JPH05164886A - 原子力プラント用部材の製造方法 - Google Patents
原子力プラント用部材の製造方法Info
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- JPH05164886A JPH05164886A JP3329218A JP32921891A JPH05164886A JP H05164886 A JPH05164886 A JP H05164886A JP 3329218 A JP3329218 A JP 3329218A JP 32921891 A JP32921891 A JP 32921891A JP H05164886 A JPH05164886 A JP H05164886A
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- 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
Abstract
(57)【要約】
【目的】 本発明方法は58Ｃｏの溶出抑制効果の優れた
原子力プラント用部材を得ることを目的とする。 【構成】 溶体化処理後、１０-3〜１０2 Torrの減圧雰
囲気下で加熱処理を行う事により58Ｃｏの溶出抑制効果
及び機械強度に優れた酸化膜を有するＮｉ基析出強化型
合金からなる原子力プラント用部材を得る。
原子力プラント用部材を得ることを目的とする。 【構成】 溶体化処理後、１０-3〜１０2 Torrの減圧雰
囲気下で加熱処理を行う事により58Ｃｏの溶出抑制効果
及び機械強度に優れた酸化膜を有するＮｉ基析出強化型
合金からなる原子力プラント用部材を得る。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力プラント
等の高温水中で使用される部材、特にスペーサースプリ
ング、コイルスプリング、フインガスプリング、チャン
ネルファスナなどの原子力プラント用部材の製造方法に
関する。
等の高温水中で使用される部材、特にスペーサースプリ
ング、コイルスプリング、フインガスプリング、チャン
ネルファスナなどの原子力プラント用部材の製造方法に
関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントの原子炉内で使用す
る部品は、稼動率の向上や安全性の一層の向上を目的と
し、耐食性に優れたものであることが要求される。特に
原子力発電プラントに使用されるスペーサースプリン
グ、コイルスプリング、フインガスプリング、チャンネ
ルファスナなどは、ばね強さや耐食性の観点からＮｉ基
析出強化型合金で構成し、ある一定量の加工率で加工し
た後、溶体化熱処理、時効熱処理を施して使用されてい
る。
る部品は、稼動率の向上や安全性の一層の向上を目的と
し、耐食性に優れたものであることが要求される。特に
原子力発電プラントに使用されるスペーサースプリン
グ、コイルスプリング、フインガスプリング、チャンネ
ルファスナなどは、ばね強さや耐食性の観点からＮｉ基
析出強化型合金で構成し、ある一定量の加工率で加工し
た後、溶体化熱処理、時効熱処理を施して使用されてい
る。
【０００３】ところで原子力発電プラントでは、一層の
向上を目的として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60Ｃｏの低減には、プラ
ントに使用している材料中のコバルト含有量を低減ある
いは合金元素としてコバルトを含まない材料を使用した
り、または高温水蒸気処理するなどの方法がとられてい
る。
向上を目的として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60Ｃｏの低減には、プラ
ントに使用している材料中のコバルト含有量を低減ある
いは合金元素としてコバルトを含まない材料を使用した
り、または高温水蒸気処理するなどの方法がとられてい
る。
【０００４】例えば沸騰水型原子炉用の燃料集合体に具
備されているＮｉ基析出強化型合金のスペーサースプリ
ングはスペーサースプリングの形状に成形された後、真
空中で時効熱処理され、次いでスペーサーに組込まれた
後４００℃、約５気圧の水蒸気中で加熱され、その後、
燃料集合体に使用しているが、この状態の燃料集合体を
原子炉の炉水中で使用した場合には、スペーサースプリ
ングからのＮｉの溶出が多かった。
備されているＮｉ基析出強化型合金のスペーサースプリ
ングはスペーサースプリングの形状に成形された後、真
空中で時効熱処理され、次いでスペーサーに組込まれた
後４００℃、約５気圧の水蒸気中で加熱され、その後、
燃料集合体に使用しているが、この状態の燃料集合体を
原子炉の炉水中で使用した場合には、スペーサースプリ
