JP2535114B2 - 原子力プラント用部材の製造方法 - Google Patents
原子力プラント用部材の製造方法Info
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- 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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Description
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力プラント
等の高温水中で使用される部材、特にスペーサースプリ
ング、コイルスプリング、フインガスプリング、チャン
ネルファスナなどの原子力プラント用部材の製造方法に
関する。
等の高温水中で使用される部材、特にスペーサースプリ
ング、コイルスプリング、フインガスプリング、チャン
ネルファスナなどの原子力プラント用部材の製造方法に
関する。
【0002】
【従来の技術】原子力発電プラントの原子炉内で使用す
る部品は、稼動率の向上や安全性の一層の向上を目的と
し、耐食性に優れたものであることが要求される。特に
原子力発電プラントに使用されるスペーサースプリン
グ、コイルスプリング、フインガスプリング、チャンネ
ルファスナなどは、ばね強さや耐食性の観点からNi基
析出強化型合金で構成し、ある一定量の加工率で加工し
た後、溶体化熱処理、時効熱処理を施して使用されてい
る。
る部品は、稼動率の向上や安全性の一層の向上を目的と
し、耐食性に優れたものであることが要求される。特に
原子力発電プラントに使用されるスペーサースプリン
グ、コイルスプリング、フインガスプリング、チャンネ
ルファスナなどは、ばね強さや耐食性の観点からNi基
析出強化型合金で構成し、ある一定量の加工率で加工し
た後、溶体化熱処理、時効熱処理を施して使用されてい
る。
【0003】ところで原子力発電プラントでは、一層の
向上を目的として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60Coの低減には、プラ
ントに使用している材料中のコバルト含有量を低減ある
いは合金元素としてコバルトを含まない材料を使用した
り、または高温水蒸気処理するなどの方法がとられてい
る。
向上を目的として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60Coの低減には、プラ
ントに使用している材料中のコバルト含有量を低減ある
いは合金元素としてコバルトを含まない材料を使用した
り、または高温水蒸気処理するなどの方法がとられてい
る。
【0004】例えば沸騰水型原子炉用の燃料集合体に具
備されているNi基析出強化型合金のスペーサースプリ
ングはスペーサースプリングの形状に成形された後、真
空中で時効熱処理され、次いでスペーサーに組込まれた
後400℃、約5気圧の水蒸気中で加熱され、その後、
燃料集合体に使用しているが、この状態の燃料集合体を
原子炉の炉水中で使用した場合には、スペーサースプリ
ングからのNiの溶出が多かった。
備されているNi基析出強化型合金のスペーサースプリ
ングはスペーサースプリングの形状に成形された後、真
空中で時効熱処理され、次いでスペーサーに組込まれた
後400℃、約5気圧の水蒸気中で加熱され、その後、
燃料集合体に使用しているが、この状態の燃料集合体を
原子炉の炉水中で使用した場合には、スペーサースプリ
ングからのNiの溶出が多かった。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】そこで、より一層放射
性腐食生成物の低減を計るためには、60Coの低減の他
中性子の照射場所で使用されるNi基析出強化型合金製
部材から発生する58Co(58Niの核反応を生成され
る)の低減、言い換えると58Coの炉水中への溶出抑制
が必要となる。また、今後経済性の観点から燃料の高燃
焼度が、進んだ場合には、58Coの炉水中への溶出抑制
がさらに必要となる。また燃料集合体組立時に直接燃料
被覆管と摺動するスペーサースプリングなどの場合に
は、相手部材の燃料被覆管に損傷を与えることのない凹
凸の少ない表面状態であることが望まれる。しかし高い
