JPH0225515A - オーステナイト系ステンレス鋼において放射線照射がもたらす応力腐食割れを防止するための処理法 - Google Patents
オーステナイト系ステンレス鋼において放射線照射がもたらす応力腐食割れを防止するための処理法Info
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Classifications
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- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C21—METALLURGY OF IRON
- C21D—MODIFYING THE PHYSICAL STRUCTURE OF FERROUS METALS; GENERAL DEVICES FOR HEAT TREATMENT OF FERROUS OR NON-FERROUS METALS OR ALLOYS; MAKING METAL MALLEABLE, e.g. BY DECARBURISATION OR TEMPERING
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- C21D1/26—Methods of annealing
-
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- C21D6/00—Heat treatment of ferrous alloys
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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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
発明の分野
本発明は、原子炉の内部のごとくに高度の放射線照射を
受ける環境中において使用するためのオーステナイト系
ステンレス鋼および ニッケルークロム合金に関するも
のである。更に詳しく言えば本発明は、原子炉の内部お
よび周囲に常用されるステンレス鋼およびその他の合金
において、主として高レベルの放射線照射に原因する応
力腐食割れがもたらす破損の防止に関する。
受ける環境中において使用するためのオーステナイト系
ステンレス鋼および ニッケルークロム合金に関するも
のである。更に詳しく言えば本発明は、原子炉の内部お
よび周囲に常用されるステンレス鋼およびその他の合金
において、主として高レベルの放射線照射に原因する応
力腐食割れがもたらす破損の防止に関する。
発明の背景
高クロム−ニッケル型のステンレス鋼は、腐食性条件や
その他の攻撃的条件に対して公知のごとき優れた抵抗性
を有するため、原子炉内において使用される部品の製造
用として常用されている。
その他の攻撃的条件に対して公知のごとき優れた抵抗性
を有するため、原子炉内において使用される部品の製造
用として常用されている。
たとえば、核燃料集合体、中性子吸収用制御装置および
中性子源ホルダは、タイプ304ステンレス鋼もしくは
類似の合金組成物から成る被覆ま・たは外被の内部に収
容されていることが多い、上記のものをはじめとするこ
の種の部品の多くは、強い放射線や高い温度のごとき極
めて攻撃的な条件が最も苛酷かつ強力に作用する原子炉
の核分裂性炉心の内部および周囲に配置されるのである
。
中性子源ホルダは、タイプ304ステンレス鋼もしくは
類似の合金組成物から成る被覆ま・たは外被の内部に収
容されていることが多い、上記のものをはじめとするこ
の種の部品の多くは、強い放射線や高い温度のごとき極
めて攻撃的な条件が最も苛酷かつ強力に作用する原子炉
の核分裂性炉心の内部および周囲に配置されるのである
。
一般に、溶体化焼なましまたは圧延焼なましを施した商
業用のステンレス鋼は、様々な劣化原因の中でも、粒間
応力腐食割れおよびそれに伴う破損に対し7て実質的な
抵抗性を有するものと考えられている。しかしながら、
水冷型原子炉の核分裂性炉心の内部および周囲において
使用した場合に通例見られるような高度の放射線照射を
受けた際には、粒間応力腐食割れのためにステンレス鋼
の劣化および破損が起こることが判明した。このような
放射線照射に伴う粒間応力腐食割れは、ステンレス鋼が
いわゆる溶体化焼なましまたは圧延焼なましを受けた状
態にあっても起こるのである。
