JPH0372054A

JPH0372054A - 耐中性子照射脆化に優れたオーステナイト鋼及びその用途

Info

Publication number: JPH0372054A
Application number: JP1206799A
Authority: JP
Inventors: Shigeki Kasahara; 笠原　茂樹; Kiyotomo Nakada; 仲田　清智; Jiro Kuniya; 国谷　治郎; Shigeo Hattori; 茂雄服部
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1989-08-11
Filing date: 1989-08-11
Publication date: 1991-03-27
Anticipated expiration: 2009-12-07
Also published as: EP0416313A1; EP0416313B1; DE69006664D1; US5116569A; KR910004833A; DE69006664T2; JPH0699781B2; KR0147082B1

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】〔産業上の利用分野〕本発明は新規なオーステナイト鋼からなる放射線照射下
で高温高圧水に接する部材に係り、特に耐粒界腐食性の
点で好適なオーステナイト鋼とそれを用いた新規な原子
炉、核融合炉に関する。

〔従来の技術〕

現在、軽水炉の炉心で中性子照射を受ける構造部材には
ＪＩＳ規格の５ＵＳ３０４または３１６ステンレス鋼が
用いられている。ステンレス鋼中に含まれるＣｒは耐粒
界腐食性向上に寄与するが、逆に高温で中性子照射によ
って粒界近傍にクロム欠乏層が生じ、いわゆる鋭敏化組
織となって粒界腐食や粒界型応力腐食割れ感受性を増加
する。オーステナイト糸ステンレス鋼の特性を改良して
鋼中における粒界腐食や粒界型応力腐食割れ（以下まと
めて粒界腐食と呼ぶ。）を軽減または防止する方法とし
て特公平１−１８１４３号、特開昭６２−２３８３５５
号、特開昭６２−２３８３５３号に開示されているよう
にステンレス鋼中に含まれる炭素量を低減し、ＮｂやＴ
ｉなどのような炭化物安定元素を添加するものがある。

先に述べた従来の技術は、加熱によるＣｒ炭化物析出が
原因である粒界近傍のＣｒ欠乏層（いわゆる鋭敏仕組Ｓ
ｉりの発生を抑制し、耐粒界腐食性向上を目的に発明さ
れ、特に原子炉炉心構造部品用、核融合炉第１壁用ステ
ンレス鋼に考えられている。

ところが、溶体化したステンレス鋼に中性子照射したと
ころ、母材原子のはじき出しに供なって粒界近傍でＣｒ
の欠乏層が発生することがわかった。中性子照射により
Ｃｒ欠乏層は次のようなメカニズムで発生する。

（１）中性子の照射により鋼中に母材原子がはじき出さ
れ、格子間原子と空格子点の対を生成する。

（２）格子間原子と空格子点はそれぞれ鋼中を移動する
。移動の際、鋼中の溶質原子と結合し、溶質原子の選択
的な拡散を引き起こす６（３）ＳＵＳ３０４，３１６系のステンレス鋼において
Ｃｒは中性子照射によって粒界から抜は出し、粒界にＣ
ｒの欠乏層が発生すること。

また、原子炉々心構造物用の５ＵＳ３０４系ステンレス
鋼の耐食性向上に関しては、特開昭６２−１０７０４７
号に次のように開示されている。

（１）中性子照射により、Ｓｉ、Ｐの粒界への偏析が生
じ粒界の耐食性が低下すること。

（２）中性子照射によりＣｒ炭化物が粒界近傍に形成さ
れ鋭敏化すること。

これらの対策として次のことが開示されている。

（１）Ｓｉ、Ｐを低減すること。

（２）Ｍｏ、Ｎｂ、Ｔｉ等の安定な炭化物を形成する元
素を添加し、Ｃｒ炭化物の形成を抑制すること。

〔発明が解決しようとする課題〕

しかし先に述べた、中性子照射下で発生するＣｒ欠乏層
による鋭敏化が原因の粒界耐食性低下を不純物濃度の制
御だけで防止することは困難である。

上記従来技術は、中性子照射によるＣｒのはじき出しお
よび拡散が原因で粒界にＣｒ欠乏層が発生する現象に対
する配慮がなされておらず、高温水環境下での耐食性の
点で問題がある。

本発明の目的は、耐中性子照射性に優れたオーステナイ
ト鋼を提供するにある。

更に、本発明の他の目的は、中性子照射によって粒界の
Ｃｒａ度が基地のＣｒ量１度より実質的に下まわらない
ようにＭｎ、Ｃｒ及びＮｉ量を調整した中性子照射下で
使用されるオーステナイト鋼を提供するにある。