酸素分圧や酸化温度で処理した場合には、表面の粒状酸
化物が成長し、表面の凹凸が大きくなるため相手部材の
燃料被覆管に損傷を与える恐れがある。また酸素分圧が
低くなり過ぎると十分な酸化皮膜が形成されず溶出抑制
結果が期待できない。
性腐食生成物の低減を計るためには、60Coの低減の他
中性子の照射場所で使用されるNi基析出強化型合金製
部材から発生する58Co(58Niの核反応を生成され
る)の低減、言い換えると58Coの炉水中への溶出抑制
が必要となる。また、今後経済性の観点から燃料の高燃
焼度が、進んだ場合には、58Coの炉水中への溶出抑制
がさらに必要となる。また燃料集合体組立時に直接燃料
被覆管と摺動するスペーサースプリングなどの場合に
は、相手部材の燃料被覆管に損傷を与えることのない凹
凸の少ない表面状態であることが望まれる。しかし高い
酸素分圧や酸化温度で処理した場合には、表面の粒状酸
化物が成長し、表面の凹凸が大きくなるため相手部材の
燃料被覆管に損傷を与える恐れがある。また酸素分圧が
低くなり過ぎると十分な酸化皮膜が形成されず溶出抑制
結果が期待できない。
【0006】本発明は、上記事情に鑑み種々の実験、研
究の結果完成されたもので、本発明者等は、低酸素雰囲
気下の酸化処理法で材料表面に耐食性保護皮膜を形成
し、Ni基析出強化型合金製の部材が中性子の照射を受
け部材の組成中に含まれる58Niが58Coとなっても炉
水中への腐食速度が小さく炉水中への放射性腐食生成物
の増加が抑制される原子力プラント用として好適な部材
を提供することを目的とするものである。
究の結果完成されたもので、本発明者等は、低酸素雰囲
気下の酸化処理法で材料表面に耐食性保護皮膜を形成
し、Ni基析出強化型合金製の部材が中性子の照射を受
け部材の組成中に含まれる58Niが58Coとなっても炉
水中への腐食速度が小さく炉水中への放射性腐食生成物
の増加が抑制される原子力プラント用として好適な部材
を提供することを目的とするものである。
【0007】
【課題を解決するための手段】本発明はNi基析出強化
型合金で構成された原子炉用部材の製造方法において、
溶体化処理後10-3〜102 Torrの減圧雰囲気下で加熱
処理を施し、時効硬化処理及び酸化皮膜形成処理を行う
工程を具備した原子力プラント用部材の製造方法であ
り、表面に特定のNi、Cr、Fe等を主体とした酸化
物を形成するものである。ここでNi基析出強化型合金
とは、Ni:45〜80%、C:<0.1%、Mn:<0.35%、C
r:14〜23%、Mo:<3.5 %、Nb:<0.5 〜5.5 %、T
i:<0.5 〜3.0 %、Al:<2%、Si:<0.5%、Fe:<
25%の合金組成(重量%)有するものである。この組成
の合金は、時効熱処理を行うことによりAlはNi3 A
lの金属間化合物を形成し、TiはNi3 Tiの金属間
化合物を形成する。Nb、Moは炭化物を形成して、こ
れらがそれぞれ基地のγ相に微細析出することにより析
出強化型合金となるものである。
型合金で構成された原子炉用部材の製造方法において、
溶体化処理後10-3〜102 Torrの減圧雰囲気下で加熱
処理を施し、時効硬化処理及び酸化皮膜形成処理を行う
工程を具備した原子力プラント用部材の製造方法であ
り、表面に特定のNi、Cr、Fe等を主体とした酸化
物を形成するものである。ここでNi基析出強化型合金
とは、Ni:45〜80%、C:<0.1%、Mn:<0.35%、C
r:14〜23%、Mo:<3.5 %、Nb:<0.5 〜5.5 %、T
i:<0.5 〜3.0 %、Al:<2%、Si:<0.5%、Fe:<
25%の合金組成(重量%)有するものである。この組成
の合金は、時効熱処理を行うことによりAlはNi3 A
lの金属間化合物を形成し、TiはNi3 Tiの金属間
化合物を形成する。Nb、Moは炭化物を形成して、こ
れらがそれぞれ基地のγ相に微細析出することにより析
出強化型合金となるものである。
【0008】また、本発明方法によればNi基析出強化
型合金の素材表面に結晶性が良く、高温高圧水への溶解
度の小さいNiFe2 O4 と金属イオンの拡散を妨げる
効果のあるCr2 O3 の保護膜を二層構造に形成するこ
とができる。またこの酸化物層には、Ni基析出強化型
合金の構成元素に起因したNiO、Fe3 O4 、γ−F