業用のステンレス鋼は、様々な劣化原因の中でも、粒間
応力腐食割れおよびそれに伴う破損に対し7て実質的な
抵抗性を有するものと考えられている。しかしながら、
水冷型原子炉の核分裂性炉心の内部および周囲において
使用した場合に通例見られるような高度の放射線照射を
受けた際には、粒間応力腐食割れのためにステンレス鋼
の劣化および破損が起こることが判明した。このような
放射線照射に伴う粒間応力腐食割れは、ステンレス鋼が
いわゆる溶体化焼なましまたは圧延焼なましを受けた状
態にあっても起こるのである。
ここで言う溶体化焼なましまたは圧延焼なましとは、ス
テンレス鋼を約1850〜2050°Fの範囲内にまで
加熱した後に急冷することにより、炭化物を溶体化する
と共にそれらの核生成および粒界への析出を防止するた
めの処理技術である。
テンレス鋼を約1850〜2050°Fの範囲内にまで
加熱した後に急冷することにより、炭化物を溶体化する
と共にそれらの核生成および粒界への析出を防止するた
めの処理技術である。
それ故、集中的な放射線照射、広範囲の放射線照射ある
いはそれらの両方に由来する高レベルの放射線照射は、
とりわけ不純物の偏析を促進することにより、ステンレ
ス鋼の劣化をもたらす大きな要因の1つを成すという理
論が立てられている。
いはそれらの両方に由来する高レベルの放射線照射は、
とりわけ不純物の偏析を促進することにより、ステンレ
ス鋼の劣化をもたらす大きな要因の1つを成すという理
論が立てられている。
放射線照射に関連するステンレス鋼の応力腐食割れを軽
減するためにこれまで様々な努力が行われてきたが、そ
の中には抵抗性を持った合金組成物の開発が含まれてい
る。たとえば、不純物含量の少ないステンレス鋼が既に
提唱されている。
減するためにこれまで様々な努力が行われてきたが、そ
の中には抵抗性を持った合金組成物の開発が含まれてい
る。たとえば、不純物含量の少ないステンレス鋼が既に
提唱されている。
発明の要約
本発明は、高クロム−ニッケル型のオーステナイト系ス
テンレス鋼および類似の合金並びにそれらの合金から成
る部品や製品を処理することにより、高レベルの放射線
照射および(または)長期の放射線照射に原因する応力
腐食割れの発生の可能性を低減させるための方法に間す
る1本発明の予防的処理法は正確な熱処理工程または改
善された溶体化焼なまし工程から成るものであって、そ
れにより上記のごとき合金は集中的な放射線照射を受け
た場合であっても応力腐食割れに対する高度の抵抗性を
示すようになる。
テンレス鋼および類似の合金並びにそれらの合金から成
る部品や製品を処理することにより、高レベルの放射線
照射および(または)長期の放射線照射に原因する応力
腐食割れの発生の可能性を低減させるための方法に間す
る1本発明の予防的処理法は正確な熱処理工程または改
善された溶体化焼なまし工程から成るものであって、そ
れにより上記のごとき合金は集中的な放射線照射を受け
た場合であっても応力腐食割れに対する高度の抵抗性を
示すようになる。
発明の目的
本発明の主たる目的は、オーステナイト系ステンレス鋼
およびその他の高ニッケル−クロム合金並びにそれらの
合金から成る製品において、放射線照射に原因する応力
腐食割れの発生を防止するための手段を提供することに
ある。
およびその他の高ニッケル−クロム合金並びにそれらの
合金から成る製品において、放射線照射に原因する応力
腐食割れの発生を防止するための手段を提供することに
ある。
また、オーステナイト系ステンレス鋼およびそれの製品
において、集中的な放射線照射がもたらす応力腐食割れ
に対する抵抗性を付与するための有効かつ実行可能な処
理法を提供することも本発明の目的の1つである。
において、集中的な放射線照射がもたらす応力腐食割れ
に対する抵抗性を付与するための有効かつ実行可能な処
理法を提供することも本発明の目的の1つである。
更にまた、オーステナイト系ステンレス鋼製の原子炉部
品および高度の放射線照射を受けるその池のステンレス
鋼製品において、応力腐食割れに原因する破損を防止す
るための経済的かつ実用的な方法を提供することも本発
明の目的の1つである。
品および高度の放射線照射を受けるその池のステンレス
鋼製品において、応力腐食割れに原因する破損を防止す
るための経済的かつ実用的な方法を提供することも本発
明の目的の1つである。
更にまた、放射線照射を受けた場合におけるオーステナ
イト系ステンレス鋼の応力腐食割れの問題を効果的に処
置すると共に、該ステンレス鋼およびそれの製品に対し
