JPH0327626B2

JPH0327626B2 -

Info

Publication number: JPH0327626B2
Application number: JP57017447A
Authority: JP
Inventors: Shigeo Hatsutori; Yoshinao Urayama; Yasuhiko Mori; Isao Masaoka; Rikizo Watanabe
Original assignee: Hitachi Ltd; Hitachi Metals Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd; Proterial Ltd
Priority date: 1982-02-08
Filing date: 1982-02-08
Publication date: 1991-04-16
Also published as: JPS58136736A

Description

【発明の詳細な説明】

本発明は沸騰水型又は加圧水型原子炉などの高
温高圧水環境下で使用するに好適な、応力腐食割
れ（SCC）に対する抵抗力が高い、原子炉内用
Ni基合金部材の製造方法に関する。従来、このような環境下で用いられる部材に
は、主に高温強度が高いという理由から、析出強
化型Ni基合金であるインコネルX750（以下、
X750合金という）が採用されている。このX750
合金は15％程度のCrを含有し、一般には耐食性
材料とみられている。しかしX750合金は原子
炉々水のような高温水環境下では水質条件によつ
てSCCが発生する可能性のあることが本発明者ら
の研究によつて判明した。すなわちX750合金は
引張応力が作用する状態で290℃程度の高温純水
にさらされると粒界型SCCを生ずることがあり、
特にその応力が作用する表面に隙間が存在する場
合はSCCが極めて生じやすくなることが判明し
た。耐熱容器熱交換器及び水蒸気発生装置の如き高
温高圧下で高純度の水にさらされ、これによる応
力腐食割れ性に優れたNi基合金として、
USSN1967−653665、USSN1965−459110に述べ
られている。これには、Cr14〜35％、Fe0〜25
％、TiおよびAlの１種または両方0.5％未満、C0
〜0.15％、Si0〜１％、Mo0〜7.7％、Ta0〜1.2％
（Mo又はTaが存在する場合、Crは20％以下）を
含み、残部Niよりなる合金、及びこのNi基合金
の改良として更にCr26〜32％、C0.1％以下、Ti5
％以下、Al5％以下、Mn2％以下、Si2.5％以下、
Ni52〜67％、残部Feからなる合金およびこれに
Mo10％以下、Nb6％以下、V10％以下、W10％
以下の少なくとも１種を含む合金が示されてい
る。しかし、これらの引例に示された合金は、隙間
を形成して構成される前述のような製品における
耐隙間腐食割れ性が十分でない。本発明の目的は、高温水環境下においても、耐
応力腐食割れ性に優れた原子炉内用Ni基合金部
材の製造方法を提供するにある。本発明者らはNi基析出強化型合金について、
溶解、成形等の製造過程における難易度、および
各種熱処理後の金属組織、耐高温水SCC性並びに
機械的特性を詳細に検討した結果、次のごとき知
見を得た。(1)15％以上のCrと数パーセント以下
のMoを共存させると、時効硬化後の耐SCC性、
特に高温水隙間部での耐SCC性が著しく高くなる
が、CrおよびMoが多量になると、オースナイト
基地が不安定となり機械的性質および耐食性の上
で有害な相の析出傾向が高くなる。(2)NbはAlや
Tiに比べて析出強化に対する効果が大きく、高
い硬化能を得るにはNb添加が必要であるが、Nb
単独では十分な強度を得るのが困難である。(3)
Nbは５％を超えると製造過程や熱処理過程で粗
大な炭化物や金属間化合物が形成されて耐SCC性