ングからのＮｉの溶出が多かった。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】そこで、より一層放射
性腐食生成物の低減を計るためには、60Ｃｏの低減の他
中性子の照射場所で使用されるＮｉ基析出強化型合金製
部材から発生する58Ｃｏ（58Ｎｉの核反応を生成され
る）の低減、言い換えると58Ｃｏの炉水中への溶出抑制
が必要となる。また、今後経済性の観点から燃料の高燃
焼度が、進んだ場合には、58Ｃｏの炉水中への溶出抑制
がさらに必要となる。また燃料集合体組立時に直接燃料
被覆管と摺動するスペーサースプリングなどの場合に
は、相手部材の燃料被覆管に損傷を与えることのない凹
凸の少ない表面状態であることが望まれる。しかし高い
酸素分圧や酸化温度で処理した場合には、表面の粒状酸
化物が成長し、表面の凹凸が大きくなるため相手部材の
燃料被覆管に損傷を与える恐れがある。また酸素分圧が
低くなり過ぎると十分な酸化皮膜が形成されず溶出抑制
結果が期待できない。
性腐食生成物の低減を計るためには、60Ｃｏの低減の他
中性子の照射場所で使用されるＮｉ基析出強化型合金製
部材から発生する58Ｃｏ（58Ｎｉの核反応を生成され
る）の低減、言い換えると58Ｃｏの炉水中への溶出抑制
が必要となる。また、今後経済性の観点から燃料の高燃
焼度が、進んだ場合には、58Ｃｏの炉水中への溶出抑制
がさらに必要となる。また燃料集合体組立時に直接燃料
被覆管と摺動するスペーサースプリングなどの場合に
は、相手部材の燃料被覆管に損傷を与えることのない凹
凸の少ない表面状態であることが望まれる。しかし高い
酸素分圧や酸化温度で処理した場合には、表面の粒状酸
化物が成長し、表面の凹凸が大きくなるため相手部材の
燃料被覆管に損傷を与える恐れがある。また酸素分圧が
低くなり過ぎると十分な酸化皮膜が形成されず溶出抑制
結果が期待できない。
【０００６】本発明は、上記事情に鑑み種々の実験、研
究の結果完成されたもので、本発明者等は、低酸素雰囲
気下の酸化処理法で材料表面に耐食性保護皮膜を形成
し、Ｎｉ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58Ｎｉが58Ｃｏとなっても炉
水中への腐食速度が小さく炉水中への放射性腐食生成物
の増加が抑制される原子力プラント用として好適な部材
を提供することを目的とするものである。
究の結果完成されたもので、本発明者等は、低酸素雰囲
気下の酸化処理法で材料表面に耐食性保護皮膜を形成
し、Ｎｉ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58Ｎｉが58Ｃｏとなっても炉
水中への腐食速度が小さく炉水中への放射性腐食生成物
の増加が抑制される原子力プラント用として好適な部材
を提供することを目的とするものである。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明はＮｉ基析出強化
型合金で構成された原子炉用部材の製造方法において、
溶体化処理後１０-3〜１０2 Torrの減圧雰囲気下で加熱
処理を施し、時効硬化処理及び酸化皮膜形成処理を行う
工程を具備した原子力プラント用部材の製造方法であ
り、表面に特定のＮｉ、Ｃｒ、Ｆｅ等を主体とした酸化
物を形成するものである。ここでＮｉ基析出強化型合金
とは、Ni：45〜80％、Ｃ：＜0.1％、Mn：＜0.35％、C
r：14〜23％、Mo：＜3.5 ％、Nb：＜0.5 〜5.5 ％、T
i：＜0.5 〜3.0 ％、Al：＜２％、Si：＜0.5％、Fe：＜
25％の合金組成（重量％）有するものである。この組成
の合金は、時効熱処理を行うことによりＡｌはＮｉ3 Ａ
ｌの金属間化合物を形成し、ＴｉはＮｉ3 Ｔｉの金属間
化合物を形成する。Ｎｂ、Ｍｏは炭化物を形成して、こ
れらがそれぞれ基地の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。
型合金で構成された原子炉用部材の製造方法において、
溶体化処理後１０-3〜１０2 Torrの減圧雰囲気下で加熱
処理を施し、時効硬化処理及び酸化皮膜形成処理を行う
工程を具備した原子力プラント用部材の製造方法であ
り、表面に特定のＮｉ、Ｃｒ、Ｆｅ等を主体とした酸化
物を形成するものである。ここでＮｉ基析出強化型合金
とは、Ni：45〜80％、Ｃ：＜0.1％、Mn：＜0.35％、C
r：14〜23％、Mo：＜3.5 ％、Nb：＜0.5 〜5.5 ％、T
i：＜0.5 〜3.0 ％、Al：＜２％、Si：＜0.5％、Fe：＜
25％の合金組成（重量％）有するものである。この組成
の合金は、時効熱処理を行うことによりＡｌはＮｉ3 Ａ
ｌの金属間化合物を形成し、ＴｉはＮｉ3 Ｔｉの金属間
化合物を形成する。Ｎｂ、Ｍｏは炭化物を形成して、こ