ていかなる悪影響も及ぼさないような方法を提供するこ
とも本発明の目的の1つである。
イト系ステンレス鋼の応力腐食割れの問題を効果的に処
置すると共に、該ステンレス鋼およびそれの製品に対し
ていかなる悪影響も及ぼさないような方法を提供するこ
とも本発明の目的の1つである。
発明の詳細な説明
本発明は、主として、タイプ304のごときオーステナ
イト系ステンレス鋼から成りかつ原子炉の放射性環境あ
るいはその他の放射線間連装rILまたは環境中におい
て使用するように設計された構造部材や製品もしくはそ
れらの部品に関するものである。詳しく述べれば本発明
は、上記のごとき用途のために使用されるオーステナイ
ト系ステンレス鋼(特に単一相のオーステナイト系ステ
ンレス鋼)において放射線が誘発する劣化を防止するた
めの予防策に関する。
イト系ステンレス鋼から成りかつ原子炉の放射性環境あ
るいはその他の放射線間連装rILまたは環境中におい
て使用するように設計された構造部材や製品もしくはそ
れらの部品に関するものである。詳しく述べれば本発明
は、上記のごとき用途のために使用されるオーステナイ
ト系ステンレス鋼(特に単一相のオーステナイト系ステ
ンレス鋼)において放射線が誘発する劣化を防止するた
めの予防策に関する。
本発明はまた、約30〜約76(重量)%のニッケルお
よび約15〜約24(重Ji)%のクロムを含有するよ
うなオーステナイト系の高ニッゲルークロム合金にも適
用することができる。かかる合金の実例としては、イン
コロイ(Incoloy)およびインコネル(IuCo
nel)の名称で市販されCいるような合金が挙げられ
る。
よび約15〜約24(重Ji)%のクロムを含有するよ
うなオーステナイト系の高ニッゲルークロム合金にも適
用することができる。かかる合金の実例としては、イン
コロイ(Incoloy)およびインコネル(IuCo
nel)の名称で市販されCいるような合金が挙げられ
る。
本発明は、商業的純度および高純度のタイプ304ステ
ンレス鋼をはじめとする高クロム−ニラゲル型のオース
テナイト系ステンレス鋼において見られることのある潜
在的な欠陥としての照射劣化感受性を特に対象とするも
のである。商業用のタイプ304ステンレス羽の組成は
、シー・エルマンテル(C,L、Mantell)編[
エンジニアリング・マテリアルズ・ハンドブック(E+
BineeriB Mate−rials Handb
ook) Jの1958年版の5−12および5−13
頁の表5−4中に規定されている。
ンレス鋼をはじめとする高クロム−ニラゲル型のオース
テナイト系ステンレス鋼において見られることのある潜
在的な欠陥としての照射劣化感受性を特に対象とするも
のである。商業用のタイプ304ステンレス羽の組成は
、シー・エルマンテル(C,L、Mantell)編[
エンジニアリング・マテリアルズ・ハンドブック(E+
BineeriB Mate−rials Handb
ook) Jの1958年版の5−12および5−13
頁の表5−4中に規定されている。
通例、このステンレス鋼は約18〜20(重量〉%のク
ロム、約8〜約14(重量)%のニッケル、最高O,O
S <重量)%までの炭素、最高20(重量〉%までの
マンガン、最高1.0(重量)%までのケイ素、最高3
.0(重量)%までのモリブデン、および微量の偶発的
な不純物を伴う残部の鉄から成っている。
ロム、約8〜約14(重量)%のニッケル、最高O,O
S <重量)%までの炭素、最高20(重量〉%までの
マンガン、最高1.0(重量)%までのケイ素、最高3
.0(重量)%までのモリブデン、および微量の偶発的
な不純物を伴う残部の鉄から成っている。
、E記のごとき種類のオーステナイト系ステンレス鋼か
ら成る核燃料容器、中性子吸収棒および中性子源ホルダ
のごとき部品を原子炉の炉心内において使用した場合、
「照射促進応力腐食割れ」と呼ばれる現象のために破損
が生じることがある。
ら成る核燃料容器、中性子吸収棒および中性子源ホルダ
のごとき部品を原子炉の炉心内において使用した場合、
「照射促進応力腐食割れ」と呼ばれる現象のために破損
が生じることがある。
この種の応力腐食割れは、ステンレス鋼が溶体化焼なま
しまたは圧延焼なましを受けた状態にあっても起こり得
るものである。1850〜2050下の温度における通
常の溶体化焼なましまたは圧延焼なましを受けたステン
レス鋼は、工業界においては、粒間応力腐食割れの発生
に対j、7て抵抗性を有するものと考えられている。し
かしながら、かかる処理済みのステンレス鋼が原子炉の
