ントの稼働率の向上が可能となる。
なお酸化処理温度を400℃を越えるとした理由は400℃
以下ではニツケルの溶出を抑制するに十分な酸化皮膜の
生成が不充分となることにより、望ましくは450℃以上
が良い。また酸化処理温度を730℃以下とした理由は、
それ以上の温度では過時効となり各種機械的性質が劣化
することによる。また、酸化雰囲気は大気中で良いが蒸
気中でも高温水中でも良い。
以下ではニツケルの溶出を抑制するに十分な酸化皮膜の
生成が不充分となることにより、望ましくは450℃以上
が良い。また酸化処理温度を730℃以下とした理由は、
それ以上の温度では過時効となり各種機械的性質が劣化
することによる。また、酸化雰囲気は大気中で良いが蒸
気中でも高温水中でも良い。
（実施例） 現在BWRプラントのコイルスプリング、フィンガスプ
リング、チャンネルファスナなどのスプリングとして使
用されている通称インコネルX750と呼ばれる合金の溶体
化処理した板材を用意した。次いでこの板材より厚さ0.
5ミリ、幅10ミリ、長さ15ミリの試験片を採取し、表面
をバフ研摩後アセトンで脱脂した。なお、供試板材の化
学組成はクロム15.17％、鉄6.21％、チタン2.55％、コ
バルト0.003％、マンガン0.78％、ニオブ1.01％、アル
ミニウム0.75％、炭素0.05％、珪素0.26％、銅0.01％、
硫黄0.003％、残部ニツケルであった。引続いて、この
試験片をBWR原子力プラント用バネで行なわれる熱処理
すなわち、真空中705℃、20時間の時効硬化処理を施こ
した。
リング、チャンネルファスナなどのスプリングとして使
用されている通称インコネルX750と呼ばれる合金の溶体
化処理した板材を用意した。次いでこの板材より厚さ0.
5ミリ、幅10ミリ、長さ15ミリの試験片を採取し、表面
をバフ研摩後アセトンで脱脂した。なお、供試板材の化
学組成はクロム15.17％、鉄6.21％、チタン2.55％、コ
バルト0.003％、マンガン0.78％、ニオブ1.01％、アル
ミニウム0.75％、炭素0.05％、珪素0.26％、銅0.01％、
硫黄0.003％、残部ニツケルであった。引続いて、この
試験片をBWR原子力プラント用バネで行なわれる熱処理
すなわち、真空中705℃、20時間の時効硬化処理を施こ
した。
なお、時効処理後の試験片表面は薄い灰色、角度を変
えてみると金色にも見えるようなテンパーカラーが見ら
れた。
えてみると金色にも見えるようなテンパーカラーが見ら
れた。
その後、この試験片を第１表に示したように酸化処理
を施こしたのち、内径30ミリ、外径40ミリ、長さ220ミ
リのテフロン製試験管に純水100mlとともに装入し、こ
れをオートクレーブ中に入れ脱気し、溶存酸素量を0.2p
pm以下としたのち、288℃に加熱し５時間後とり出し、
テフロン製試験管中の水のニツケル含有量を分析した。
またこの操作を数回繰り返した。なお試験後の試験管の
中の水の量は63.5〜64.5mlであつた。
を施こしたのち、内径30ミリ、外径40ミリ、長さ220ミ
リのテフロン製試験管に純水100mlとともに装入し、こ
れをオートクレーブ中に入れ脱気し、溶存酸素量を0.2p
pm以下としたのち、288℃に加熱し５時間後とり出し、
テフロン製試験管中の水のニツケル含有量を分析した。
またこの操作を数回繰り返した。なお試験後の試験管の
中の水の量は63.5〜64.5mlであつた。
第２表に試験結果を示す。なお表中のニツケル溶出量
は試験後の試験管中の水の量が若干異なるため、水の量
を64.5mlとした場合の値に相当するように計算により合
せた値である。
は試験後の試験管中の水の量が若干異なるため、水の量
を64.5mlとした場合の値に相当するように計算により合
せた値である。
表より明らかなように、本発明に係る実施例１〜３は
ニツケルの溶出量が比較例に比べ大幅に少なく、このこ
とから本発明のバネを原子力発電プラント用として使用
した場合にはバネ素材中に含まれるNi58が中性子の照射
を受けCo58になっても炉水中への溶出が少なくなること
が判る。
ニツケルの溶出量が比較例に比べ大幅に少なく、このこ
とから本発明のバネを原子力発電プラント用として使用
した場合にはバネ素材中に含まれるNi58が中性子の照射
を受けCo58になっても炉水中への溶出が少なくなること
が判る。
以上説明したように、本発明に係る原子力プラント用
スプリングは原子力発電プラントの炉水中に含まれる放
射性腐食生成物であるCo58を低減させることが出来、定
期点検や補修時の作業が容易となること、またこのこと
から原子力発電プラントの稼動率の向上が図れるなど工
業上顕著な効果を表わすものである。
スプリングは原子力発電プラントの炉水中に含まれる放
射性腐食生成物であるCo58を低減させることが出来、定
期点検や補修時の作業が容易となること、またこのこと
から原子力発電プラントの稼動率の向上が図れるなど工
業上顕著な効果を表わすものである。
Claims (1)
- 【請求項１】ニツケル基析出強化型合金より構成された
スプリングにおいて該スプリングが成形、時効処理され
た後、400℃を越え730℃以下の酸化雰囲気中で加熱処理
されて成ることを特徴とする原子力プラント用スプリン
グ。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61152713A JP2521665B2 (ja) | 1986-07-01 | 1986-07-01 | 原子力プラント用スプリング |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61152713A JP2521665B2 (ja) | 1986-07-01 | 1986-07-01 | 原子力プラント用スプリング |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS639890A JPS639890A (ja) | 1988-01-16 |
| JP2521665B2 true JP2521665B2 (ja) | 1996-08-07 |
Family
ID=15546526
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61152713A Expired - Lifetime JP2521665B2 (ja) | 1986-07-01 | 1986-07-01 | 原子力プラント用スプリング |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2521665B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2708555B2 (ja) * | 1989-06-30 | 1998-02-04 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント燃料用スプリングの製造方法 |
-
1986
- 1986-07-01 JP JP61152713A patent/JP2521665B2/ja not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 長谷川正義、三島良績監修「原子炉材料ハンドブック」（昭５２−１０−３１）初版日刊工業新聞社Ｐ．５９８−６００ |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS639890A (ja) | 1988-01-16 |
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