れらがそれぞれ基地の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。
【０００８】また、本発明方法によればＮｉ基析出強化
型合金の素材表面に結晶性が良く、高温高圧水への溶解
度の小さいＮｉＦｅ2 Ｏ4 と金属イオンの拡散を妨げる
効果のあるＣｒ2 Ｏ3 の保護膜を二層構造に形成するこ
とができる。またこの酸化物層には、Ｎｉ基析出強化型
合金の構成元素に起因したＮｉＯ、Ｆｅ3 Ｏ4 、γ−Ｆ
ｅ2 Ｏ3 、ＴｉＯ、ＴｉＯ2 等の酸化物からなる析出物
が含有されている。この酸化物層の厚さは、薄すぎると
58Ｃｏの溶出抑制の効果が少なく、厚すぎると部材の材
料特性が低下するため、好ましくは１０００〜８０００
オングストローム、特に好ましくは２０００〜５０００
オングストロームである。
型合金の素材表面に結晶性が良く、高温高圧水への溶解
度の小さいＮｉＦｅ2 Ｏ4 と金属イオンの拡散を妨げる
効果のあるＣｒ2 Ｏ3 の保護膜を二層構造に形成するこ
とができる。またこの酸化物層には、Ｎｉ基析出強化型
合金の構成元素に起因したＮｉＯ、Ｆｅ3 Ｏ4 、γ−Ｆ
ｅ2 Ｏ3 、ＴｉＯ、ＴｉＯ2 等の酸化物からなる析出物
が含有されている。この酸化物層の厚さは、薄すぎると
58Ｃｏの溶出抑制の効果が少なく、厚すぎると部材の材
料特性が低下するため、好ましくは１０００〜８０００
オングストローム、特に好ましくは２０００〜５０００
オングストロームである。
【０００９】ここで本発明に係わる原子力プラント用部
材の限定理由について説明すると、溶体化処理後の加熱
処理の減圧雰囲気を１０-3Torr以上、１０2 Torr以下と
したのは、１０2 Torrを超えると酸化皮膜表面に粗大な
酸化物粒子が生成し、この酸化物が燃料集合体等の組立
て時に燃料被覆管等が損傷を受け易くなるためであり、
また、１０-3未満の高真空度にするとＮｉの溶出を抑制
するのに充分な酸化膜が形成されない為である。なお実
用上はさらに１０-3〜１０Torrとすることが好ましい。
材の限定理由について説明すると、溶体化処理後の加熱
処理の減圧雰囲気を１０-3Torr以上、１０2 Torr以下と
したのは、１０2 Torrを超えると酸化皮膜表面に粗大な
酸化物粒子が生成し、この酸化物が燃料集合体等の組立
て時に燃料被覆管等が損傷を受け易くなるためであり、
また、１０-3未満の高真空度にするとＮｉの溶出を抑制
するのに充分な酸化膜が形成されない為である。なお実
用上はさらに１０-3〜１０Torrとすることが好ましい。
【００１０】また、この加熱処理を行う際の温度範囲を
６００〜７３０℃とした場合には、原子力プラントへの
Ｎｉ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58Ｃｏが低減し定期点検や補修時の作業が
容易となり原子力プラントの稼動率の向上が可能とな
る。
６００〜７３０℃とした場合には、原子力プラントへの
Ｎｉ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58Ｃｏが低減し定期点検や補修時の作業が
容易となり原子力プラントの稼動率の向上が可能とな
る。
【００１１】なお熱処理温度を６００〜７３０℃とした
理由は６００℃未満では十分な機械的性質が得られない
場合があり、またＮｉの溶出を抑制するには十分な酸化
皮膜が形成されにくくなることによるものであり、熱処
理温度を７３０℃以下とした理由は、それを越えた温度
で加熱すると材料が過時効となり機械的性質が劣化する
場合があることによる。なお、加熱処理の処理時間は適
宜設定されるが、強度及び健全な酸化膜形成の点では５
〜２５時間で行うことが好ましい。
理由は６００℃未満では十分な機械的性質が得られない
場合があり、またＮｉの溶出を抑制するには十分な酸化
皮膜が形成されにくくなることによるものであり、熱処
理温度を７３０℃以下とした理由は、それを越えた温度
で加熱すると材料が過時効となり機械的性質が劣化する
場合があることによる。なお、加熱処理の処理時間は適
宜設定されるが、強度及び健全な酸化膜形成の点では５
〜２５時間で行うことが好ましい。
【００１２】
【作用】従来の溶体化処理状態の原子力プラント用部材
を時効処理後、高温水蒸気処理し、そのままの状態で原
子力プラントの炉水中に使用した場合スプリングからの
60Ｃｏ、58Ｃｏの発生は多いが、本発明方法により形成
されるＮｉＦｅ2 Ｏ4 、Ｃｒ2 Ｏ3 の２層構造からなる
酸化物は、従来のものに比べて結晶性が良く58Ｃｏの溶
出抑制効果も大きい。またこの酸化物を設けても機械的
特性を損なわずスプリング等として使用できる。このこ
とから信頼性も向上し、定期点検や補修時の部品交換作
業が容易となり、原子力発電プラントの稼動率の向上が
可能となる。
を時効処理後、高温水蒸気処理し、そのままの状態で原