本発明の他の目的は、軽水炉、重水炉、核融合炉の炉心
およびその周辺の機器において１０１９ｎ／ｃ！ｌ！以
上の高速中性子またはそれと同等の粒子線照射を受け、
かつ高温水に接する環境下で耐応力腐食割れにすぐれた
オーステナイト鉄基合によって構成された上記構造物又
は機器を提供することにある。

〔課題を解決するための手段〕

本発明は１重量で、Ｃ０，０３％以下、Ｓｉ１％以下、
Ｍｎ５〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮ　ｉ　１０〜
２０％を含有するオーステナイト鋼からなり、該鋼の母
相の平均原子体積に対するＣｒの原子体積の比が０．９
００〜１．０３０であることを特徴とする耐中性子照射
脆化の高いオーステナイト鋼にある。

更に、本発明は重量で、Ｃ０，０３％以下、Ｓｉ１％以
下、Ｍｎ７〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜
２０％を含有するオーステナイト鋼からなることを特徴
とする。

前述のこれらの鋼にＮｂ、Ｔｉ、Ｔａ、Ｈｆ、■及びＺ
ｒの１種又は２種以上を合計で１．０％以下含有するこ
とを特徴とする。

また、本発明は、Ｃ０，０３重量％以下、所望のＭｎ、
Ｎｉ及びＣｒを含有する全オーステナイト組織を有する
オーステナイト鋼からなり、該鋼は５００℃で、Ｉ　Ｍ
　ｅ　Ｖの電子線を中性子照射量に換算して５　Ｘ　１
０”ｎ　／ｄの照射を受けたときの粒界のＣｒ量の低下
量が母相の重量％以下又は母相のＣｒ量より実質的に下
らないように前記Ｍｎ、Ｎｉ及びＣｒ量を有することを
特徴とする。

本発明は、Ｃ０，０３重量％以下、所望のＭ　ｎ　。

Ｎｉ及びＣｒを含有する全オーステナイト組織を有する
オーステナイト鋼からなり、該鋼は５００℃で、Ｉ　Ｍ
　ｅ　Ｖの電子線を中性子照射量に換算して５Ｘ１０”
ｎ／ａ（の照射を受け、室温で３×１０−７／秒の歪速
度での引張試験したときの粒界破断の面積率が１５％以
下であることを特徴とする。

本発明は、原子炉圧力容器内に中性子源パイプ、炉心支
持板、中性子計装管、制御棒挿入パイプ、シュラウド、
上部格子板、燃料集合体用被覆管及びチャンネルボック
スを備えた原子炉において、該原子炉の前記構成物品の
少なくとも１つ、更に中性子源パイプ、炉心支持板、中
性子計装管、制御棒挿入パイプ、シュラウド、上部格子
板、燃料集合体用被覆管及びチャンネルボックスの少な
くとも１つを前述の本発明に係るオーステナイト鋼によ
って構成したことを特徴とする原子炉又は原子炉内構成
部品にある。

本発明は、水冷構造を有する真空容器内にプラズマ側に
セラミックタイルが設けられ水冷構造を有するダイバー
タ及びプラズマ側にセラミックタイルが設けられ水冷構
造を有する第１壁を備えた核融合炉において、該核融合
炉の前記構成物品の少なくとも１つ、更に水冷構造を有
する真空容器。

セラミックタイルが設けられ水冷構造を有するダイバー
タ及びセラミックタイルが設けられ水冷構造を有する第
１壁の少なくとも工っを前述のオーステナイト合金によ
って構成したことを特徴とする核融合炉又は核融合装置
構成物品にある。

〔作用〕

ＭｎはＦｅ、Ｎｉ、Ｃｒの原子体積よりも大きいため母
相の平均原子体積を高めるので、添加することにより母
材の平均原子体積を上昇し粒子線照射によって粒界より
Ｃｒが逃げ出すのを防止する働きがある。またＮｉと同
様にオーステナイト組織を安定化する働きがあるが、多
量の添加は加工性の悪化につながるため、過剰の含有を
避けるべきである。よって、加工性に問題のない範囲と
して５〜２５％とした。７〜２０％が好ましく。