炉心の内部および周囲において通例見られるような高レ
ベルの放射線に暴露された場合、強い放射線の場が何ら
かの複雑な作用を及ぼして粒間応力腐食割れの発生を促
進する。かかる現象に関する可能な機序または原因とし
て、放射線照射がステンレス鋼の結晶粒界における不純
物(たとえば、リン、硫黄、ケイ素および窒素)の偏析
を促進するという理論が立てられている。
しまたは圧延焼なましを受けた状態にあっても起こり得
るものである。1850〜2050下の温度における通
常の溶体化焼なましまたは圧延焼なましを受けたステン
レス鋼は、工業界においては、粒間応力腐食割れの発生
に対j、7て抵抗性を有するものと考えられている。し
かしながら、かかる処理済みのステンレス鋼が原子炉の
炉心の内部および周囲において通例見られるような高レ
ベルの放射線に暴露された場合、強い放射線の場が何ら
かの複雑な作用を及ぼして粒間応力腐食割れの発生を促
進する。かかる現象に関する可能な機序または原因とし
て、放射線照射がステンレス鋼の結晶粒界における不純
物(たとえば、リン、硫黄、ケイ素および窒素)の偏析
を促進するという理論が立てられている。
本発明は正確な温度および時間条件を有する予防的な熱
処理法に関するものであって、それによればオーステナ
イト系ステンレス鋼に対して放射線照射が通例及ぼす悪
影響および該ステンレス鋼における粒間応力腐食割れの
発生をもたらす放射線照射の有害な効果が顕著に低減す
ることになる。
処理法に関するものであって、それによればオーステナ
イト系ステンレス鋼に対して放射線照射が通例及ぼす悪
影響および該ステンレス鋼における粒間応力腐食割れの
発生をもたらす放射線照射の有害な効果が顕著に低減す
ることになる。
本発明の方法は5オーステナイト系ステンレス鋼を約1
〜約45分の時間にわたって少なくとも2050”F(
1121℃)から約2400下(1316℃)までの範
囲内の温度に暴露することから成っている。その場合、
上記のごとき温度に保つ時間は上記範囲内の温度にほぼ
反比例するように選定される。すなわち、本発明の方法
を効果的に実施するためには、上記範囲内の低温域に位
置する温度に対しては比較的長い時間を使用するのがよ
く、また上記範囲内の高温域に位置する温度に対しては
比較的短い時間を使用するのが適当である。
〜約45分の時間にわたって少なくとも2050”F(
1121℃)から約2400下(1316℃)までの範
囲内の温度に暴露することから成っている。その場合、
上記のごとき温度に保つ時間は上記範囲内の温度にほぼ
反比例するように選定される。すなわち、本発明の方法
を効果的に実施するためには、上記範囲内の低温域に位
置する温度に対しては比較的長い時間を使用するのがよ
く、また上記範囲内の高温域に位置する温度に対しては
比較的短い時間を使用するのが適当である。
好適な実施の態様に従えば、照射促進応力腐食割れの発
生を防止するための本発明方法は、オーステナイト系ス
テンレス鋼を約5〜約20分という比較的短い時間にわ
たって約2200〜約2400°Cの最適範囲内の温度
に保つことから成る。
生を防止するための本発明方法は、オーステナイト系ス
テンレス鋼を約5〜約20分という比較的短い時間にわ
たって約2200〜約2400°Cの最適範囲内の温度
に保つことから成る。
後述の実施例から明らかなごとく、効果的な耐食性を得
るため上記の温度条件に暴露する際の許容時間は、高純
度のタイプ304ステンレス潮よりも商業的純度のタイ
プ304ステンレス鋼の場合の方が短いのが通例である
。
るため上記の温度条件に暴露する際の許容時間は、高純
度のタイプ304ステンレス潮よりも商業的純度のタイ
プ304ステンレス鋼の場合の方が短いのが通例である
。
本発明の方法における特定の温度および時間条件は、鋭
敏化に原因する通常の秒間応力腐食割れを防止するのに
有効であると共に、照射促進応力腐食割れを防止するの
にも有効である。本発明の方法Cごおける溶体化熱処理
の温度および時間条件がもたらす防止効果は、合金中の
結晶粒界に存在する不純物を一層効果的に脱着させる結
果として得られるものと考えられる。
敏化に原因する通常の秒間応力腐食割れを防止するのに
有効であると共に、照射促進応力腐食割れを防止するの
にも有効である。本発明の方法Cごおける溶体化熱処理
の温度および時間条件がもたらす防止効果は、合金中の
結晶粒界に存在する不純物を一層効果的に脱着させる結
果として得られるものと考えられる。
以下に本発明に関する評価試験の結果を示す。
これらの評価試験は本発明の実施を例示するものである
