JPH07209485A - 原子炉及び核融合炉 - Google Patents
原子炉及び核融合炉Info
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- JPH07209485A JPH07209485A JP6003410A JP341094A JPH07209485A JP H07209485 A JPH07209485 A JP H07209485A JP 6003410 A JP6003410 A JP 6003410A JP 341094 A JP341094 A JP 341094A JP H07209485 A JPH07209485 A JP H07209485A
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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
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
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Abstract
(57)【要約】
【目的】中性子による照射加速応力腐食割れを起こしに
くく、信頼性の高い熱中性子炉及び核融合炉を提供す
る。 【構成】中性子照射量に対応してＶ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔ
ａ，Ｚｒ，Ｈｆのいずれか１つ以上の元素を添加したオ
ーステナイトステンレス鋼を用いて構成した原子炉，核
融合炉。 【効果】中性子照射量に対応して、結晶粒界でのＣｒ元
素の欠乏を低減することで、原子炉及び核融合炉の構成
部材全体にわたり、照射加速応力腐食割れを起さず、材
料の割れ等の欠陥発生を従来材に比べ、長期間抑制でき
る。
くく、信頼性の高い熱中性子炉及び核融合炉を提供す
る。 【構成】中性子照射量に対応してＶ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔ
ａ，Ｚｒ，Ｈｆのいずれか１つ以上の元素を添加したオ
ーステナイトステンレス鋼を用いて構成した原子炉，核
融合炉。 【効果】中性子照射量に対応して、結晶粒界でのＣｒ元
素の欠乏を低減することで、原子炉及び核融合炉の構成
部材全体にわたり、照射加速応力腐食割れを起さず、材
料の割れ等の欠陥発生を従来材に比べ、長期間抑制でき
る。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は特定のオーステナイト系
ステンレス鋼を用いて構成した、原子炉及び核融合炉に
関する。
ステンレス鋼を用いて構成した、原子炉及び核融合炉に
関する。
【０００２】
【従来の技術】炉心部を水で冷却する原子炉及び核融合
炉に用いられるオーステナイトステンレス鋼では、高温
高圧水中での中性子照射による材料中の添加元素、特に
耐食性を付与するために添加されているＣｒ等の偏析
（以後、中性子照射誘起偏析と呼ぶ）による応力腐食割
れを防ぐために種々の元素を添加した材料が提案されて
きた。特開平5−59494号はオーステナイト鋼にＴｉ，Ｚ
ｒ，Ｈｆ，Ｖ，Ｎｂ，Ｔａを添加する方法を提案してい
るが、この方法は、ステンレス鋼中の、Ｃｒ等の中性子
照射誘起偏析を防止する効果が大きく、原子炉等の信頼
性向上に大きく寄与していた。
炉に用いられるオーステナイトステンレス鋼では、高温
高圧水中での中性子照射による材料中の添加元素、特に
耐食性を付与するために添加されているＣｒ等の偏析
（以後、中性子照射誘起偏析と呼ぶ）による応力腐食割
れを防ぐために種々の元素を添加した材料が提案されて
きた。特開平5−59494号はオーステナイト鋼にＴｉ，Ｚ
ｒ，Ｈｆ，Ｖ，Ｎｂ，Ｔａを添加する方法を提案してい
るが、この方法は、ステンレス鋼中の、Ｃｒ等の中性子
照射誘起偏析を防止する効果が大きく、原子炉等の信頼
性向上に大きく寄与していた。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記技
術は元素の添加効果として、添加元素が照射により生成
した点欠陥、すなわち空孔を強くトラップすることによ
り格子間原子との相互消滅を促進させ、空孔及び格子間
原子の量が引き下げられるため粒界からのＣｒの移動や
粒界へのＮｉ等の移動を抑制できると考え、添加元素の
種類を決定していた。その場合、上記Ｔｉ，Ｚｒ，Ｈ
ｆ，Ｖ，Ｎｂ，Ｔａ元素は、一定の添加量の範囲内では
どの元素を添加しても添加効果は同じであると認識され
ていた。
術は元素の添加効果として、添加元素が照射により生成
