JPH0631801B2 - 核燃料再処理プラント - Google Patents
核燃料再処理プラントInfo
- Publication number
- JPH0631801B2 JPH0631801B2 JP135586A JP135586A JPH0631801B2 JP H0631801 B2 JPH0631801 B2 JP H0631801B2 JP 135586 A JP135586 A JP 135586A JP 135586 A JP135586 A JP 135586A JP H0631801 B2 JPH0631801 B2 JP H0631801B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- corrosion
- nitric acid
- stainless steel
- reprocessing plant
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
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- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子炉での使用済核燃料再処理プラントに係
り、特に多様な腐食損傷による破損の恐れを極力低減し
た核燃料再処理プラントに関する。
り、特に多様な腐食損傷による破損の恐れを極力低減し
た核燃料再処理プラントに関する。
核燃料再処理プラントは核燃料資源を有効利用し、かつ
有害な放射性物質を分離貯蔵する上で不可欠である。現
在実用化されている該プラントの多くは、(1)使用済燃
料棒の細断、(2)硝酸溶液による燃料の溶解、(3)溶液か
らのＵ及びPuの抽出・分離、(4)Ｕ燃料及びPu燃料の精
製、からなる主工程と、(5)上記(3)及び(4)より回収さ
れる硝酸溶液を再生し、上記(2)へリサイクルさせる酸
回収工程、さらに、(6)各工程より生ずる放射性廃液を
濃縮し、冷却貯蔵する工程を含んでいる。(2)〜(6)の工
程を構成する反応・貯蔵容器、配管等の多くはプロセス
媒体である各種濃度、温度の硝酸溶液に接するため、従
来プラントにおいても耐硝酸腐食性を考慮した材料選定
並びに設計がなされている。特に材料としてはCrやNiを
多く含有し、かつ低Ｃ化とNb添加により安定化（固溶Ｃ
をNbにより補捉し、Cr炭化物の析出による鋭敏化、即ち
耐粒界腐食性の低下を防止すること）をはかった25Cr−
20Ni系ステンレス鋼や、高Si化により重金属イオンを含
む硝酸溶液中での耐粒界腐食性を高めた17Cr−14Ni−４
Si系ステンレス鋼あるいはZrやTi合金などが上記部材と
して有力視されている。
有害な放射性物質を分離貯蔵する上で不可欠である。現
在実用化されている該プラントの多くは、(1)使用済燃
料棒の細断、(2)硝酸溶液による燃料の溶解、(3)溶液か
らのＵ及びPuの抽出・分離、(4)Ｕ燃料及びPu燃料の精
製、からなる主工程と、(5)上記(3)及び(4)より回収さ
れる硝酸溶液を再生し、上記(2)へリサイクルさせる酸
回収工程、さらに、(6)各工程より生ずる放射性廃液を
濃縮し、冷却貯蔵する工程を含んでいる。(2)〜(6)の工
程を構成する反応・貯蔵容器、配管等の多くはプロセス
媒体である各種濃度、温度の硝酸溶液に接するため、従
来プラントにおいても耐硝酸腐食性を考慮した材料選定
並びに設計がなされている。特に材料としてはCrやNiを
多く含有し、かつ低Ｃ化とNb添加により安定化（固溶Ｃ
をNbにより補捉し、Cr炭化物の析出による鋭敏化、即ち
耐粒界腐食性の低下を防止すること）をはかった25Cr−
20Ni系ステンレス鋼や、高Si化により重金属イオンを含
む硝酸溶液中での耐粒界腐食性を高めた17Cr−14Ni−４
Si系ステンレス鋼あるいはZrやTi合金などが上記部材と
して有力視されている。
しかしながら、ここで更に考慮すべき点は、核燃料再処
理プラントの多くの機器構成材が強い放射線、特にγ線