と同時に、高レベルの放射線照射に原因するオーステナ
イト系ステンレス鋼の粒間応力腐食割れを低減させると
いう本発明の顕著な予防効果を実証するものである。
と同時に、高レベルの放射線照射に原因するオーステナ
イト系ステンレス鋼の粒間応力腐食割れを低減させると
いう本発明の顕著な予防効果を実証するものである。
応力腐食試験において使用したステンレス鋼鋳塊の組成
を下記に示す。
を下記に示す。
評価に際しては、各々のステンレス鋼試験片に対して(
本発明の範囲内の条件および範囲外の条件を含む)下記
のごとき条件下で溶体化熱処理を施した後、全ての試験
片を原子炉内において550 °Fの温度下で放射線照
射を施した。その際の高速(E>1MeV>中性子フル
エンスは222 X 1021n/cm2から3.08
X 10 ”o/cm2までの範囲内ニアった。照射
後の試験片の破断面を走査電子顕@鏡で調べることによ
り、観察された粒間応力腐食割れの発生率を照射促進応
力腐食割れの尺度として使用した。
本発明の範囲内の条件および範囲外の条件を含む)下記
のごとき条件下で溶体化熱処理を施した後、全ての試験
片を原子炉内において550 °Fの温度下で放射線照
射を施した。その際の高速(E>1MeV>中性子フル
エンスは222 X 1021n/cm2から3.08
X 10 ”o/cm2までの範囲内ニアった。照射
後の試験片の破断面を走査電子顕@鏡で調べることによ
り、観察された粒間応力腐食割れの発生率を照射促進応
力腐食割れの尺度として使用した。
試験片の溶体化熱処理のために使用した温度および時間
条件は下記第3表中に示されている。
条件は下記第3表中に示されている。
上記のごとき試験片に間する応力腐食試験の結果を、溶
体化熱処理のために使用した温度および時間と関連づけ
ながら第1図のグラフ中に示す。
体化熱処理のために使用した温度および時間と関連づけ
ながら第1図のグラフ中に示す。
第1図のデータから明らかな通り、圧延焼なましを受け
た商業的純度のタイプ304ステンレス鋼における(粒
間応力腐食割れの発生率によって表わされた)照射促進
応力腐食割れの程度は約90%であるのに対し、220
0°Fで約20分間、2300°Fで約5分間または2
400°Fで約1分間の熱処理を施せばそれを約0%に
まで低下させることができる。更にまた、圧延焼なまし
を受けた高純度のタイプ304ステンレス鋼における照
射促進応力腐食割れの程度は約50%であるのに対し、
2200 °Fで約45分間の熱処理を施せばそれを約
0%にまで低下させることができる。
た商業的純度のタイプ304ステンレス鋼における(粒
間応力腐食割れの発生率によって表わされた)照射促進
応力腐食割れの程度は約90%であるのに対し、220
0°Fで約20分間、2300°Fで約5分間または2
400°Fで約1分間の熱処理を施せばそれを約0%に
まで低下させることができる。更にまた、圧延焼なまし
を受けた高純度のタイプ304ステンレス鋼における照
射促進応力腐食割れの程度は約50%であるのに対し、
2200 °Fで約45分間の熱処理を施せばそれを約
0%にまで低下させることができる。
第1図に示されるごとく、有効な熱処理を達成するため
には明確な最大加熱時間が存在することに注目すべきで
ある。たとえば、商業的純度のタイプ304ステンレス
鋼を2400 ”Fで加熱する場合、加熱時間が1分を
越えると照射促進応力腐食割れは十分には防止されない
、それどころが、応力腐食割れは加熱時間の延長に伴っ
て増加するように思われる。それ故、商業的純度のタイ
プ304ステンレス鋼を2400 °Fで加熱する場合
には約1分が最大加熱時間となる。
には明確な最大加熱時間が存在することに注目すべきで
ある。たとえば、商業的純度のタイプ304ステンレス
鋼を2400 ”Fで加熱する場合、加熱時間が1分を
越えると照射促進応力腐食割れは十分には防止されない
、それどころが、応力腐食割れは加熱時間の延長に伴っ
て増加するように思われる。それ故、商業的純度のタイ
プ304ステンレス鋼を2400 °Fで加熱する場合
には約1分が最大加熱時間となる。
本発明の溶体化熱処理における温度および時間条件は、
オーステナイト系ステンレス鋼における照射促進応力腐
食割れを防止するばかりでなく、照射時における該ステ
ンレス鋼の機械的性質を向上させるようにも思われる。
オーステナイト系ステンレス鋼における照射促進応力腐
食割れを防止するばかりでなく、照射時における該ステ
ンレス鋼の機械的性質を向上させるようにも思われる。
