JPH0396336A - クラッド材及びクラッド層を有する原子炉圧力容器 - Google Patents
クラッド材及びクラッド層を有する原子炉圧力容器Info
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- JPH0396336A JPH0396336A JP1234232A JP23423289A JPH0396336A JP H0396336 A JPH0396336 A JP H0396336A JP 1234232 A JP1234232 A JP 1234232A JP 23423289 A JP23423289 A JP 23423289A JP H0396336 A JPH0396336 A JP H0396336A
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- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- 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
Landscapes
- Laminated Bodies (AREA)
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】
「産業上のM用分野」
本発明は、クラッド材及びクラッド層を有する京子炉圧
力容23に係り、特に、中性子照射による財料の脆化を
防止するものである。
力容23に係り、特に、中性子照射による財料の脆化を
防止するものである。
「従来の技術」
中性子照射源を収納している容器、原子炉圧力容器は、
耐熱性、耐圧性、耐腐食性が要求されることは勿論であ
るが、中性子照射による材料の劣化を生じないものであ
ることが望ましい。
耐熱性、耐圧性、耐腐食性が要求されることは勿論であ
るが、中性子照射による材料の劣化を生じないものであ
ることが望ましい。
従来、原子炉圧力容器においては、第2図に示ケように
、機械的強度の優れた低合金鋼からなる容器壁1の内面
に、耐食性に優れたステンレス鋼によるクラッド層2を
設けて、前述の耐熱性、耐圧性、耐腐食性を満足させる
ようにしている。
、機械的強度の優れた低合金鋼からなる容器壁1の内面
に、耐食性に優れたステンレス鋼によるクラッド層2を
設けて、前述の耐熱性、耐圧性、耐腐食性を満足させる
ようにしている。
「発明が解決しようとする課題」
しかし、第2図において各矢印で示すように、炉心(中
性子照射源)3から中性子照射がなされると、クラッド
層2でその一部が減衰するものの、中性子線の大部分は
容器壁lに到達し、さらに、容器壁1の外方へ放射する
。このため、前述の各要求を満たすための容器壁lは、
材料を十分に吟味して中性子照射による脆化の発生を極
力抑制するようになされているものの、原子炉の健全性
維持のための定期点検等に細心の注意が必要である。
性子照射源)3から中性子照射がなされると、クラッド
層2でその一部が減衰するものの、中性子線の大部分は
容器壁lに到達し、さらに、容器壁1の外方へ放射する
。このため、前述の各要求を満たすための容器壁lは、
材料を十分に吟味して中性子照射による脆化の発生を極
力抑制するようになされているものの、原子炉の健全性
維持のための定期点検等に細心の注意が必要である。
また、比較的中性子照射量が少ない容器支持構造物4等
の場合は、条件が緩和されるが外表面が空気に接して運
転時の温度が低くなるために、いわゆる低温照射脆化を
起こし易い要因があり、原子力発電プラントの長時間運
転後の健全性維持のために、この部分についても細心の
注意が必要である。
の場合は、条件が緩和されるが外表面が空気に接して運
転時の温度が低くなるために、いわゆる低温照射脆化を
起こし易い要因があり、原子力発電プラントの長時間運
転後の健全性維持のために、この部分についても細心の
注意が必要である。
本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、容器壁に
おける中性子照射量そのものを低減して、中性子照射に
よる脆化を防止することを目的とするものである。
おける中性子照射量そのものを低減して、中性子照射に
よる脆化を防止することを目的とするものである。
「課題を解決するための手段」
かかる課題を解決するために、二つの手段を提案してい
る。
る。
第1の手段は、低合金鋼の表面にクラッド処理をするた
めのクラッド材であって、 Ni:6〜IO重量% Cr:12 〜30重量% Rh:2〜15重量% Fe: 残部 の成分を有するクラッド材としている。
めのクラッド材であって、 Ni:6〜IO重量% Cr:12 〜30重量% Rh:2〜15重量% Fe: 残部 の成分を有するクラッド材としている。
また、第2の手段は、低合金鋼からなる容器壁の内表面
に、第lの手段によるクラッド材によって厚さ51以上
のクラッド層を形成してなるクラッド層を有する原子炉
圧力容器としている。
に、第lの手段によるクラッド材によって厚さ51以上
のクラッド層を形成してなるクラッド層を有する原子炉
圧力容器としている。
「作用」
第1の手段のクラッド材であると、クラッド材の中に含
まれているRhは、中性子に対する全マクロ断面積が大
きく、かつ、融点が高いという有利な特性を有するが、
その反面において、クラッド層を形成する場合にRhの
存在が溶接性を低下させるという不利な点がある。そこ
で、Rhの配合量に対応してCrを増量して溶接性を向
上させ、かつ、フエライト量5%以上としてクラッド層
の機械的強度を確保する。
まれているRhは、中性子に対する全マクロ断面積が大
きく、かつ、融点が高いという有利な特性を有するが、