の照射場にさらされることである。従来プラントにおい
てはその材料選定において、前記鋭敏化や重金属イオン
含有硝酸溶液の腐食性に基づく粒界腐食に対して配慮が
なされている反面、γ線照射場での硝酸腐食に関しては
何ら考慮されていない点に問題が残されていた。また、
17Cr−14Ni−４Si系鋼やZr、Ti合金などについては溶接
時の高温割れ性、あるいは異材との溶接性に難点を残し
ている。
理プラントの多くの機器構成材が強い放射線、特にγ線
の照射場にさらされることである。従来プラントにおい
てはその材料選定において、前記鋭敏化や重金属イオン
含有硝酸溶液の腐食性に基づく粒界腐食に対して配慮が
なされている反面、γ線照射場での硝酸腐食に関しては
何ら考慮されていない点に問題が残されていた。また、
17Cr−14Ni−４Si系鋼やZr、Ti合金などについては溶接
時の高温割れ性、あるいは異材との溶接性に難点を残し
ている。
本発明の目的は、核燃料再処理プラントにおいて必然的
に付帯する強いγ線照射下における硝酸腐食に関して、
腐食損傷のリスクを極力低減させた該プラントを提供す
ることにある。
に付帯する強いγ線照射下における硝酸腐食に関して、
腐食損傷のリスクを極力低減させた該プラントを提供す
ることにある。
本発明者らは各種ステンレス鋼の耐食性に関与する再処
理プラントの環境要因について詳細な評価を行い、次の
ような現象面の特徴を見出した。
理プラントの環境要因について詳細な評価を行い、次の
ような現象面の特徴を見出した。
(1)ステンレス鋼は核分裂生成物あるいは腐食溶出物と
してRu、Ce、Crなどの重金属イオンを含む沸騰硝酸溶液
中において硝酸濃度が約５Ｎ以上になると激しい粒界腐
食を生じ得る。
してRu、Ce、Crなどの重金属イオンを含む沸騰硝酸溶液
中において硝酸濃度が約５Ｎ以上になると激しい粒界腐
食を生じ得る。
(2)ステンレス鋼は約２Ｎ以上の硝酸溶液中において、1
04R/h以上のγ線照射により腐食が加速され、特に前記
重金属イオンが共存する場合は粒界腐食が顕著に加速さ
れる。
04R/h以上のγ線照射により腐食が加速され、特に前記
重金属イオンが共存する場合は粒界腐食が顕著に加速さ
れる。
(3)25Cr−20Ni系ステンレス鋼や18Cr−８Ni系ステンレ
ス鋼は上記(1)、(2)の腐食に対して感受性を有するが、
とくに溶接性を損なわない程度のSi、即ち１〜1.5 ％程
度のSiを含有する場合は耐食性が明らかに高い。
ス鋼は上記(1)、(2)の腐食に対して感受性を有するが、
とくに溶接性を損なわない程度のSi、即ち１〜1.5 ％程
度のSiを含有する場合は耐食性が明らかに高い。
(4)25Cr−20Ni系ステンレス鋼の耐食性は特に最終熱処
理温度を900 〜1,100 ℃の範囲とした場合に高くなる。
理温度を900 〜1,100 ℃の範囲とした場合に高くなる。
(5)25Cr−20Ni系ステンレス鋼はＣ含有量が高すぎると
前記鋭敏化に基づく粒界腐食を生じやすく、逆にＣ含有
量が低すぎると前記重金属イオン含有硝酸溶液による粒
界腐食を生じやすくなる傾向であり、Ｃが0.01〜0.03％
の場合に耐食性が最も安定している。
前記鋭敏化に基づく粒界腐食を生じやすく、逆にＣ含有
量が低すぎると前記重金属イオン含有硝酸溶液による粒
界腐食を生じやすくなる傾向であり、Ｃが0.01〜0.03％
の場合に耐食性が最も安定している。
なお、上記ステンレス鋼の溶接性はSiが約1.5％以下で
あれば良好である。
あれば良好である。
(1)については重金属イオンを含む濃硝酸中ではステン
レス鋼の腐食電位が過不働態域まで上昇するために、前
記鋭敏化にはよらず粒界腐食を生じることが知られてい
る。この腐食に対してはステンレス鋼のSi含有量が重要
な役割を果たすことも示されている。例えばアーミジョ
の研究(J.S.Armijo:Corrosion 、Vol 、24(1968)P 、2
4)によればSi量が0.1 〜２％のFe−14％Cr−14％Ni系ス
テンレス鋼は上記の粒界腐食を生ずるが、この範囲以外