たとえば、第2図に示されるごとく、圧延焼なましを受
けた商業的純度のタイプ304ステンレス鋼に放射線照
射を施した場合の伸びが約0.6%であるのに対し、本
発明の溶体化熱処理および同レベルの放射線照射を受け
た商業的純度のタイプ304ステンレス鋼の伸びのピー
ク値は13〜16%にまで増大している。溶体化熱処理
に由来するこのような延性の向上は、放射線照射を受け
るステンレス鋼製部品の設計者にとって大いに有益なも
のである。なぜなら、照射を受けた圧延焼なましステン
レス鋼から得られる試験結果に基づいて設計者が現在使
用している(550″Fの温度および> 6 X 10
”n7cm”のフルエンスにおける)総合伸びの下限
は1.1%だからである。同様に、第3図に示されるご
とく、圧延焼なましおよび放射線照射を受けた商業的純
度のタイプ304ステンレス鋼に関する最大応力(また
は極限引張強さ)が45ksiであるのに対し、本発明
の熱処理および放射線照射を受けた商業的純度のタイプ
304ステンレス鋼の最大応力のピーク値は101〜1
17ksiにまで増大している。
けた商業的純度のタイプ304ステンレス鋼に放射線照
射を施した場合の伸びが約0.6%であるのに対し、本
発明の溶体化熱処理および同レベルの放射線照射を受け
た商業的純度のタイプ304ステンレス鋼の伸びのピー
ク値は13〜16%にまで増大している。溶体化熱処理
に由来するこのような延性の向上は、放射線照射を受け
るステンレス鋼製部品の設計者にとって大いに有益なも
のである。なぜなら、照射を受けた圧延焼なましステン
レス鋼から得られる試験結果に基づいて設計者が現在使
用している(550″Fの温度および> 6 X 10
”n7cm”のフルエンスにおける)総合伸びの下限
は1.1%だからである。同様に、第3図に示されるご
とく、圧延焼なましおよび放射線照射を受けた商業的純
度のタイプ304ステンレス鋼に関する最大応力(また
は極限引張強さ)が45ksiであるのに対し、本発明
の熱処理および放射線照射を受けた商業的純度のタイプ
304ステンレス鋼の最大応力のピーク値は101〜1
17ksiにまで増大している。
第1図はステンレス鋼の応力腐食感受性を溶体化熱処理
の際の温度および時間に対してプロットしたグラフ、第
2図は本発明の溶体化熱処理を受けたステンレス鋼の伸
びを示す棒グラフ、そして第3図は本発明の溶体化熱処
理を受けたステンレス鋼の応力腐食試験において得られ
た最大応力を示す棒グラフである。
の際の温度および時間に対してプロットしたグラフ、第
2図は本発明の溶体化熱処理を受けたステンレス鋼の伸
びを示す棒グラフ、そして第3図は本発明の溶体化熱処
理を受けたステンレス鋼の応力腐食試験において得られ
た最大応力を示す棒グラフである。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、高いニッケルおよびクロム含量を有するオーステナ
イト系合金の塊状体を約1〜約45分の時間にわたって
少なくとも2050°Fから約2400°Fまでの範囲
内の温度に保つことから成る熱処理を前記合金に施すと
共に、前記熱処理の時間は前記熱処理の温度にほぼ反比
例するように選定されることを特徴とする、主として集
中的な放射線照射に原因するオーステナイト系の高ニッ
ケル−クロム合金の応力腐食割れを防止するための方法
。 2、単一相のオーステナイト系ステンレス鋼の塊状体を
約1〜約45分の時間にわたって少なくとも2050°
Fから約2400°Fまでの範囲内の温度に保つことか
ら成る熱処理を前記ステンレス鋼に施すと共に、前記熱
処理の時間は前記熱処理の温度にほぼ反比例するように
選定されることを特徴とする、主として集中的な放射線
照射に原因するオーステナイト系ステンレス鋼の応力腐
食割れを防止しかつ該ステンレス鋼の物理的性質を向上
させるための方法。 3、前記熱処理が前記ステンレス鋼の塊状体を約1〜約
20分の時間にわたって約2200〜約2400°Fの
範囲内の温度に保つことから成る請求項2記載の方法。 4、前記ステンレス鋼がタイプ304ステンレス鋼であ
る請求項2記載の方法。 5、前記ステンレス鋼が下記のごとき概略組成を有する
合金から成る請求項2記載の方法。 ¥合金成分¥¥重量パーセント¥ クロム;18〜20 ニッケル;8〜14 炭素;最高0.08 マンガン;最高2.0 ケイ素;最高1.0 モリブデン;最高3.0 鉄;残部 6、下記のごとき概略組成を有する合金から成るオース
テナイト系ステンレス鋼の塊状体を約1〜約45分の時