その反面において、クラッド層を形成する場合にRhの
存在が溶接性を低下させるという不利な点がある。そこ
で、Rhの配合量に対応してCrを増量して溶接性を向
上させ、かつ、フエライト量5%以上としてクラッド層
の機械的強度を確保する。
第2の手段のクラッド層を有する原子炉圧力容器である
と、クラッド層の厚さを5mm以上に設定することによ
り、クラッド層の中性子通過確率を数IO%減少させて
、容器壁への中性子線の到達量が低減し、これにより容
器壁の中性子照射による劣化を抑制する。
と、クラッド層の厚さを5mm以上に設定することによ
り、クラッド層の中性子通過確率を数IO%減少させて
、容器壁への中性子線の到達量が低減し、これにより容
器壁の中性子照射による劣化を抑制する。
「実施例」
以下、本発明に係るクラツド材及びクラツド層を有する
原子炉圧力容器の実施例について、第1図を参照して説
明すると、原子炉圧力容器の容器壁1は、低合金鋼から
なるとともにその容器壁1の内表面に、後述するクラッ
ド材によって厚さ51以上のクラッド層2が一体に形成
される。
原子炉圧力容器の実施例について、第1図を参照して説
明すると、原子炉圧力容器の容器壁1は、低合金鋼から
なるとともにその容器壁1の内表面に、後述するクラッ
ド材によって厚さ51以上のクラッド層2が一体に形成
される。
そして、前記クラッド材は、第1表に示す成分を有する
ように設定される。
ように設定される。
第■表(クラッド材の成分)
また、第1表に示すクラツド材によってクラツド層2を
形成する範囲は、原子炉圧力容器lの全部の内表面とす
ることに限定するものではなく、例えば第2図に示した
炉心(中性子照射源)3の回り(ベルトライン)に沿っ
て、環状に形成するようにして、中性子照射量の多い箇
所のみとすることも有効であり、他のクラツド層は、従
来技術に準じてステンレス鋼等とされる。
形成する範囲は、原子炉圧力容器lの全部の内表面とす
ることに限定するものではなく、例えば第2図に示した
炉心(中性子照射源)3の回り(ベルトライン)に沿っ
て、環状に形成するようにして、中性子照射量の多い箇
所のみとすることも有効であり、他のクラツド層は、従
来技術に準じてステンレス鋼等とされる。
このようなクラッド層2について検討すると、中性子に
対する全マクロ断而積は、材料によって第2表に示すよ
うに相違する。
対する全マクロ断而積は、材料によって第2表に示すよ
うに相違する。
第2表
クラッド材がステンレス鋼(従来のクラッド層例)の成
分比(重量%)・Fe : 70, Ni : 10、
Cr:20)である場合には、クラツド層の全マクロ断
面積が1.0?2( cm−’ )、クラツド材が第1
表の成分比(重量%)の例えば、Fe:55、NilO
、Cr:25、Rh : 10である場合には、クラツ
ド層2の全マクロ断面積が2.09( cm−’ )で
あると算出される。
分比(重量%)・Fe : 70, Ni : 10、
Cr:20)である場合には、クラツド層の全マクロ断
面積が1.0?2( cm−’ )、クラツド材が第1
表の成分比(重量%)の例えば、Fe:55、NilO
、Cr:25、Rh : 10である場合には、クラツ
ド層2の全マクロ断面積が2.09( cm−’ )で
あると算出される。
また、両クラッド層の厚さが5cmである場合の中性子
通過確率を計算すると、 従来のクラッド層例の中性子通過確率は、exp( −
1.072x O.5 )= 0.585第1表例の
クラッド層2の中性子通過確率は、exp( −2.0
9 x O.5 )= 0.352となる。
通過確率を計算すると、 従来のクラッド層例の中性子通過確率は、exp( −
1.072x O.5 )= 0.585第1表例の
クラッド層2の中性子通過確率は、exp( −2.0
9 x O.5 )= 0.352となる。
したがって、OJ52÷0.585= 0.61である
。
。
これらの計算結果から、第l表に基づく計算例のクラッ
ド層2であると、従来のクラツド層と比較して、中性子
通過量を約60%に減少させることができる。
ド層2であると、従来のクラツド層と比較して、中性子
通過量を約60%に減少させることができる。
つまり、第I図に示すように、中性子照射源3から実線
の矢印で示す中性子照射がなされた場合、クラッド層2
における中性子通過確率は35%程度で、従来のステン
レス鋼によるクラッド層と比較して、中性子通過量を6
0%値まで減少させた状態のものが、鎖線の矢印で示す
ように、容器壁lに到達し、さらに、容器壁1を通過し
たものか破線の矢印で示すように、原子炉圧力容器の外
方に放出されることになる。
の矢印で示す中性子照射がなされた場合、クラッド層2
における中性子通過確率は35%程度で、従来のステン
レス鋼によるクラッド層と比較して、中性子通過量を6
0%値まで減少させた状態のものが、鎖線の矢印で示す
ように、容器壁lに到達し、さらに、容器壁1を通過し
たものか破線の矢印で示すように、原子炉圧力容器の外
方に放出されることになる。
そして、第I表に示すように、Crを適量増量すること
により、クラッド溶接時の溶接性を向上させることがで
き、この場合において、クラッド後の組織のフエライト
量が5%以上となることが確認され、Rhの融点が22
33K’であることと相まって、容器壁2の内面におい
て高温域にさらされるクラッド層の強度を損なうことな
く、かつ、Orを適量含有させることにより耐食性を損
なうことなく、中性子通過量を低減して低合金鋼の保護
を行なうことができる。
により、クラッド溶接時の溶接性を向上させることがで
き、この場合において、クラッド後の組織のフエライト
量が5%以上となることが確認され、Rhの融点が22