のSi含有材は耐食性が良いとされている。前記17Cr−14
Ni−４Si系鋼はこのような観点より高Si材として開発さ
れたと考えられる。しかし高Si鋼には溶接時の高温割れ
防止のため特殊な技術が必要となることから、本発明者
らはより低Si側の材料について検討を加えた。その結
果、上記アーミジョが用いた鋼より高Cr含有量の18Cr−
８Ni系や25Cr−20Ni系鋼等のオーステナイト系ステンレ
ス鋼においてはSiが１〜1.5 ％程度含有されておれば上
記の過不働態粒界腐食に対する抵抗が高く、溶接に際し
ても何ら問題がないことを明らかにした。この場合、Si
が１％未満では耐食性が急激に低下し、１．５％を超え
ると溶接時の耐高温割れ性が低下する。
レス鋼の腐食電位が過不働態域まで上昇するために、前
記鋭敏化にはよらず粒界腐食を生じることが知られてい
る。この腐食に対してはステンレス鋼のSi含有量が重要
な役割を果たすことも示されている。例えばアーミジョ
の研究(J.S.Armijo:Corrosion 、Vol 、24(1968)P 、2
4)によればSi量が0.1 〜２％のFe−14％Cr−14％Ni系ス
テンレス鋼は上記の粒界腐食を生ずるが、この範囲以外
のSi含有材は耐食性が良いとされている。前記17Cr−14
Ni−４Si系鋼はこのような観点より高Si材として開発さ
れたと考えられる。しかし高Si鋼には溶接時の高温割れ
防止のため特殊な技術が必要となることから、本発明者
らはより低Si側の材料について検討を加えた。その結
果、上記アーミジョが用いた鋼より高Cr含有量の18Cr−
８Ni系や25Cr−20Ni系鋼等のオーステナイト系ステンレ
ス鋼においてはSiが１〜1.5 ％程度含有されておれば上
記の過不働態粒界腐食に対する抵抗が高く、溶接に際し
ても何ら問題がないことを明らかにした。この場合、Si
が１％未満では耐食性が急激に低下し、１．５％を超え
ると溶接時の耐高温割れ性が低下する。
前記(2)についてはステンレス鋼の硝酸腐食に及ぼすγ
線照射効果を扱った研究の前例を見ないが、本発明者ら
は硝酸濃度とγ線照射量率の組み合わせによっては腐食
の加速があり得ることを見出した。即ち、硝酸単独の場
合、その濃度が希薄か、あるいは照射線量率が103R/hオ
ーダであればステンレス鋼は不働態を保ち耐食的である
が、約２Ｎ以上の硝酸濃度でかつ照射線量率が104R/h以
上となると全面腐食量が増大する。更に硝酸溶液が前記
Ruなどの重金属イオンを含む場合はやはり104R/h以上の
γ線照射により過不働態粒界腐食が促進される。このよ
うな現象を明確に説明できるメカニズムは明らかでない
が、硝酸中で形成されるステンレス鋼の不働態皮膜のイ
オン伝導性あるいは電子伝導性に対してγ線が影響を及
ぼすためと考えられる。しかしこのような環境条件下に
あっても上記の１〜1.5 ％Si含有ステンレス鋼は耐食性
が良好で、特に25Cr−20Ni系鋼はγ線照射による腐食の
加速が極めて小さい。
線照射効果を扱った研究の前例を見ないが、本発明者ら
は硝酸濃度とγ線照射量率の組み合わせによっては腐食
の加速があり得ることを見出した。即ち、硝酸単独の場
合、その濃度が希薄か、あるいは照射線量率が103R/hオ
ーダであればステンレス鋼は不働態を保ち耐食的である
が、約２Ｎ以上の硝酸濃度でかつ照射線量率が104R/h以
上となると全面腐食量が増大する。更に硝酸溶液が前記
Ruなどの重金属イオンを含む場合はやはり104R/h以上の
γ線照射により過不働態粒界腐食が促進される。このよ
うな現象を明確に説明できるメカニズムは明らかでない
が、硝酸中で形成されるステンレス鋼の不働態皮膜のイ
オン伝導性あるいは電子伝導性に対してγ線が影響を及
ぼすためと考えられる。しかしこのような環境条件下に
あっても上記の１〜1.5 ％Si含有ステンレス鋼は耐食性
が良好で、特に25Cr−20Ni系鋼はγ線照射による腐食の
加速が極めて小さい。
本発明は以上の研究上の知見に基づいて達成されたもの
で、核燃料再処理プラント特有の環境条件において十分
な耐食性を有する鋼材を要所に用いることにより、腐食