間にわたって少なくとも2050°Fから約2400°
Fまでの範囲内の温度に保つことから成る熱処理を前記
ステンレス鋼に施すことを特徴とする、主として集中的
な放射線照射に原因するオーステナイト系ステンレス鋼
の応力腐食割れを防止するための方法。 ¥合金成分¥¥重量パーセント¥ クロム;18〜20 ニッケル;8〜14 炭素;最高0.08 マンガン;最高2.0 ケイ素;最高1.0 モリブデン;最高3.0 鉄;残部 7、前記熱処理が前記ステンレス鋼の塊状体を約1〜約
20分の時間にわたって約2200〜約2400°Fの
範囲内の温度に保つことから成る請求項6記載の方法。 8、前記ステンレス鋼がタイプ304ステンレス鋼であ
る請求項6記載の方法。 9、前記ステンレス鋼が下記のごとき概略組成を有する
合金から成る請求項6記載の方法。 ¥合金成分¥¥パーセント¥ クロム;18〜20 ニッケル;8〜12 炭素;最高0.08 マンガン;最高2.0 ケイ素;最高1.0 鉄;残部 10、前記熱処理が前記ステンレス鋼の塊状体を約1〜
20分の時間にわたって約2300°Fの温度に保つこ
とから成る請求項6記載の方法。 11、下記のごとき概略組成を有する合金から成るオー
ステナイト系ステンレス鋼の塊状体を約1〜約20分の
時間にわたって約2200〜約2400°Fの範囲内の
温度に保つことから成る熱処理を前記ステンレス鋼に施
すと共に、前記熱処理の時間は前記熱処理の温度にほぼ
反比例するように選定されることを特徴とする、主とし
て集中的な放射線照射に原因するオーステナイト系ステ
ンレス鋼の応力腐食割れを防止するための方法。 ¥合金成分¥¥パーセント¥ クロム;18〜20 ニッケル;8〜12 炭素;最高0.08 マンガン;最高20 ケイ素;最高1.0 鉄;残部 12、単一相のオーステナイト系ステンレス鋼の塊状体
を約1〜約45分の時間にわたって少なくとも2050
°Fから約2400°Fまでの範囲内の温度に保つこと
から成る熱処理を前記ステンレス鋼に施すと共に、前記
熱処理の時間は前記熱処理の温度にほぼ反比例するよう
に選定されることを特徴とする、主として集中的な放射
線照射に原因する単一相のオーステナイト系ステンレス
鋼の応力腐食割れを防止するための方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US206,144 | 1988-06-13 | ||
US07/206,144 US4878962A (en) | 1988-06-13 | 1988-06-13 | Treatment for inhibiting irradiation induced stress corrosion cracking in austenitic stainless steel |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0225515A true JPH0225515A (ja) | 1990-01-29 |
Family
ID=22765163
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1132927A Pending JPH0225515A (ja) | 1988-06-13 | 1989-05-29 | オーステナイト系ステンレス鋼において放射線照射がもたらす応力腐食割れを防止するための処理法 |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4878962A (ja) |
EP (1) | EP0347130B1 (ja) |
JP (1) | JPH0225515A (ja) |
KR (1) | KR920004702B1 (ja) |
CN (1) | CN1024564C (ja) |
DE (1) | DE68908964T2 (ja) |
ES (1) | ES2045435T3 (ja) |
MX (1) | MX166288B (ja) |
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DE19953142A1 (de) * | 1999-09-14 | 2001-03-15 | Emitec Emissionstechnologie | Mantelleiteranordnung für korrosive Umgebungsbedingungen und Verfahren zur Herstellung einer Mantelleiteranordnung |