や機械的特性を阻害する。(4)冷間加工後、時効硬
化処理を行うと特性が向上する。本発明はこのような知見に基づいてなされたも
のであつて、重量比でCrを15〜25％、Moを１〜
８％、Alを0.4〜0.6％、Tiを0.7〜３％、Nbを2.1
〜4.5％、Ｃを0.08％以下、Siを１％以下、Mnを
１％以下、Ｐを0.02％以下、Ｓを0.02％以下、Fe
を40％以下含み、Al、Ti及びNbとの間に 3.5％≦2Al＋Ti＋0.5Nb≦5.5％の関係があり、残部は40％以上のNiであり、熱
間塑性加工後925〜1150℃で固溶化処理を施し、
次いで断面減少率で10〜70％の冷間塑性加工後
620〜750℃にて時効処理を施す原子炉内用Ni基
合金部材の製造方法である。以下各成分の添加および含有量限定の理由につ
いて説明する。 CrはMoと共存して十分な耐SCC性を得るため
に少なくとも15％必要であり、一方25％を超える
と熱間加工性が損われ、またTCP相として知ら
れているσ相、μ相、Laves相などの有害相の生
成によつて冷間加工性および耐食性が低下する。
Crは17〜23％が好ましい。 MoはCrにより高められた耐食性を補充し、隙
間部における耐食性を向上させるが、その効果は
１％以上で顕著に現われる。しかしMoは８％を
超えると、Crの場合と同様、上記有害相の生成
によつて機械的性質および耐食性が低下し、また
加工性が損われるところから、１〜８％とした。
この中でも特に1.5〜５％が好ましい。 Feは通常の溶解で混入する量以上に添加する
ことで、基地組織を安定化し、耐食性を向上でき
ることが知られた。しかしFeの含有量が多過ぎ
る場合、むしろLaves相など有害相を生ぜしめる
ためその上限は40％とした。この中でも特に５〜
30％が好ましい。 Al、TiおよびNbはいずれもNiとの金属間化合
物を形成し析出強化に寄与する。このうちAlお
よびTiは合金の脱酸にも必要であるが、Nbに比
べて析出強化への寄与がやや小さい。析出強化は
主としてNi3X型のガンマープライム（γ′）の析
出によりなされ、γ′中のＸがAlの場合に初期反応
が速やかに、かつ均一に生ずる。しかし析出強化
はγ′中のAlがTiまたはNbに置換し、成長するこ
とにより顕著となる。そこでγ′の初期生成に必要
なAl、析出強化に必要なTiおよびNbの各々の添
加量を実験で検討した結果、明らかな時効硬化能
を与えるためには少なくとも0.4％以上のAlおよ
び0.7％以上のTiの組合せが必要であり、Alおよ
びTiの量を増加させ、かつNbを添加することに
より目的に応じたより高強度の合金が得られ、特
にTiの場合、鍛造時の割れを防止するために0.7
％以上必要であることが判明した。反面、SCC試
験においてはAlおよびTiが多すぎる場合、0.6％
を超えると粒界にはAlとNiとが結合してNi₃Al
なるγ′相の析出が促進され、機械的性質（0.2％
効力）と耐応力腐食割れ性が低下する。従つてそ
の上限をAl0.6％およびTi3％とする必要がある。
NbはNiと結合してNi₃Nbなるγ″相或いはδ相を
析出し、強度を高くする。その効果は2.0％以下
では小さく2.1％以上で顕著となる。約５％を超
えると耐応力腐食割れ性が低下し、更に粗大な炭
化物や金属間化合物の生成による機械的性質の延
性、靭性及び加工性の低下が顕著となる。従つて
その上限を4.5％とした。以上述べたようにAlは0.4〜0.6％、Tiは0.75〜
２％及び、Nbは2.1〜4.5％が好ましい。さらに、Al、TiおよびNbは3.5％≦2Al＋Ti＋
１／２Nb≦5.5％の範囲内で添加される。2Al＋Ti＋
１／２Nbの添加量が3.5％よりも低いと、析出硬化
が不十分であり、また5.5％を超えるとオーステ
ナイト基地が不安定となる。以上のような添加元素の役割から、各元素が最
も効果的に作用する点で好適な成分範囲は次の通