損傷の懸念を極力低減したプラントが得られる。
で、核燃料再処理プラント特有の環境条件において十分
な耐食性を有する鋼材を要所に用いることにより、腐食
損傷の懸念を極力低減したプラントが得られる。
ここで用いるべき鋼材の最重要点はSiを約１〜1.5 ％含
有するオーステナイト系ステンレス鋼である点であり、
前記オーステナイト系ステンレス鋼としては18Cr−８Ni
系鋼であってもよい。しかし本発明の効果をより十分に
発揮させる上では次の点を満たす鋼が好適である。
有するオーステナイト系ステンレス鋼である点であり、
前記オーステナイト系ステンレス鋼としては18Cr−８Ni
系鋼であってもよい。しかし本発明の効果をより十分に
発揮させる上では次の点を満たす鋼が好適である。
（ａ）Crは全面腐食を防止する上で最も有効な元素であ
り、約24％以上で極めて耐食性を高める。
り、約24％以上で極めて耐食性を高める。
しかしCrが多量になり過ぎるとオーステナイト相が不安
定となりフェライト相を生じ、前記過不働態腐食の点で
有害となるためその上限は約26％である。
定となりフェライト相を生じ、前記過不働態腐食の点で
有害となるためその上限は約26％である。
（ｂ）NiはCrを高めたことによるオーステナイト相の不
安定化をバランスするために19％以上が望ましい。しか
しNiが過剰になると溶接時の耐高温割れ性が低下するの
でその上限は22％である。
安定化をバランスするために19％以上が望ましい。しか
しNiが過剰になると溶接時の耐高温割れ性が低下するの
でその上限は22％である。
（ｃ）Ｃは溶接などの熱影響でCr炭化物となって粒界に
析出し、鋭敏化をもたらすので制限する必要がある。鋭
敏化抵抗の点でその上限は0.03％である。しかし、同時
に微量のCr炭化物は過不働態粒界腐食の一原因であると
ころの微量不純物元素を捕獲する点で有為でもあるの
で、Ｃは0.01％程度以上は許容すべきである。
析出し、鋭敏化をもたらすので制限する必要がある。鋭
敏化抵抗の点でその上限は0.03％である。しかし、同時
に微量のCr炭化物は過不働態粒界腐食の一原因であると
ころの微量不純物元素を捕獲する点で有為でもあるの
で、Ｃは0.01％程度以上は許容すべきである。
（ｄ）以上の元素以外については、脱硫黄並びに溶接性
の上で必要な１〜２％のMn、及び前記Siを除き、実質的
に残余はFeであり、耐食性上の有害不純物であるＰ及び
Ｓは極力低減することが望ましい。
の上で必要な１〜２％のMn、及び前記Siを除き、実質的
に残余はFeであり、耐食性上の有害不純物であるＰ及び
Ｓは極力低減することが望ましい。
（ｅ）鋭敏化を避けるために鋼の最終熱処理温度は900
℃以上とするのが好ましい。但し、この温度が高すぎる
と不純物元素の非平衡偏析により耐過不働態腐食性が低
下するのでその上限は1,100 ℃が好ましい。
℃以上とするのが好ましい。但し、この温度が高すぎる
と不純物元素の非平衡偏析により耐過不働態腐食性が低
下するのでその上限は1,100 ℃が好ましい。
本発明のプラントは硝酸濃度が２Ｎ以上でかつγ線照射
線量率が104R/h以上の環境に接する反応・貯蔵容器並び
に配管等の全部または一部を上記のオーステナイト系ス
テンレス鋼により構成させた点が特徴である。プラント
の仕様により該環境条件が分布の変わり得るが、少なく
とも、燃料溶解槽、酸回収蒸発器、高レベル廃液濃縮器
及び高レベル廃液貯蔵タンクの各機器の全部または一部
は上記鋼により構成する必要がある。
線量率が104R/h以上の環境に接する反応・貯蔵容器並び
に配管等の全部または一部を上記のオーステナイト系ス
テンレス鋼により構成させた点が特徴である。プラント
の仕様により該環境条件が分布の変わり得るが、少なく
とも、燃料溶解槽、酸回収蒸発器、高レベル廃液濃縮器
及び高レベル廃液貯蔵タンクの各機器の全部または一部
は上記鋼により構成する必要がある。
第１表は試験に用いたステンレス鋼の成分を示す。試料
Ａ及びＥは本発明で用いるステンレス鋼であり、試料
Ｂ、Ｃ、Ｄは比較例である。Ｐ及びＳは各材料において
