JPH02221360A - 原子力発電プラント用スプリングの処理方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

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使用される
スプリング、特にスペーサスプリング。

コイルスプリング、フィンガスプリング、チャンネルフ
ァスナ等の原子力発電プラント用スプリングの処理方法
に関する。

（従来の技術） 原子力発電プラントに使用されるスペーサスプリング、
コイルスプリング、フィンガスプリング、チャンネルフ
ァスナ等は、ばね強さや耐食性の観点からニッケル基析
出強化型合金で構成され、成型機時効処理されて使用さ
れている。

ところで、原子力発電プラントでは、その稼働率の向上
や安全性の一層の向上を目的として、原子炉水中に含ま
れる放射性腐食生成物の低減が進められており、例えば
　＠ＩＩ（ｏの低減には、プラント使用材、料中のコバ
ルト含有量を低減、規制したり１合金元素としてコバル
トを含まない材料を使用したりするなど、各種方法がと
られている。

（発明が解決しようとする課題） しかし、中性子の照射場所で使用されるニッケル基析出
強化型合金製部材は、上記対策、すなわち、該合金中の
コバルト含有量の低減、規制を施した後も、いまだ、＠
　＠　Ｃｏの主要発生源のひとつとなっている。したが
って、より一層の放射性腐食生成物の低減を図るために
は、該部材からの＠ｏＣ０発生をよりいっそう低減する
必要がある。

さらに、該部材からの！ｃｏ発生量を低減する他。

該部材から発生する”Ｃｏ　（”Ｎｉの核反応で生成さ
れる）の低減も必要となる。

また、今後経済性の観点から燃料の高燃焼度化が進んだ
場合には　ｌ０ｃｏ、　５ｍ（、ｏの原子炉水中への溶
出の抑制がさらに必要となる。

本発明は、上記事情に鑑み１種々の実験、研究の結果完
成されたもので、ニッケル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Ｓ　＠　
Ｎ　ｘが＊　ｌ　ＣＯｌあるいはＳ　Ｉ（ｏが＠　６　
ｃｏとなっても、原子炉水中への溶出速度が小さく、原
子炉水中の放射性腐食生成物の増加を抑制でき、原子カ
プラント用として好適な部材の製造方法を提供すること
を目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明は、ニッ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を成形、時効処理された
後、電解研磨処理する原子力発電プラント用スプリング
の処理方法である。

ここで、ニッケル基析出強化型合金とは、下記の合金組
成（重量％）を有するものである。

Ｎｉ　：　４５〜８０％、Ｃ：　＜０．５％１Ｍｎ（１
，０％、Ｃｒ：１５〜２３％、Ｍｏ：３〜９％、Ｎｂ：
＜５％、Ｔｉ：＜３％。

Ａｌｌ　：　５％、　Ｆａ　：　＜２０％この組成の合
金は、時効硬化処理を行うことにより、　ＡｌがＮｉ、
Ａｊ！金厘間化合物を形成し、ＴｉがＮｉ３Ｔｉ金属間
化合物を形成し、Ｎｂ、　Ｎｏが炭化物を形成して、こ
れらがそれぞれ基地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。

（作　用） スプリングを成形１時効処理後そのままの状態で原子カ
プラントの原子炉水中で使用した場合には、スプリング
からの５　＠　Ｃｏ　、　＠　＠　ＣＯの発生が多いが
、スプリングを成形１時効処理した後、電解研磨処理し
た場合には、原子炉水中への＠　ＯＣＯ、Ｓ″Ｃｏ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＠　＠　Ｃｏ　、　１６　Ｃｏが低減し、定期点検
や補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。

（実施例） 現 電在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する。

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１表面をパフ研磨後アセトン
で脱脂する。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％、硅素０．２
６％。

銅０．０１％、硫黄０．００３％、残部ニッケルである
。

引続いて、この試験片をＢＷＲ原子カプラント用バネで
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す。

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
る。

その後、この試験片を第１表に示すように電解研磨処理
を施こしたのち、内径３０ミリ、外径４０ミリ、長さ２
２０ミリのテフロン製試験管に純水１００＋ｄ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０．２　ｐｐｍ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
中の水のニッケル含有量を分析する。この操作を数回繰
り返す、なお試験後の試験管の中の水の量は６３．５〜
６４．５ｄである。

第１表 第２表に試験結果を示す、なお表中のニッケル溶出量は
試験後の試験管中の水の量が若干具なるため、水の量を
６４．５ｄ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。

第２表 表より明らかなように１本発明に係る実施例１はニッケ
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ばねを原子力発電プラント用とし
て使用した場合にはばね素材中に含まれる”Ｎｉ、　”
Ｃｏが中性子の照射を受け、”Ｃｏ、　”Ｃｏになって
も原子炉水中への溶出が少なくなることが判る。

〔発明の効果］ 以上説明したように１本発明に係る原子力発電プラント
用スプリングは原子力発電プラントの原子炉水中に含ま
れる放射性腐食生成物である６６ＣＯ１■ｃｏを低減さ
せることができ、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働率の
向上が図れるなど工業上顕著な効果を示す。

代理人　弁理士　則　近　憲　佑 同　　　　第子丸　　　健

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. ニッケル基析出強化型合金より構成されたスプリングを
   成形したのち時効処理し、次いで電解研磨処理する原子
   力発電プラント用スプリングの処理方法。