りである。即ち重量比でCr17〜23％、Mo1.5〜５
％、Fe5〜30％、Al0.4〜0.6％、Ti0.7〜２％、
Nb2.1〜4.5％（ただし、3.5％≦2Al＋Ti＋1/2Nb
≦5.5％）をC0.08％以下、Si1％以下、Mn1％以
下、P0.02％以下、S0.02％以下を含み、残余は不
純物を除きNiからなるオーステナイト合金であ
る。Ｃは上記の不純物に入るが、耐食性および析出
強化の妨害元素であるのでその含有量を0.08％以
下とすることが望ましい。Ｃは0.02〜0.06が好ま
しい。 SiおよびMnは脱酸および脱硫剤として添加さ
れるが、耐食性の低下を防止するにはそれぞれ１
％以下の含有量とすることが好適である。ＰおよびＳは粒界への偏析を防止し、耐食性の
低下を防止するために0.02以下が望ましい。なお、Feは、Cr、Mo、TiおよびNbを合金中
に添加するのにこれらの歩留りを向上させるため
にフエロ合金によつて行うのが好ましく、そのた
め40％以下の含有量となるように調整する。このように組成を有する本発明に係るNi基合
金は高温水環境における優れた耐SCC性とともに
ばね材等の高強度材に適した時効硬化能を有する
ことを特色とする。本発明に係る合金は溶体化処理後、時効硬化処
理が行われる。冷間加工前の固溶化処理温度は
925〜1150℃が好ましく、より好適な温度範囲は
Nbが２％以下の場合、1020〜1150℃、Nbが２％
を超える場合、925〜1100℃である。一般に組織
を均質化するには高温で固溶化処理することが好
ましいが、Nbを多量に含む場合は粒界の脆弱化
や耐食性低下を防ぐために低目の固溶化処理温度
が望ましい。析出強化のための時効処理は、１回又は処理温
度の異なる温度で２回以上行うことが好ましい。
１回の処理の場合には、620〜750℃が好適であ
る。２回行う場合には、720〜870℃で最初の処理
を行い、次いで最初の温度より低い温度で620〜
750℃で行うのが、強度と耐隙間腐食割れ性の高
いものが得られる。特に、１回の処理で前述の温
度で行うのが好ましい。しかして原子炉用のばねは、高い降伏強さが要
求され、0.2％耐力で約100Kg／mm²以上要求される
場合がある。ばねに使用される本発明に係る部材
は素材を溶体化処理のまま又は溶体化処理後冷間
塑性加工によつて加工硬化させ、成形加工後に時
効硬化処理が行われて製造される。このうち、特に板ばねの場合は、溶体化処理
後、断面減少率で10〜70％の冷間塑性加工を施
し、次いでプレス等で成形加工し、時効処理後、
表面仕上げ加工される。またコイルばねの場合は、溶体化処理後、断面
減少率20％以下の冷間線引加工を施し、又は溶体
化処理のままで、成形加工によりコイリングした
後、時効処理され、次いで表面の仕上げ加工が施
される。本発明に係る部材は高温高圧水環境中で使用す
るに好適であるが、これらの一例として、第１表
に、本発明の部材が採用される沸騰水型原子炉用
炉内部品を示す。またこれらの部品のうち、主なものについてそ
の形状を添付図面に示す。第１図は原子炉の炉心部４の断面図、第２図は
第１図のに示す部分の核燃料集合体のタイプレ
ート５とチヤンネルボツクス６との間に介在され
るフインガースプリング７を示す断面図、第３図
は第１図のの部分の制御棒駆動機構のグラフア
イトシール８をインデツクスチユーブ９に固定す
るエクスパンシヨンスプリング１０を示す断面
図、第４図は第１図のの部分のジエツトポンプ
のエルボ管１１を下に押えるためのアーム１２，
１２′間にはり渡される押えビーム１３を示す斜
視図、第５図は第１図のの部分の燃料集合体の
ガード１５にスプリング１４を固定するキヤツプ
スクリユウ１６を示す断面図、第６図はグラフア
イトシール１７をピストンチユーブ１８に固定す
るガータスプリング１９を示す斜視図および第７
図はガータスプリング１９の正面図である。