特に１０〜１６％が好ましい。

Ｃｒは粒界の耐食性を向上する働きがある。ところが、
３０４，３１６鋼では中性子の照射によりマトリックス
中で照射欠陥が懲戒し、その拡散に供ないＣｒの粒界近
傍から粒内への拡散が生じ、粒界近傍にＣｒの欠乏層が
形成する。その結果、粒界近傍でのＣｒ濃度が耐食性を
示す下限値１２％を下回り、粒界耐食性の低下につなが
る。そこでＣｒの濃度を３０４，３１６鋼よりも高め、
母材の平均原子体積を調整してＣｒの原子体積との比を
１．０３０　以下にすることで、中性子照射下で、粒界
近傍のＣｒ濃度の低下が母材の１％以内又は母材と同等
かそれ以上となるようにすれば、中性子照射下で粒界の
耐食性は維持できる。また、この効果を実現のために、
Ｃｒの濃度は１５〜２６％である必要がある。ただしＣ
ｒはオーステナイト組織を不安定にするため、オーステ
ナイト安定に働＜　Ｍ　ｎとの相関、および鉄基合金と
なるよう５０％以上のＣｒを含有するようにするのが好
ましく、ＣｒとＭｎの総添加量を４５％以下とすること
が好ましい、特にそれらの総量を３０〜４１％が好まし
い。特に、Ｃｒは２０〜２６％が好ましい。

Ｎｉは合金中でオーステナイト組織を安定化する働きが
ある。中性子照射下で用いる合金は照射脆化の点からオ
ーステナイト安定であることが望ましい。よって先に述
べた母材の平均原子体積調整の効果とオーステナイト組
織安定の効果のいずれも満たす添加量として１０〜２０
％とした。

特に、１０〜１５％が好ましい。

Ｆｅは本合金のベースとなる元素で、今迄の炉心材料の
使用実績から４０〜７０％が好ましく、特に４５〜６５
％、より４８〜６０％が好ましい。

Ｔｉ、Ｎｂ、Ｔａ、Ｈｆ、Ｖ、Ｚｒのこれらの元素は中
性子照射下の耐食性、耐照射脆化性に有効である。

特に微細な炭化物を懲戒してＣｒ炭化物の析出を防止し
、粒界近傍のＣｒ濃度低下を防止できる。

しかしこれらの元素のＦｅ−Ｎｉ−Ｃｒ−Ｍｎ合金への
固溶限界を考慮し、かつ十分な添加効果が得られる添加
量として、Ｎｂ、Ｔｉ、Ｔａ、Ｈｆ。

■及びＺｒの１種又は２種以上を合計量で１．０以下添
加するのが好ましく、特に、０．１〜０．６％が好まし
い。

Ｃは中性子照射および加熱によりＣｒと反応して粒界近
傍にＣｒ炭化物を析出し、粒界のＣｒを減少させる。Ｃ
ｒ炭化物の形成は粒界の耐食性を低め応力腐食割れを生
じるので、０．０３％以下とすべきである。しかし、皆
無では強度を低めるので、好ましくない。従って、０．
００３％以上含めるのが好ましく、特に０．００８〜０
．０２０％が好ましい。

Ｐ、Ｓｉ、Ｓのこれらの元素は不可避の不純物として含
有される。Ｓｉは脱酸剤の役割もするので、０．０５〜
１．０％が含有されることが好ましいが、特にＳ　ｉ　
０．０５〜０．５％、Ｐｏ、０５％以下、Ｓ　Ｏ，００
２％以下が好ましい。この範囲で含まれるＰ、Ｓｉ、Ｓ
はＣｒ原子体積と平均原子体積の比の決定に大きな影響
は与えない。また、中性子照射による照射脆化や、工業
的プロセスの点を考慮すると、特にＰとＳｉの成分範囲
はＰｏ、０１〜０．０３％、Ｓｉ０．１〜０．３％が好
ましい。

本発明合金はＭｏ及びＷの１種又は２種を合計で３％含
有することができる。これらの元素は強度を高め、更に
高温水に対して耐食性を高めることができる。特に、１
〜２％が好ましい。

更に、本発明はＮを０．１％以下加えることができ、強
度を高めることができる。

以上のような成分を有するオーステナイト鉄基合金は溶
解、鋳造、鍛造及び溶体化処理を経て製造されるが、特
に、真空溶解が好ましく、このときに粗大な析出相１例
えば炭化物やσ相などが形成する。これを抑制するため
に、１０５０℃前後の温度で溶体化後、５０％以下の冷
間圧延と９５０℃〜１０５０℃の温度での焼鈍を１回以
上くり返すことで粗大な析出相の形成を抑制することが
でき、加工性の向上が実現される。