子力プラントの炉水中に使用した場合スプリングからの
60Ｃｏ、58Ｃｏの発生は多いが、本発明方法により形成
されるＮｉＦｅ2 Ｏ4 、Ｃｒ2 Ｏ3 の２層構造からなる
酸化物は、従来のものに比べて結晶性が良く58Ｃｏの溶
出抑制効果も大きい。またこの酸化物を設けても機械的
特性を損なわずスプリング等として使用できる。このこ
とから信頼性も向上し、定期点検や補修時の部品交換作
業が容易となり、原子力発電プラントの稼動率の向上が
可能となる。
【００１３】
【実施例】以下に本発明の実施例を説明する。
【００１４】現在ＢＷＲプラントのスペーサースプリン
グ、コイルスプリング、ジェットポンプビームなどの原
子力部材として使用されているＮｉ基析出強化型合金
（通称インコネルＸ−７５０）の溶体化熱処理を施した
板材を用意した。次いでこの板材から厚さ０．５mm、幅
１０mm、長さ１５mm、の試験片を採取し表面をバフ研磨
後アセトンで脱脂した。なお供試材の化学組成は、重量
％でCr：15.17 ％、Fe：6.21％、Ti：2.55％、Co：0.00
3 ％、Mn：0.78％、Nd：1.01％、Al：0.75％、Ｃ：0.05
％、Si：0.26％、Cu：0.01％、Ｓ:0.003％、残部Ｎｉで
あった。引き続いてこの試験片を表１に示す如き加熱処
理条件により時効硬化処理と酸化皮膜形成処理の熱処理
を施した。その後、この試験片を内径３０mm、外径４０
mm、長さ２２０mmのテフロン製試験管に純水１００mlと
ともに挿入し、これをオートクレーブ中に入れ脱気し、
溶存酸素量を０．２ppm 以下とした後２８８℃に加熱
し、５時間浸漬試験を行ない試験後、テフロン試験管内
の浸漬水に溶出したＮｉ量を分析した。なおこの操作
は、数回繰り返して行い、表２に２５時間浸漬後のＮｉ
溶出量を示す。また表１に示す条件で時効効果処理と酸
化皮膜形成処理の熱処理を施した試験片を用いＪＩＳ
Ｈ３１３０に準じたモーメント式試験により常温におけ
るばね限界値（Ｋｂ0.075 ）を調べ、常温における引張
り特性は、ＪＩＳ１３Ｂ号試験片を用いて調べた。なお
測定結果を比較材の測定結果と併せて表２に示す。
グ、コイルスプリング、ジェットポンプビームなどの原
子力部材として使用されているＮｉ基析出強化型合金
（通称インコネルＸ−７５０）の溶体化熱処理を施した
板材を用意した。次いでこの板材から厚さ０．５mm、幅
１０mm、長さ１５mm、の試験片を採取し表面をバフ研磨
後アセトンで脱脂した。なお供試材の化学組成は、重量
％でCr：15.17 ％、Fe：6.21％、Ti：2.55％、Co：0.00
3 ％、Mn：0.78％、Nd：1.01％、Al：0.75％、Ｃ：0.05
％、Si：0.26％、Cu：0.01％、Ｓ:0.003％、残部Ｎｉで
あった。引き続いてこの試験片を表１に示す如き加熱処
理条件により時効硬化処理と酸化皮膜形成処理の熱処理
を施した。その後、この試験片を内径３０mm、外径４０
mm、長さ２２０mmのテフロン製試験管に純水１００mlと
ともに挿入し、これをオートクレーブ中に入れ脱気し、
溶存酸素量を０．２ppm 以下とした後２８８℃に加熱
し、５時間浸漬試験を行ない試験後、テフロン試験管内
の浸漬水に溶出したＮｉ量を分析した。なおこの操作
は、数回繰り返して行い、表２に２５時間浸漬後のＮｉ
溶出量を示す。また表１に示す条件で時効効果処理と酸
化皮膜形成処理の熱処理を施した試験片を用いＪＩＳ
Ｈ３１３０に準じたモーメント式試験により常温におけ
るばね限界値（Ｋｂ0.075 ）を調べ、常温における引張
り特性は、ＪＩＳ１３Ｂ号試験片を用いて調べた。なお
測定結果を比較材の測定結果と併せて表２に示す。
【００１５】なお、実施例２及び３は時効硬化処理と酸
化皮膜形成処理とを同時に行った場合の例であり、また
実施例１は従来の溶体化処理を行ない数時間の時効硬化
処理を行った後に本発明に係わる加熱処理を行った場合
である。
化皮膜形成処理とを同時に行った場合の例であり、また
実施例１は従来の溶体化処理を行ない数時間の時効硬化
処理を行った後に本発明に係わる加熱処理を行った場合
である。
【００１６】
【表１】
【００１７】
【表２】
【００１８】
【発明の効果】以上説明したように、本発明方法で製造
された原子力プラント用部材は、スプリングとしてのば
ね限界値や機械的特性値を損なわず、なおかつ58Ｃｏの
溶出が抑制されることから定期点検や補修時の作業が容
易になる。このことから原子力発電プラントの稼動率の
向上が計れるなど、顕著な効果を発揮する。
された原子力プラント用部材は、スプリングとしてのば
ね限界値や機械的特性値を損なわず、なおかつ58Ｃｏの
溶出が抑制されることから定期点検や補修時の作業が容
易になる。このことから原子力発電プラントの稼動率の
向上が計れるなど、顕著な効果を発揮する。