e2 O3 、TiO、TiO2 等の酸化物からなる析出物
が含有されている。この酸化物層の厚さは、薄すぎると
58Coの溶出抑制の効果が少なく、厚すぎると部材の材
料特性が低下するため、好ましくは1000〜8000
オングストローム、特に好ましくは2000〜5000
オングストロームである。
型合金の素材表面に結晶性が良く、高温高圧水への溶解
度の小さいNiFe2 O4 と金属イオンの拡散を妨げる
効果のあるCr2 O3 の保護膜を二層構造に形成するこ
とができる。またこの酸化物層には、Ni基析出強化型
合金の構成元素に起因したNiO、Fe3 O4 、γ−F
e2 O3 、TiO、TiO2 等の酸化物からなる析出物
が含有されている。この酸化物層の厚さは、薄すぎると
58Coの溶出抑制の効果が少なく、厚すぎると部材の材
料特性が低下するため、好ましくは1000〜8000
オングストローム、特に好ましくは2000〜5000
オングストロームである。
【0009】ここで本発明に係わる原子力プラント用部
材の限定理由について説明すると、溶体化処理後の加熱
処理の減圧雰囲気を10-3Torr以上、102 Torr以下と
したのは、102 Torrを超えると酸化皮膜表面に粗大な
酸化物粒子が生成し、この酸化物が燃料集合体等の組立
て時に燃料被覆管等が損傷を受け易くなるためであり、
また、10-3未満の高真空度にするとNiの溶出を抑制
するのに充分な酸化膜が形成されない為である。なお実
用上はさらに10-3〜10Torrとすることが好ましい。
材の限定理由について説明すると、溶体化処理後の加熱
処理の減圧雰囲気を10-3Torr以上、102 Torr以下と
したのは、102 Torrを超えると酸化皮膜表面に粗大な
酸化物粒子が生成し、この酸化物が燃料集合体等の組立
て時に燃料被覆管等が損傷を受け易くなるためであり、
また、10-3未満の高真空度にするとNiの溶出を抑制
するのに充分な酸化膜が形成されない為である。なお実
用上はさらに10-3〜10Torrとすることが好ましい。
【0010】また、この加熱処理を行う際の温度範囲を
600〜730℃とした場合には、原子力プラントへの
Ni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58Coが低減し定期点検や補修時の作業が
容易となり原子力プラントの稼動率の向上が可能とな
る。
600〜730℃とした場合には、原子力プラントへの
Ni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58Coが低減し定期点検や補修時の作業が
容易となり原子力プラントの稼動率の向上が可能とな
る。
【0011】なお熱処理温度を600〜730℃とした
理由は600℃未満では十分な機械的性質が得られない
場合があり、またNiの溶出を抑制するには十分な酸化
皮膜が形成されにくくなることによるものであり、熱処
理温度を730℃以下とした理由は、それを越えた温度
で加熱すると材料が過時効となり機械的性質が劣化する
場合があることによる。なお、加熱処理の処理時間は適
宜設定されるが、強度及び健全な酸化膜形成の点では5
〜25時間で行うことが好ましい。
理由は600℃未満では十分な機械的性質が得られない
場合があり、またNiの溶出を抑制するには十分な酸化
皮膜が形成されにくくなることによるものであり、熱処
理温度を730℃以下とした理由は、それを越えた温度
で加熱すると材料が過時効となり機械的性質が劣化する
場合があることによる。なお、加熱処理の処理時間は適
宜設定されるが、強度及び健全な酸化膜形成の点では5
〜25時間で行うことが好ましい。
【0012】
【作用】従来の溶体化処理状態の原子力プラント用部材
を時効処理後、高温水蒸気処理し、そのままの状態で原
子力プラントの炉水中に使用した場合スプリングからの
60Co、58Coの発生は多いが、本発明方法により形成
されるNiFe2 O4 、Cr2 O3 の2層構造からなる
酸化物は、従来のものに比べて結晶性が良く58Coの溶
出抑制効果も大きい。またこの酸化物を設けても機械的
特性を損なわずスプリング等として使用できる。このこ
とから信頼性も向上し、定期点検や補修時の部品交換作
業が容易となり、原子力発電プラントの稼動率の向上が
可能となる。