さらに軽水炉、重水炉・核融合炉の炉心構造物を作製す
る過程においても９５０℃〜１０５０℃の温度で焼純を
１回以上くり返すことで粗大な析出相の形成を抑制する
ことができる。

以上のようなオーステナイト鉄基合金を用いて製造され
た構造物や機器は、軽水炉・重水炉・核融合炉炉心中で
１０１９ｎ／ａｄ以上の中性子照射を受け、純水に接す
る環境に置かれた場合従来のＪＩＳ３０４，３１６系ス
テンレス鋼に比べ、すぐれた耐食性を示すことが期待さ
れる。

本発明の鋼は母相の平均原子体積に対するＣｒの原子体
積の比が０．９００〜１．０３０でなければならない。

０．９００　以下では合金中のＭｎ量が多くなり過ぎ、
加工性、強度及び靭性が低下するのでまずい。また、逆
に１．０３０　　を越えると粒子線照射によって粒界の
Ｃｒ濃度が母相の濃度より低下し、応力腐食割れを生じ
るのでまずし１゜粒子線照射によって粒界のＣｒ量を低
めないようにするには０．９００〜１．０３０とすべき
である。

特に、０．９５〜１．０００が好ましく、１．０００以
下では粒子線照射によって粒界のＣｒ濃度を高めること
ができる。母相の原子体積は母相としてＣｒ、Ｎｉ、Ｍ
ｎ及びγ−Ｆｅの各原子体積に各元素の重量含有率（％
）を積算し、それを１００で割った値として求めること
ができる。他に添加元素が入れば同様に計算される。な
お、Ｃと不純物としてのＰ、Ｓ等は極微量なので計算か
ら除いてもよい。

本発明の鋼は室温における耐力が１８ｋｇ／ｗａ２以上
、引張強さが４９ｋｇ／ｍ”以上、伸び率４０％以上、
絞り率６０％以上、ヴイツカース硬さ２００以下が好ま
しく、特に、耐力２５〜５０ｋｇ／ｍｍ２゜引張強さ５
５〜８０ｋｇ／ｒｒｎ２−１伸び率４０〜７５％が好ま
しい。

〔実施例〕

実施例１重量で、Ｃ０，０２０％、Ｍｎ１５．０％、Ｎ１１０．
２％、Ｃｒ２３．１％、Ｓ　ｉ　０．４５％、残部が実
質的にＦｅからなる全オーステナイト相を有する鋼につ
いて中性子照射によるＣｒ偏析挙動を検討した。この鋼
は真空溶解後、熱間鍛造を行った後、更に熱間圧延を行
い、１０５０℃で溶体化処理後、０．２５ｍの厚さまで
冷間圧延と焼鋭をくり返し、最終的に１０５０℃、１５
分加熱による溶体化処理を行ったものである。

この合金の次の計算によって求められる母相の平均原子
体積に対するＣｒ原子体積の比（Ｖｏ　Ｑ　ｕＩａｅＳ
ｉｚｅ　Ｆａｃｔｏｒ　：　Ｖ　Ｓ　Ｆ　）は０．９６
６である。

Ｙ　−Ｆ　ｅ　、　Ｃｒ　、　Ｎ　ｉ　、　Ｍ　ｎの各
々の原子半径は１．２６Ａ、１．２９人、１．２５λ、
１．４９入であり、これらの各元素の原子１ケの体積を
求め、この値に各元素の含有ｉｔ（重量％）をかけた総
和を１００で除算して母材の平均原子体積とした。

Ｎｉ量は１０〜２０％の範囲とし、全オーステナイト相
となるようにＮｉ当量とＣｒ当量とのシエフラー状態図
で示されるフェライト量０％直上のＮｉ当量となるよう
なＮｉ量とした。