それぞれ0.008〜0.03％及び0.002 〜0.007 ％の範囲で
あった。試験片は厚さ３mmの短冊型で、各素材を所定の
熱処理した後空冷し、その後、採取した。腐食試験は硝
酸濃度及び六価クロムの有無の影響を調べられるよう調
合した溶液を沸騰させた中に試験片を100 時間浸漬し、
腐食による重量減を測定して腐食減肉量を求めた。γ線
照射の影響の評価にはコバルト60の線減を用い、上記腐
食試験において10３〜105R/hの照射を行った。
Ａ及びＥは本発明で用いるステンレス鋼であり、試料
Ｂ、Ｃ、Ｄは比較例である。Ｐ及びＳは各材料において
それぞれ0.008〜0.03％及び0.002 〜0.007 ％の範囲で
あった。試験片は厚さ３mmの短冊型で、各素材を所定の
熱処理した後空冷し、その後、採取した。腐食試験は硝
酸濃度及び六価クロムの有無の影響を調べられるよう調
合した溶液を沸騰させた中に試験片を100 時間浸漬し、
腐食による重量減を測定して腐食減肉量を求めた。γ線
照射の影響の評価にはコバルト60の線減を用い、上記腐
食試験において10３〜105R/hの照射を行った。
第２表は試験結果を示す。硝酸が1.5 Ｎの場合及びγ線
照射線量率が２×103R/hの場合はいずれの材料も良好な
耐食性を示した。硝酸が３Ｎの場合は２×105R/hのγ線
照射が加わると試料Ｂ、Ｃ及びＤの腐食減肉量が増大し
ているのに対して試料Ａ及びＥは小さい腐食減肉量にと
どまっている。また硝酸が５Ｎで４g/の六価クロムを
含む場合は、３×104R/hの照射下で全体に腐食減肉量が
増大しているが、試料Ａの1,050 ℃最終熱処理を施した
ものはなお良好な耐食性を示している。
照射線量率が２×103R/hの場合はいずれの材料も良好な
耐食性を示した。硝酸が３Ｎの場合は２×105R/hのγ線
照射が加わると試料Ｂ、Ｃ及びＤの腐食減肉量が増大し
ているのに対して試料Ａ及びＥは小さい腐食減肉量にと
どまっている。また硝酸が５Ｎで４g/の六価クロムを
含む場合は、３×104R/hの照射下で全体に腐食減肉量が
増大しているが、試料Ａの1,050 ℃最終熱処理を施した
ものはなお良好な耐食性を示している。
耐食性が乏しかった試料Ｂ、Ｃ及びＤはいずれもSiが１
％未満のものである。試料Ａ及びＥはSiが１〜1.5 ％の
本発明材で耐食性が良好であった。しかし最も好適な材
料は約25％Crと約20％Niを含む試料Ａの1,050 ℃溶体化
材であった。
％未満のものである。試料Ａ及びＥはSiが１〜1.5 ％の
本発明材で耐食性が良好であった。しかし最も好適な材
料は約25％Crと約20％Niを含む試料Ａの1,050 ℃溶体化
材であった。
〔発明の効果〕 以上のとおり本発明によればγ線照射により加速された
硝酸腐食環境においても、腐食損傷が抑制された核燃料
再処理プラントを得ることができる。
硝酸腐食環境においても、腐食損傷が抑制された核燃料
再処理プラントを得ることができる。
Claims (3)
- 【請求項１】硝酸溶液により使用済核燃料を溶解し、化
学的分離工程により核燃料として有効な物質を抽出する
系統とともに、溶解に用いた硝酸溶液を回収、浄化して
再使用するための系統、並びに各工程より生じた放射性
廃液を濃縮・貯蔵する系統を有する核燃料再処理プラン
トにおいて、硝酸濃度２規定以上の溶液に接し、かつ10
4R/h以上のγ線照射場にさらされる機器の構造材が18〜
26％のCr、８〜22％のNi、１〜２％のMn、1.0 〜1.5 ％
のSi、0.01〜0.03のＣを含み、残余が主としてFeのオー
ステナイト系ステンレス鋼であることを特徴とする核燃
料再処理プラント。 - 【請求項２】オーステナイト系ステンレス鋼におけるCr
が24〜26％、Niが19〜22％であることを特徴とする特許
請求の範囲第１項記載の核燃料再処理プラント。 - 【請求項３】オーステナイト系ステンレス鋼が約900 ℃
から1,100 ℃の範囲において最終熱処理され、空冷以上
の速度で急冷された鋼であることを特徴とする特許請求