を時効処理後、高温水蒸気処理し、そのままの状態で原
子力プラントの炉水中に使用した場合スプリングからの
60Co、58Coの発生は多いが、本発明方法により形成
されるNiFe2 O4 、Cr2 O3 の2層構造からなる
酸化物は、従来のものに比べて結晶性が良く58Coの溶
出抑制効果も大きい。またこの酸化物を設けても機械的
特性を損なわずスプリング等として使用できる。このこ
とから信頼性も向上し、定期点検や補修時の部品交換作
業が容易となり、原子力発電プラントの稼動率の向上が
可能となる。
【0013】
【実施例】以下に本発明の実施例を説明する。
【0014】現在BWRプラントのスペーサースプリン
グ、コイルスプリング、ジェットポンプビームなどの原
子力部材として使用されているNi基析出強化型合金
(通称インコネルX−750)の溶体化熱処理を施した
板材を用意した。次いでこの板材から厚さ0.5mm、幅
10mm、長さ15mm、の試験片を採取し表面をバフ研磨
後アセトンで脱脂した。なお供試材の化学組成は、重量
%でCr:15.17 %、Fe:6.21%、Ti:2.55%、Co:0.00
3 %、Mn:0.78%、Nd:1.01%、Al:0.75%、C:0.05
%、Si:0.26%、Cu:0.01%、S:0.003%、残部Niで
あった。引き続いてこの試験片を表1に示す如き加熱処
理条件により時効硬化処理と酸化皮膜形成処理の熱処理
を施した。その後、この試験片を内径30mm、外径40
mm、長さ220mmのテフロン製試験管に純水100mlと
ともに挿入し、これをオートクレーブ中に入れ脱気し、
溶存酸素量を0.2ppm 以下とした後288℃に加熱
し、5時間浸漬試験を行ない試験後、テフロン試験管内
の浸漬水に溶出したNi量を分析した。なおこの操作
は、数回繰り返して行い、表2に25時間浸漬後のNi
溶出量を示す。また表1に示す条件で時効効果処理と酸
化皮膜形成処理の熱処理を施した試験片を用いJIS
H3130に準じたモーメント式試験により常温におけ
るばね限界値(Kb0.075 )を調べ、常温における引張
り特性は、JIS13B号試験片を用いて調べた。なお
測定結果を比較材の測定結果と併せて表2に示す。
グ、コイルスプリング、ジェットポンプビームなどの原
子力部材として使用されているNi基析出強化型合金
(通称インコネルX−750)の溶体化熱処理を施した
板材を用意した。次いでこの板材から厚さ0.5mm、幅
10mm、長さ15mm、の試験片を採取し表面をバフ研磨
後アセトンで脱脂した。なお供試材の化学組成は、重量
%でCr:15.17 %、Fe:6.21%、Ti:2.55%、Co:0.00
3 %、Mn:0.78%、Nd:1.01%、Al:0.75%、C:0.05
%、Si:0.26%、Cu:0.01%、S:0.003%、残部Niで
あった。引き続いてこの試験片を表1に示す如き加熱処
理条件により時効硬化処理と酸化皮膜形成処理の熱処理
を施した。その後、この試験片を内径30mm、外径40
mm、長さ220mmのテフロン製試験管に純水100mlと
ともに挿入し、これをオートクレーブ中に入れ脱気し、
溶存酸素量を0.2ppm 以下とした後288℃に加熱
し、5時間浸漬試験を行ない試験後、テフロン試験管内
の浸漬水に溶出したNi量を分析した。なおこの操作
は、数回繰り返して行い、表2に25時間浸漬後のNi
溶出量を示す。また表1に示す条件で時効効果処理と酸
化皮膜形成処理の熱処理を施した試験片を用いJIS
H3130に準じたモーメント式試験により常温におけ
るばね限界値(Kb0.075 )を調べ、常温における引張
り特性は、JIS13B号試験片を用いて調べた。なお
測定結果を比較材の測定結果と併せて表2に示す。
【0015】なお、実施例2及び3は時効硬化処理と酸
化皮膜形成処理とを同時に行った場合の例であり、また
実施例1は従来の溶体化処理を行ない数時間の時効硬化
処理を行った後に本発明に係わる加熱処理を行った場合
である。
化皮膜形成処理とを同時に行った場合の例であり、また
実施例1は従来の溶体化処理を行ない数時間の時効硬化
処理を行った後に本発明に係わる加熱処理を行った場合
である。
【0016】
【表1】
【0017】
【表2】
【0018】
【発明の効果】以上説明したように、本発明方法で製造
された原子力プラント用部材は、スプリングとしてのば