Ｃ，Ｓｉ及びＰ、Ｓは微量であるので、計算には入れな
かった。従来材のＪＩＳ規格の５ＵＳ３０４のＶＳＦは
１．０５７である。

第１図は前述の合金に対して電子線照射を行った後の粒
界近傍のＣｒ濃度を示す線図である。

照射試験条件はＩ　Ｍ　ｅ　Ｖの電子を照射温度５００
℃で中性子照射量換算で５Ｘ１０２２ｎ／ａＪ相当の照
射量とし、中性子照射模擬した。電子線照射後、粒界の
Ｃｒ４１度はエネルギー分散型Ｘｉ分析装置（ＥＤＸ）
を用いて分析した。比較として市販の従来材（３０４ス
テンレス鋼）の照射結果を示した。図に示すように、従
来材では粒界近傍で基地の１８％から１５％まで約３％
のＣｒの欠乏が生じるが、本発明のＦｅ−１５％Ｍ　ｎ
　−１０％Ｎｉ−２３％Ｃｒ合金では粒界近傍で基地の
Ｃｒより約０．８　　％高くなるＣｒの偏析が生じた。

これはこの合金のＶＳＦが０．９６６　　と低く、照射
欠陥の形成と拡散に供ないＣｒが粒界に偏析したからで
ある。

尚、５ＵＳ３０４の化学組成は後述する第１表のＮα１
１である。

また、高温水中の熱鋭敏化による粒界近傍のＣｒ欠乏層
の研究結果から、粒界腐食を発生しない条件は、重量比
で、（粒界のＣｒ濃度）／（母相のＣｒ濃度）＞０．６であ
る１本発明のＦｅ−１５％Ｍ　ｎ　−１０％Ｎｉ−２３
％Ｃｒ合金では、この比率が１．０　　を超えているの
で、照射下で粒界腐食が生じないことが期待される。従
って、ＶＳＦが１．０００　以下ではＣｒ欠乏層は生ぜ
ず、高温水中での応力腐食割れが生じないものと考えら
れる。しかし、従来の５ＵＳ３０４＠は長時間使用する
とこの比率かつ０．６以下となり粒界腐食が生じると考
えられる。

第１表に各種合金（重量％）について次の実験を行った
。表中のＶＳＦは前述と同様にして求めたものである。

また従来材として市販のＪＩＳ３０４ステンレスＩＩＮ
α１１，１２．ＪＩＳ３１６ステンレス鋼Ｎα１３全Ｎ
α１３較した。これらの試料について、その特性を次に
示す試験方法により調べた。各試料は前述と同様にして
作製されたものである。

（１）前述と同じ電子照射による粒界近傍Ｃｒ偏析挙動
。

（２）１０５０℃、３０分間の溶体化処理した試料を２
８８℃７５気圧の沸騰水型軽水炉の炉水環第　　１　　
表境下で、歪速度３Ｘ１０−７／秒の低歪速度で引張り試
験（ＳＳＲＴ）を行なった。

（３）２０ＭｅＶのα線を室温でＩ　Ｘ　１０　エフ１
ｏｎｓ／ｄ照射して中性子照射を模擬し、（２）と同じ
条件で５ＳＲＴ試験を行った。

（４）オーステナイト相安定性の測定（１）の試験は局所的ではあるが、組織変化を通して高
い中性子線量を受けた後の粒界Ｃｒ欠乏層の形成を調べ
ることができる。（２）の試験は軽水炉炉心環境下での
耐食性評価に適しており、（３）はこれにさらに中性子
照射による効果を付加した試験である。耐食性の評価は
５ＳＲＴ後の破断面を走査型電子顕微鏡で＠察し、粒界
破面率を算出、３０４ステンレス鋼と比較して粒界破面
率が少ないものを耐食性にすぐれると判断した。（４）
の試験はフェライトインジケータを用い、オーステナイ
ト相安定性を調べ、３０４ステンレス鋼と比較した。

第２表は、第１表に示した成分の材料につき、（１）〜
（４）の試験を施した結果を示すものである。

第１表に示すように、本発明鋼Ｎα１〜１０はＶＳＦ値
が１．０３０　以下と小さく、従来鋼のそれはいずれも
１．０５６　以上の高い値を示している。尚、ＶＳＦ値
はＣ，Ｓｉ、その他の不純物に第２表ついて計算から除外したものである。

ＶＳＦがｉ、ｏｏｏ　以下である本発明鋼Ｎｏ　１〜６
は粒界におけるＣｒ濃度が約０．５　重量％増加してい
ることから、中性子照射下における粒界Ｃｒ量度の増加
はＶＳＦは１．０００　以下であることがわかる。さら
にＶＳＦが１．０００から１．０２５　のＮα７〜１０
のものは粒界のＣｒ濃度の変化がわずかで、中性子照射
下におけるＳＣＣに対する効果が期待できるが、はんの
わずかであるが減少する傾向を示す。従って、粒界のＣ
ｒ濃度を確実に増加させるためには、ＶＳＦ値を１．０
００　以下にすることが好ましい。従来鋼のＶＳＦｌ、
０５　以上のものはいずれも粒界のＣｒ濃度が約３％減
少しており、ＳＣＣを生じると考えられる。