Claims (1)
- 【請求項１】 Ｎｉ基析出強化型合金で構成された原子
力プラント用部材の製造方法において、溶体化処理後、
１０-3〜１０2 Torrの減圧雰囲気下で加熱処理を施し、
時効硬化処理及び酸化皮膜形成処理を行うことを特徴と
した原子力プラント用部材の製造方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3329218A JP2535114B2 (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子力プラント用部材の製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3329218A JP2535114B2 (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子力プラント用部材の製造方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05164886A true JPH05164886A (ja) | 1993-06-29 |
| JP2535114B2 JP2535114B2 (ja) | 1996-09-18 |
Family
ID=18218976
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3329218A Expired - Lifetime JP2535114B2 (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子力プラント用部材の製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2535114B2 (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1647609A1 (en) * | 2004-10-13 | 2006-04-19 | Sumitomo Metal Industries, Ltd. | A method of producing a NI based alloy |
| JP2007224372A (ja) * | 2006-02-24 | 2007-09-06 | Sumitomo Metal Ind Ltd | 含Ｃｒニッケル基合金管の製造方法 |
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| WO2009145708A1 (en) * | 2008-05-28 | 2009-12-03 | Westinghouse Electric Sweden Ab | A spacer grid |
| WO2010071017A1 (ja) | 2008-12-15 | 2010-06-24 | 株式会社東芝 | ジェットポンプビームおよびその製造方法 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0336255A (ja) * | 1989-06-30 | 1991-02-15 | Hitachi Ltd | 原子力プラント燃料用スプリング |
| JPH0361345A (ja) * | 1989-07-28 | 1991-03-18 | Sumitomo Metal Ind Ltd | Ｎｉ基合金製熱間工具及びその熱間工具の後処理方法 |
-
1991
- 1991-12-13 JP JP3329218A patent/JP2535114B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
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| WO2009145708A1 (en) * | 2008-05-28 | 2009-12-03 | Westinghouse Electric Sweden Ab | A spacer grid |
| US8958523B2 (en) | 2008-05-28 | 2015-02-17 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Spacer grid |
| WO2010071017A1 (ja) | 2008-12-15 | 2010-06-24 | 株式会社東芝 | ジェットポンプビームおよびその製造方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2535114B2 (ja) | 1996-09-18 |
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