ね限界値や機械的特性値を損なわず、なおかつ58Coの
溶出が抑制されることから定期点検や補修時の作業が容
易になる。このことから原子力発電プラントの稼動率の
向上が計れるなど、顕著な効果を発揮する。
された原子力プラント用部材は、スプリングとしてのば
ね限界値や機械的特性値を損なわず、なおかつ58Coの
溶出が抑制されることから定期点検や補修時の作業が容
易になる。このことから原子力発電プラントの稼動率の
向上が計れるなど、顕著な効果を発揮する。
Claims (1)
- 【請求項1】 ニッケル基析出強化型合金で構成された
原子力プラント用部材の製造方法において、溶体化処理
後、10-3〜102 Torrの減圧かつ酸素存在雰囲気下で
加熱処理を施し、時効硬化処理及び酸化被膜形成処理を
行うことを特徴とした原子力プラント用部材の製造方
法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP3329218A JP2535114B2 (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子力プラント用部材の製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP3329218A JP2535114B2 (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子力プラント用部材の製造方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH05164886A JPH05164886A (ja) | 1993-06-29 |
JP2535114B2 true JP2535114B2 (ja) | 1996-09-18 |
Family
ID=18218976
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP3329218A Expired - Lifetime JP2535114B2 (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子力プラント用部材の製造方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2535114B2 (ja) |
Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP4304499B2 (ja) * | 2004-10-13 | 2009-07-29 | 住友金属工業株式会社 | 原子力プラント用Ni基合金材の製造方法 |
JP4702095B2 (ja) * | 2006-02-24 | 2011-06-15 | 住友金属工業株式会社 | 含Crニッケル基合金管の製造方法 |
JP4702096B2 (ja) * | 2006-02-24 | 2011-06-15 | 住友金属工業株式会社 | 含Crニッケル基合金管の製造方法 |
SE533124C2 (sv) * | 2008-05-28 | 2010-06-29 | Westinghouse Electric Sweden | Spridare för kärnbränslestavar |
JP2010138476A (ja) | 2008-12-15 | 2010-06-24 | Toshiba Corp | ジェットポンプビームおよびその製造方法 |
Family Cites Families (2)
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 |
JP2778140B2 (ja) * | 1989-07-28 | 1998-07-23 | 住友金属工業株式会社 | Ni基合金製熱間工具及びその熱間工具の後処理方法 |
-
1991
- 1991-12-13 JP JP3329218A patent/JP2535114B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH05164886A (ja) | 1993-06-29 |
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