未照射耐食性試験では本発明鋼はいずれも従来の３０４
ステンレス鋼並みの良い耐食性を示したが、逆に照射後
の耐食性試験では特に本発明１１　Ｈａ１〜６において
は未照射のものよりその耐食性が向上することが見られ
た。即ち、前述の（３）の試験で試験後の試料の破面を
観察した。Ｎａｌ〜６の本発明鋼は粒界破断の面積率が
ほぼ０％で、Ｎα７〜１０のそれはｌ０〜１５％及びＮ
ｏ１１〜１３の従来鋼のそれは約３０％であった。本発
明鋼はα線の照射により粒界近傍のＣｒが集積したので
、未照射の場合に比べて粒界の耐食性が向上したと考え
られる。中性子照射の場合でも同様の効果が期待できる
。

相安定性試験では、本発明鋼は５ＵＳ３０４または３１
６ステンレス鋼などの従来材と同程度にオーステナイト
相が安定であり、照射脆化や機械的性質の点で従来材と
同程度かそれ以上の特性が期待できる。

第２図は各種合金のＶＳＦと電子線２はα線照射後の粒
界のＣｒ量の変化との関係を示す線図である。図に示す
ようにＶＳＦ値が１．０３０　　を越えると粒界のＣｒ
濃度が減少し、より高い粒子線照射を受けることにより
Ｃｒ濃度が低下することが明らかである。従って、高温
水中で使用されるものは応力腐食割れを生じることが考
えられる。

しかし、ＶＳＦ値が１．０３０　以下ではＣｒｌｆｉ度
の低下がわずかであるか、又は逆に１．０００　以下で
はＣｒａ度が母相より向上するので、応力腐食割れが生
じないことは明らかである。

本実施例に係る鋼の室温における耐力が１８ｋｇ／ｍ２
以上、引張強さ４９　ｋｇ／　ｒｍ２以上、伸び率４０
％以上、絞り率６０％以上、ヴイッカース硬さが２００
以下であった。

実施例２第３図は沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）炉心部の概略断面斜
視図である。図において、１：中性子源パイプ、２：炉
心支持板、３：中性子計装管、４：制御棒、５：シュラ
ウド、６：上部格子板である。これらの構造物及び機器
は軽水炉炉心を構成するもので、中性子照射量が多く、
また２８８℃。

７ＭＰａの高温高圧水中下で用いられている。これら構
造物および機器を本発明によるオーステナイト鉄基合金
で作製することにより、中性子照射下で粒界のＣｒ温度
が上昇し、耐食性の向上が計れる。第２図に示すものの
他に、これら構造物および機器間に使用するパーツ等に
本発明に係る合金を用いることで、同様の効果が期待で
きる。さらに沸騰水型以外の水冷却型原子炉の炉心部用
構造物および機器に本発明に係る合金を用いることで、
同様の効果が期待できる。

前述の中性子源パイプ１、中性子計装管３、制御棒挿入
パイプ及び燃料集合体７のチャンネルボックス及び燃料
被覆管に実施例１に示したＶＳＦｌ、０００　以下の＆
１〜６の合金を用いることにより、耐中性子照射ＳＣＣ
に優れたものが得られる。これらの部材は鋼塊より熱間
加工及び前述と同様の溶体化処理後冷間加工と焼鈍の繰
返しにより得られる。

また、炉心支持板２、シュラウド５、上部格子板６は前
述と同様にＶＳＦｌ、ＯＯＯ以下のＮαｌ−６の合金鋼
塊より熱間加工及び溶体化処理により得られる。

更に、炉心は次の機器により構成され、本発明に係る合
金はこれらの炉内構造物にも用いることができる。

８：上鏡スプレィノズル、９：ベントノズル、１０：圧
力容器蓋、工１：圧力容器フランジ、１２：計測用ノズ
ル、１３：気水分離器、１４：シュラウドヘッド、■５
：給水入口ノズル、１６：ジェットポンプ、１７：再循
環水出口ノズル、１８：蒸気乾燥器、１９：蒸気出口ノ
ズル、２０：給水スパージャ−１２１：炉心スプレィ用
ノズル、２２：下部炉心格子、２３：再循環水入口ノズ
ル、２４：パワフル板、２５：制御棒案内管。

