JPH0699781B2

JPH0699781B2 - 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

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Publication number: JPH0699781B2
Application number: JP1206799A
Authority: JP
Inventors: 茂樹笠原; 清智仲田; 治郎国谷; 茂雄服部
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1989-08-11
Filing date: 1989-08-11
Publication date: 1994-12-07
Anticipated expiration: 2009-12-07
Also published as: DE69006664D1; DE69006664T2; EP0416313B1; JPH0372054A; KR910004833A; KR0147082B1; EP0416313A1; US5116569A

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SUS304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つて粒界近傍に
クロム欠乏層が生じ、いわゆる鋭敏化組織となつて粒界
腐食や粒界型応力腐食割れ感受性を増加する。オーステ
ナイト系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１−18
143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Ti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（いわゆる鋭敏化組織）の
発生を抑制し、耐粒界腐食性向上を目的に発開され、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つて粒界近傍でCrの
欠乏層が発生することがわかつた。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。

（３）SUS304,316系のステンレス鋼においてCrは中性子
照射によつて粒界から抜け出し、粒界にCrの欠乏層が発
生すること。

また、原子炉々心構造物用のSUS304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、中性子照射によつて粒界の
Cr濃度が基地のCr濃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／cm²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
イト鉄基合によつ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、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、以下の式によって求められる該鋼の母相の原
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の高いオーステナイ
ト鋼にある。

母相の原子体積＝｛Mn原子１個の体積×Mn含有量（重量％）｝＋｛Cr原子１個の体積×Cr含有量（重量％）｝＋｛Ni原子１個の体積×Ni含有量（重量％）｝＋｛γ−Fe原子１個の体積×Fe含有量（重量％）｝＋｛Nb原子１個の体積×Nb含有量（重量％）｝＋｛Ti原子１個の体積×Ti含有量（重量％）｝＋｛Zr原子１個の体積×Zr含有量（重量％）｝＋｛Ta原子１個の体積×Ta含有量（重量％）｝＋｛Ｖ原子１個の体積×Ｖ含有量（重量％）｝＋｛Hf原子１個の体積×Hf含有量（重量％）｝＋｛Mo原子１個の体積×Mo含有量（重量％）｝＋｛Ｗ原子１個の原子体積×Ｗ含有量（重量％）｝ Crの原子体積＝＋｛Cr原子１個の体積×Cr含有量（重量％）｝各元素の原子半径は次の通りである。

γ−Fe（1.26Å）,Cr（1.29Å）,Ni（1.25Å）,Mn（1.4
9Å）,Nb（1.43Å）,Ti（1.47Å）,Zr（1.62Å）,Ta
（1.43Å）,V（1.32Å）,Hf（1.60Å）,Mo（1.36Å）及
びＷ（1.37Å）。

各原子の体積はこれらの原子半径より球の体積として求
めることによって得られる。

更に、本発明は重量で、C0.03％以下,Si1％以下,Mn7〜2
5％,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、Ｖ及びZr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、500℃で、1MeVの電子線を中性子照射
量に換算して５×10²²n/cm²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、500℃で、1MeVの電子線を中性子照射量に換
算して５×10²²n/cm²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ヤンネルボツク
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、シユラウド、上部格子
板、燃料集合体用被覆管及びチヤンネルボツクスの少な
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
つ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
セラミツ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ツ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、セラミツ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ツ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つを前述のオーステ
ナイト合金によつ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つて粒界より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。よつて、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、30
4,316鋼では中性子の照射によりマトリツクス中で照射
欠陥が形成し、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Cr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くMn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。よつて先に述べ
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形成して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,V
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。Cr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。従つて、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Si0.05〜0.5％,P0.05％
以下、S0.002％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P0.01〜0.03％,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％以下
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、鋳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、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、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／cm²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、強度及び靱性
が低下するのでまずい。また、逆に1.030を越えると粒
子線照射によつて粒界の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い。粒子線照射によ
つて粒界の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つて粒界の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,Mn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で割つ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/mm²以上、引張強
さが49kg/mm²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25〜5
0kg/mm²、引張強さ55〜80kg/mm²、伸び率40〜75％が好
ましい。

〔実施例〕

実施例１重量で、C0.020％,Mn15.0％,Ni10.2％,Cr23.1％,Si0.45
％、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、熱間鋳造を行つた後、更に熱
間圧延を行い、1050℃で溶体化処理後、0.25mm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つたものである。

この合金の母相の原子体積に対するCr原子体積の比（Vo
lume Size Factor:VSF）は前述の式によって求めら
れ、その値は0.966である。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エライト量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、計算には入れなかつ
た。従来材のJIS規格のSUS304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つた後の粒
界近傍のCr濃度を示す線図である。

照射試験条件は1MeVの電子を照射温度500℃で中性子照
射量換算で５×10²²n／cm²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Cr濃度はエネルギー
分散型Ｘ線分析装置（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％Mn−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、SUS304の化学組成は後述する第１表のNo.11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。本
発明のFe−15％Mn−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。従つて、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SUS304鋼は長時間使用す
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つ
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ステンレス鋼No.11,12,J
IS316ステンレス鋼No.13を用いて比較した。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288℃75気
圧の沸騰水型軽水炉の炉水環境下で、歪速度３×10^-7／
秒の低歪速度で引張り試験（SSRT）を行なつた。