US8721810B2 (en) | 2008-09-18 | 2014-05-13 | The Invention Science Fund I, Llc | System and method for annealing nuclear fission reactor materials |
US8529713B2 (en) * | 2008-09-18 | 2013-09-10 | The Invention Science Fund I, Llc | System and method for annealing nuclear fission reactor materials |
US8784726B2 (en) * | 2008-09-18 | 2014-07-22 | Terrapower, Llc | System and method for annealing nuclear fission reactor materials |
CN106917031A (zh) * | 2015-12-25 | 2017-07-04 | 上海电气上重铸锻有限公司 | Z3cn18-10控氮奥氏体不锈钢锻件的制造方法 |
CN111009331B (zh) * | 2019-12-17 | 2021-12-17 | 苏州热工研究院有限公司 | 堆内构件围板-成型板螺栓iascc敏感性分析计算应用方法 |
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US4576641A (en) * | 1982-09-02 | 1986-03-18 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Austenitic alloy and reactor components made thereof |
US4699671A (en) * | 1985-06-17 | 1987-10-13 | General Electric Company | Treatment for overcoming irradiation induced stress corrosion cracking in austenitic alloys such as stainless steel |
FR2591612A1 (fr) * | 1985-12-17 | 1987-06-19 | Commissariat Energie Atomique | Acier inoxydable austenitique utilisable en particulier comme materiau de gainage dans les reacteurs a neutrons rapides. |
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-
1988
- 1988-06-13 US US07/206,144 patent/US4878962A/en not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-03-23 CN CN89101613A patent/CN1024564C/zh not_active Expired - Fee Related
- 1989-05-29 JP JP1132927A patent/JPH0225515A/ja active Pending
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- 1989-06-12 NO NO89892408A patent/NO892408L/no unknown
- 1989-06-12 EP EP89305881A patent/EP0347130B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1989-06-12 DE DE89305881T patent/DE68908964T2/de not_active Expired - Fee Related
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- 1989-06-13 MX MX016447A patent/MX166288B/es unknown
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