また、本発明に係る合金は炉内にインターナルポンプを
設けた新型転換炉（ＡＢＷＲ）及び加圧水型原子炉（Ｐ
ＷＲ）にも適用できる。ＡＢＷＲ炉内構造は前述のＢＷ
Ｒのジェットポンプ１６に代えて炉内にインターナルポ
ンプを設けたものであり、他はＢＷＲとほぼ類似してい
る。従って、このＡＢＷＲの炉内機器及び構造物に対し
前述のＢＷＲへの適用製品と同様に本発明に係る合金が
前述と同様に適用される。本発明に係る合金を用いるこ
とによりより安全性の高いものとすることができる。

実施例３第４図はトカマク型核融合炉の概略断面図である６図に
おいて、３１はダイバータ、３２は第１壁および冷却パ
ネル、３３は真空容器である。これらの構造物および機
器はトカマク型核融合炉炉心を構成するもので、多量の
中性子およびプラズマから漏えいする種々の粒子線の照
射を受け、また冷却のために水に接する設計となってお
り、高温水と接触することになる。これらの構造物およ
び機器を本発明によるオーステナイト鉄基合金で作製す
ることにより、照射下で粒界のＣｒ１度の低下がなく、
逆に上昇し、耐食性の向上を計れる。

これらのインバータ３１、第１壁３２及び真空容器３３
は水冷構造の本発明に係る合金によって構成される。ダ
イバータ３１、第１壁３２は冷却構造の金属部材表面に
低原子番号（Ｓ　ｉ　Ｃ。

５ｉａＮａ、ＡｆｌＮ、ＡＱｚＯｓ、サイアロン、セラ
ミックスからなるブロックが機械的又は金属的に接合さ
れた構造を有する。これらに対しても本発明に係る合金
が用いられ、特にＶＳＦｌ、０００以下の前述のＮｏ　
１〜６からなる板材又はパイプによって構成される。

核融合装置は図示されていないが、トロイダルコイル３
４の他、ポロイダルコイル、真空排気装置を備えている
。核融合装置には、他にオープン磁場系、慣性閉込めの
レーザー加熱系があり、これらのタイプにも本発明に係
る合金が適用可能であり、高信頼性が得られる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、１０”ｎ／ｆｆ１以上の高速中性子ま
たはそれと同等の粒子線の照射を受け、かつ高温水又は
高温高圧水に接する環境で使用する構造物または機器の
耐食性を向上することができ、原子炉内構造物及び機器
、更に核融合炉真空容器及びその中の構造物及び機器に
本発明に係るオーステナイト鋼を使用することにより高
い信頼性が得られるとともに使用条件のアップが図られ
る効果を有する。

【図面の簡単な説明】

第１図は電子線照射後の合金の粒界近傍のＣｒ濃度を示
す線図、第２図はＶＳＦと粒界のＣｒ量の変化との関係
を示す線図、第３図は沸騰水型原子炉々心の部分切断斜
視図、第４図は核融合炉の断面図である。１・・・中性子源パイプ、２・・・炉心支持板、３・・
・中性子計装管、４・・・制御棒、５・・・シュラウド
、６・・・上部格子板、７・・・燃料集合体、３１・・
・ダイバータ、第３図第１図距離