の範囲第２項記載の核燃料再処理プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP135586A JPH0631801B2 (ja) | 1986-01-09 | 1986-01-09 | 核燃料再処理プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP135586A JPH0631801B2 (ja) | 1986-01-09 | 1986-01-09 | 核燃料再処理プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62161091A JPS62161091A (ja) | 1987-07-17 |
| JPH0631801B2 true JPH0631801B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=11499183
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP135586A Expired - Lifetime JPH0631801B2 (ja) | 1986-01-09 | 1986-01-09 | 核燃料再処理プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631801B2 (ja) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5125203A (ja) * | 1974-08-23 | 1976-03-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Jidoretsushaseigyosochi |
| JPS54124820A (en) * | 1978-03-22 | 1979-09-28 | Kobe Steel Ltd | Nitric acid resistant austenite stainless steel |
| JPS55107762A (en) * | 1979-02-08 | 1980-08-19 | Sumitomo Metal Ind Ltd | Austenitic stainless steel having superior stress corrosion carcking resistance and corrosion resistance to oxidizing acid |
-
1986
- 1986-01-09 JP JP135586A patent/JPH0631801B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5125203A (ja) * | 1974-08-23 | 1976-03-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Jidoretsushaseigyosochi |
| JPS54124820A (en) * | 1978-03-22 | 1979-09-28 | Kobe Steel Ltd | Nitric acid resistant austenite stainless steel |
| JPS55107762A (en) * | 1979-02-08 | 1980-08-19 | Sumitomo Metal Ind Ltd | Austenitic stainless steel having superior stress corrosion carcking resistance and corrosion resistance to oxidizing acid |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62161091A (ja) | 1987-07-17 |
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