33K’であることと相まって、容器壁2の内面におい
て高温域にさらされるクラッド層の強度を損なうことな
く、かつ、Orを適量含有させることにより耐食性を損
なうことなく、中性子通過量を低減して低合金鋼の保護
を行なうことができる。
「発明の効果」
第1の発明に係るクラツド材によって低合金鋼の表面に
クラッド層を形成すると、適量のCrがRh量に見合っ
て配合されているために、クラット溶接時における溶接
性を低下させることなくクラッド層を形成し、耐食性の
向上を図ることができ、かつ、クラッド層における中性
子吸収量を増加させて、低合金鋼の中性子照射脆化を低
減することができる。
クラッド層を形成すると、適量のCrがRh量に見合っ
て配合されているために、クラット溶接時における溶接
性を低下させることなくクラッド層を形成し、耐食性の
向上を図ることができ、かつ、クラッド層における中性
子吸収量を増加させて、低合金鋼の中性子照射脆化を低
減することができる。
第2の発明に係るクラッド層を有する原子炉圧力容器は
、第1の発明のクラツド材によって厚さ5mm以上のク
ラッド層を形成してなるものであるから、第1の発明に
よる作用・効果に加えて、クラッド層の部分の中性子通
過確率が従来のステンレス鋼によるクラッド層と比較し
て著しく低くなり、容器壁の低合金鋼部分の中性子照射
脆化を少なくして、原子炉圧力容器の健全性を確保する
ことができる等の優れた効果を奏する。
、第1の発明のクラツド材によって厚さ5mm以上のク
ラッド層を形成してなるものであるから、第1の発明に
よる作用・効果に加えて、クラッド層の部分の中性子通
過確率が従来のステンレス鋼によるクラッド層と比較し
て著しく低くなり、容器壁の低合金鋼部分の中性子照射
脆化を少なくして、原子炉圧力容器の健全性を確保する
ことができる等の優れた効果を奏する。
第1図は本発明に係るクラツド層を有する原子炉圧力容
器における容器壁部分の拡大断面図、第2図は原子炉圧
力容器の例を示す一部を断面した正面図である。 ■・・・・・・容器壁、 2・・・・・・クラッド層、 3・・・・・・炉心(中性子照射源)、4・・・・・容
器支持構造物。
器における容器壁部分の拡大断面図、第2図は原子炉圧
力容器の例を示す一部を断面した正面図である。 ■・・・・・・容器壁、 2・・・・・・クラッド層、 3・・・・・・炉心(中性子照射源)、4・・・・・容
器支持構造物。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 i、低合金鋼の表面にクラッド処理をするためのクラッ
ド材であって、 Ni:6〜10重量% Cr:12〜30重量% Rh:2〜15重量% Fe:残部 の成分を有することを特徴とするクラッド材。 ii、低合金鋼からなる容器壁の内表面に、請求項i記
載のクラッド材によって厚さ5mm以上のクラッド層を
形成してなることを特徴とするクラッド層を有する原子
炉圧力容器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1234232A JPH0396336A (ja) | 1989-09-08 | 1989-09-08 | クラッド材及びクラッド層を有する原子炉圧力容器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1234232A JPH0396336A (ja) | 1989-09-08 | 1989-09-08 | クラッド材及びクラッド層を有する原子炉圧力容器 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0396336A true JPH0396336A (ja) | 1991-04-22 |
Family
ID=16967763
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1234232A Pending JPH0396336A (ja) | 1989-09-08 | 1989-09-08 | クラッド材及びクラッド層を有する原子炉圧力容器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH0396336A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP1329531A2 (en) * | 1997-09-22 | 2003-07-23 | National Research Institute For Metals | Ferritic heat-resistant steel and method for producing it |
-
1989
- 1989-09-08 JP JP1234232A patent/JPH0396336A/ja active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP1329531A2 (en) * | 1997-09-22 | 2003-07-23 | National Research Institute For Metals | Ferritic heat-resistant steel and method for producing it |
EP1329531A3 (en) * | 1997-09-22 | 2003-07-30 | National Research Institute For Metals | Ferritic heat-resistant steel and method for producing it |
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