【表】

【表】実施例１第２表は代表的な本発明に係るばねの素材及び
比較材の化学成分を示す。比較材Ｄはインコネル
X750に、また比較材Ｅはインコネル718にそれぞ
れ相当する。高温水中での耐SCC性は隙間定歪
SCC試験により評価した。この方法は、板厚２
mm、板巾10mmの短冊状試験片をステンレス鋼製曲
げホルダーにはさんで締めつけることにより半径
100mmの均一曲げ変形を与えるとともに、その引
張応力側表面には予め試験片とホルダーの間に挿
入しておいたグラフアイトウールを圧縮すること
により均一な隙間を形成させた状態で高温水中に
浸漬する。288℃で８ppmの溶存酸素を含む再生循
環純水中に500時間浸漬後、試験片をとり出し、
割れ発生状態を調べるという方法である。第３表は各種条件のばね材の室温における0.2
％耐力および前記隙間定歪SCC試験結果を示す。
SCC試験は各条件ごとに10個の試験について実施
し、割れを生じた試験片数を第３表に示した。本
発明の条件で製作したばね材はいずれも隙間SCC
に対する抵抗力が十分高く、かつばね強度の目安
とした耐力も100Kg／mm²以上で、耐SCC性の高い
原子炉用ばねとして好適である。これに対して比
較条件として示したもののうち、素材Ａで冷間加
工度が０及び８％の材料は耐SCC性が良好である
一方、強度が明らかに不足している。また素材Ｄ
及びＥの場合はいずれもSCCを生じている試験片
があり、これらの素材は不適当である。実施例２第２表に示した素材を用いてコイルばねを製作
し、高温水中での耐隙間SCC性を評価した。ばね
は第８図に示したように、自然長から25％引伸ば
した状態で固定し、グラフアイトウールを介して
ステンレス鋼製ホルダーで両側からはさみつける
ことにより隙間条件を与えて前記と同様の高温純
水に1000時間浸漬した。第４表にこの試験の結果
を示す。本発明のばねは素材、製造工程及びばね
形状によらず、いずれもSCCを生じないのに対し
て、比較条件のばねはSCCによる破断、あるいは
割れ発生が認められた。

【表】

【表】以上の通り本発明のNi基合金製部材は、高温
水中での耐応力腐食割れ性に優れる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、沸騰水型原子炉の炉心部の断面図、
第２図はタイプレート、チヤンネルボツクスおよ
びフインガースプリングの断面図、第３図はグラ
フアイトシール、インデツクスチユーブおよびエ
クスパンシヨンスプリングの断面図、第４図はエ
ルボ管、アームおよび押えビームの斜視図、第５
図はガード、スプリング、およびキヤツプスクリ
ユウの断面図、第６図はグラフアイトシール、ピ
ストンチユーブおよびガータスプリングの斜視
図、第７図はガータスプリングの正面図、第８図
はコイルばねの隙間SCC試験法の説明図である。２１……ステンレス製ホルダー、２２……ばね
試験体、２３……グラフアイトウール、２４……
締めつけ用ボルトナツト。

Claims

【特許請求の範囲】１重量比でCrを15〜25％、Moを１〜８％、Al
を0.4〜0.6％、Tiを0.7〜３％、Nbを2.1〜4.5％、
Ｃを0.08％以下、Siを１％以下、Mnを１％以下、
Ｐを0.02％以下、Ｓを0.02％以下、Feを40％以下
含み、Al、Ti及びNbとの間に 3.5％≦2Al＋Ti＋0.5Nb≦5.5％の関係があり、残部は40％以上のNiであり、熱
間塑性加工後925〜1150℃で固溶化処理を施し、
次いで断面減少率で10〜70％の冷間塑性加工後
620〜750℃にて時効処理を施すことを特徴とする
原子炉内用Ni基合金部材の製造方法。２前記部材は原子炉用板ばねである特許請求の
範囲第１項記載の原子炉内用Ni基合金部材の製
造方法。３前記部材は原子炉用コイルばねである特許請
求の範囲第１項記載の原子炉内用Ni基合金部材
の製造方法。４冷間塑性加工における断面減少率は20％以下
である特許請求の範囲第３項記載の原子炉内用
Ni基合金部材の製造方法。５前記冷間塑性加工の手段はコイリング加工で
ある特許請求の範囲第４項記載の原子炉内用Ni
基合金部材の製造方法。