Claims

【特許請求の範囲】１、重量で、Ｃ０．０３％以下、Ｓｉ１％以下、Ｍｎ５
〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜２０％を含
有するオーステナイト鋼からなり、該鋼の母相の平均原
子体積に対するＣｒの原子体積の比が０．９００〜１．
０３０であることを特徴とする耐中性子照射脆化に優れ
たオーステナイト鋼。２、重量で、Ｃ０．０３％以下、Ｓｉ１％以下、Ｍｎ７
〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜２０％を含
有するオーステナイト鋼からなることを特徴とする耐中
性子照射脆化に優れたオーステナイト鋼。３、Ｃ０．０３重量％以下、所望のＭｎ，Ｎｉ及びＣｒ
を含有する全オーステナイト組織を有するオーステナイ
ト鋼からなり、該鋼は５００℃で、１ＭｅＶの電子線を
中性子照射量に換算して５×１０＾２＾２ｎ／ｃｍ＾２
の照射を受けたときの粒界のＣｒ量の低下量が母相の重
量％以下又は母相のＣｒ量より実質的に下らないように
前記Ｍｎ、Ｎｉ及びＣｒ量を有することを特徴とする耐
中性子照射脆化に優れたオーステナイト鋼。４、重量で、Ｃ０．０３％以下、Ｓｉ１％以下、Ｍｎ５
〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜２０％と、
Ｎｂ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｔａ及びＶの１種又は２種以上の合
計量１．０％以下とを含有するオーステナイト鋼からな
り、該鋼の母相の平均原子体積に対するＣｒの原子体積
の比が０．９００〜１．０３０であることを特徴とする
耐中性子照射脆化に優れたオーステナイト鋼。５、重量で、Ｃ０．０３％以下、Ｓｉ１％以下、Ｍｎ７
〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜２０％と、
Ｎｂ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｔａ、Ｈｆ及びＶの１種又は２種以
上の合計量１．０％以下とを含有するオーステナイト鋼
からなることを特徴とする耐中性子照射脆化に優れたオ
ーステナイト鋼。６、Ｃ０．０３重量％以下、所望のＭｎ，Ｎｉ及びＣｒ
を含有する全オーステナイト組織を有するオーステナイ
ト鋼からなり、該鋼は５００℃で、１ＭｅＶの電子線を
中性子照射量に換算して５×１０＾２＾２ｎ／ｃｍ＾２
の照射を受け、室温で３×１０＾−＾７／秒の歪速度で
の引張試験したときの粒界破断の面積率が１５％以下で
あることを特徴とする耐中性子照射脆化に優れたオース
テナイト鋼。７、原子炉圧力容器内に中性子源パイプ、炉心支持板、
中性子計装管、制御棒挿入パイプ、シユラウド、上部格
子板、燃料集合体用被覆管及びチャンネルボックスを備
えた原子炉において、該原子炉の前記構成物品の少なく
とも１つを重量で、Ｃ０．０３％以下、Ｓｉ１％以下、
Ｍｎ５〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜２０
％を含有する全オーステナイト組織を有するオーステナ
イト鋼又は該鋼にＮｂ，Ｔｉ，Ｖ，Ｔａ，Ｈｆ及びＺｒ
の１種又は２種以上を合計で１．０％以下含有する全オ
ーステナイト組織を有するオーステナイト鋼からなるこ
とを特徴とする原子炉。８、中性子源パイプ、炉心支持板、中性子計装管、制御
棒挿入パイプ、シユラウド、上部格子板、燃料集合体用
被覆管及びチャンネルボックスの少なくとも１つを、重
量でＣ０．０３％以下、Ｓｉ１％以下、Ｍｎ５〜２５％
、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜２０％を含有する全
オーステナイト組織を有するオーステナイト鋼又は該鋼
にＮｂ，Ｔｉ，Ｈｆ，Ｖ，Ｔａ及びＺｒの１種又は２種
以上を合計で１．０％以下含有する全オーステナイト組
織を有するオーステナイト鋼からなることを特徴とする
原子炉内構成部品。９、水冷構造を有する真空容器内にプラズマ側にセラミ
ックタイルが設けられ水冷構造を有するダイバータ及び
プラズマ側にセラミックタイルが設けられ水冷構造を有
する第１壁を備えた核融合炉において、該核融合炉の前
記構成部品の少なくとも１つが、Ｃ０．０３％以下、Ｓ
ｉ１％以下、Ｍｎ５〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮ
ｉ１０〜２０％を含有する全オーステナイト組織を有す
るオーステナイト鋼又は該鋼にＮｂ，Ｔｉ，Ｖ，Ｔａ，
Ｈｆ及びＺｒの１種又は２種以上を合計で１．０％以下
含有する全オーステナイト組織を有するオーステナイト
鋼からなることを特徴とする核融合炉。１０、水冷構造を有する真空容器、セラミックタイルが
設けられ水冷構造を有するダイバータ及びセラミックタ
イルが設けられ水冷構造を有する第１壁の少なくとも１
つが、重量でＣ０．０３％以下、Ｓｉ１％以下、Ｍｎ５
〜２５％、Ｃｒ１５〜２６％及びＮｉ１０〜２０％を含
有する全オーステナイト組織を有するオーステナイト鋼
又は該鋼にＮｂ，Ｔｉ，Ｈｆ，Ｖ，Ｔａ及びＺｒの１種
又は２種以上を合計で１．０％以下含有する全オーステ
ナイト組織を有するオーステナイト鋼からなることを特
徴とする核融合装置構成物品。