（３）20MeVのα線を室温で１×10¹⁷ions/cm²照射して
中性子照射を模擬し、（２）と同じ条件でSSRT試験を行
つた。

（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SS
RT後の破断面を走査型電子顕微鏡で観察し、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
フエ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No.1〜10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
について計算から除外したものである。

VSFが1.000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濃度の増加は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No.7〜10
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、ほんのわず
かであるが減少する傾向を示す。従つて、粒界のCr濃度
を確実に増加させるためには、VSF値1.000以下にするこ
とが好ましい。従来鋼のVSF1.05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鋼No.1〜６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。No.1〜６の本発明鋼は粒界破断の面積率がほぼ０％
で、No.7〜10のそれは10〜15％及びNo.11〜13の従来鋼
のそれは約30％であつた。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SUS304または316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。従つて、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、VS
F値が1.030以下ではCr濃度の低下がわずかであるか、又
は逆に1.000以下ではCr濃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/mm²以上、
引張強さ49kg/mm²以上、伸び率40％以上、絞り率60％以
上、ヴイツカース硬さが200以下であつた。

第３表は前述と同様の方法で製造した本発明鋼に係る化
学組成（重量％）及びVSF値を示すものである。

前述と同様に各種試験を行った結果を第４表に示す。

表中の表示方法は第２表と同じである。表に示すように
いずれの特性も優れたものであった。

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:シユラウド,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のチヤンネルボツクス及び燃料
被覆管に実施例１に示したVSF1.000以下のNo.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純の繰返しにより得
られる。

また、炉心支持板２、シユラウド５、上部格子板６は前
述と同様にVSF1.000以下のNo.1〜６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:上鏡スプレイノズル、9:ベントノズル、10:圧力容器
蓋、11:圧力容器フランジ、12:計測用ノズル、13:気水
分離器、14:シユラウドヘツド、15:給水入口ノズル、1
6:ジエツトポンプ、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:給水スパージヤー、21:
炉心スプレイ用ノズル、22:下部炉心格子、23:再循環水
入口ノズル、24:バツフル板、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（PWR）
にも適用できる。ABWR炉内構造は前述のBWRのジエツト
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。従つて、このA
BWR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。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つており、
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Cr濃度の低下がなく、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つて構成される。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
（SiC,Si₃N₄,AlN,Al₂O₃、サイアロン、セラミツクスか
らなるブロツ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VSF1.000以下の前述のNo.1〜６からなる板材又
はパイプによつて構成される。

核融合装置は図示されていないが、トロイダルコイル34
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、10¹⁹n／cm²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ツプが図られる効果
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…シユラウド、６…上部格子板、７
…燃料集合体、31…ダイバータ、32…第１壁、33…真空
容器。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁵ 識別記号庁内整理番号ＦＩ技術表示箇所Ｇ２１Ｃ 3/07 3/30 7/12 ＧＤＬＣ 9117−2Ｇ 13/08 ＧＤＬ 8607−2Ｇ (72)発明者服部茂雄茨城県日立市幸町３丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (56)参考文献特開昭62−89840（ＪＰ，Ａ) 特開昭62−107047（ＪＰ，Ａ)

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項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、以下の式によって求められる該鋼の母相
の原子体積に対する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。
【請求項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
ト鋼からなる特許請求の範囲第１項記載の耐中性子照射
脆化に優れたオーステナイト鋼。
【請求項３】500℃で、1MeVの電子線を中性子照射量に
換算して５×10²²n/cm²の照射を受けたときの粒界のCr
量が母相のCr量より実質的に下らないように前記Mn,Ni
及びCr量を有する特許請求の範囲第１項又は第２項に記
載の耐中性子照射脆化に優れたオーステナイト鋼。
【請求項４】重量で、C0.03％以下,Si1％以下,Mn5〜25
％,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り、以下の式によって求められ
る該鋼の母相の原子体積に対する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。
【請求項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特許請求の範囲第４項に記載
の耐中性子照射脆化に優れたオーステナイト鋼。
【請求項６】500℃で、1MeVの電子線を中性子照射量に
換算して５×10²²n/cm²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％以下である特許請求の範囲第４項又は第５項に記
載の耐中性子照射脆化に優れたオーステナイト鋼。
【請求項７】重量で、C0.03％以下,Si1％以下,Mn5〜25
％,Cr15〜26％,Ni10〜20％と、Mo及びＷの１種又は２種
を３％以下とを含有するオーステナイト鋼からなり、以
下の式によって求められる該鋼の母相の原子体積に対す
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。
【請求項８】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つが特許請求の範囲第１項〜第７項の
いずれかに記載のオーステナイト鋼によって構成されて
いることを特徴とする原子炉。
【請求項９】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
つが特許請求の範囲第１項〜第７項のいずれかに記載の
オーステナイト鋼によって構成されていることを特徴と
する原子炉内構成部品。
【請求項１０】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つが特許請求の範
囲第１項〜第７項のいずれかに記載のオーステナイト鋼
によって構成されていることを特徴とする核融合炉。
【請求項１１】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つが特許請求の範囲第１項〜第７項のいずれか
に記載のオーステナイト鋼によって構成されていること
を特徴とする核融合装置構成部品。