した点欠陥、すなわち空孔を強くトラップすることによ
り格子間原子との相互消滅を促進させ、空孔及び格子間
原子の量が引き下げられるため粒界からのＣｒの移動や
粒界へのＮｉ等の移動を抑制できると考え、添加元素の
種類を決定していた。その場合、上記Ｔｉ，Ｚｒ，Ｈ
ｆ，Ｖ，Ｎｂ，Ｔａ元素は、一定の添加量の範囲内では
どの元素を添加しても添加効果は同じであると認識され
ていた。
【０００４】本発明者らは、上記中性子照射誘起偏析現
象を詳細に検討し、Ｔｉ，Ｚｒ，Ｈｆ，Ｖ，Ｎｂ，Ｔａ
元素の添加効果は同じでなく、一定の中性子照射量に対
応して、照射誘起偏析の程度（通常材料中の結晶粒界で
のＣｒ元素の含有量の減少で測定する）が最も少ない添
加元素があることを見出した。すなわち、原子炉や核融
合炉に用いられるステンレス鋼は、実際に使用される位
置によって中性子照射量が大きく異なるため、各場所で
適正な組成を有する材料を使用する必要がある。図７に
原子炉の中性子照射量の分布の一例を示す。最も炉心に
近い部分では中性子照射量が３×１０21ｎ／cm2 ・年で
あるのに対し、炉心より遠い部分では３×１０16ｎ／cm
2 ・年程度と中性子照射量には大きな幅があることがわ
かる。従来技術では、このような、中性子照射量の多少
にかかわらず、一定組成のオーステナイトステンレス鋼
で原子炉等を構成していたため、実際に使用される場所
によっては、中性子照射誘起偏析による、材料の微小な
割れが発生している部分が生じる可能性が高かった。
象を詳細に検討し、Ｔｉ，Ｚｒ，Ｈｆ，Ｖ，Ｎｂ，Ｔａ
元素の添加効果は同じでなく、一定の中性子照射量に対
応して、照射誘起偏析の程度（通常材料中の結晶粒界で
のＣｒ元素の含有量の減少で測定する）が最も少ない添
加元素があることを見出した。すなわち、原子炉や核融
合炉に用いられるステンレス鋼は、実際に使用される位
置によって中性子照射量が大きく異なるため、各場所で
適正な組成を有する材料を使用する必要がある。図７に
原子炉の中性子照射量の分布の一例を示す。最も炉心に
近い部分では中性子照射量が３×１０21ｎ／cm2 ・年で
あるのに対し、炉心より遠い部分では３×１０16ｎ／cm
2 ・年程度と中性子照射量には大きな幅があることがわ
かる。従来技術では、このような、中性子照射量の多少
にかかわらず、一定組成のオーステナイトステンレス鋼
で原子炉等を構成していたため、実際に使用される場所
によっては、中性子照射誘起偏析による、材料の微小な
割れが発生している部分が生じる可能性が高かった。
【０００５】本発明の目的は、中性子の単位時間当りの
照射量を考慮して、この照射量に対応し、それぞれ異な
る組成のオーステナイトステンレス鋼を組み合わせるこ
とにより、原子炉や核融合炉に用いられる全構成部材の
照射誘起偏析を均一に抑制し、信頼性の高い原子炉，核
融合炉を提供することを目的とする。
照射量を考慮して、この照射量に対応し、それぞれ異な
る組成のオーステナイトステンレス鋼を組み合わせるこ
とにより、原子炉や核融合炉に用いられる全構成部材の
照射誘起偏析を均一に抑制し、信頼性の高い原子炉，核
融合炉を提供することを目的とする。
【０００６】
【課題を解決するための手段】本発明の目的は、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
被覆管およびチャンネルボックスを構成部品として備え
た原子炉において、該原子炉の前記構成部品を、使用さ
れる領域の単位時間あたりの中性子照射量に応じて、
Ｖ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの中から選ばれた１
種以上の元素を少量添加した、異なるオーステナイトス
テンレス鋼で構成することにより達成される。
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
被覆管およびチャンネルボックスを構成部品として備え
た原子炉において、該原子炉の前記構成部品を、使用さ
れる領域の単位時間あたりの中性子照射量に応じて、
Ｖ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの中から選ばれた１
種以上の元素を少量添加した、異なるオーステナイトス
テンレス鋼で構成することにより達成される。
【０００７】また、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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品を、使用される領域の単位時間あたり
の中性子照射量が多い部材の順序に対応して、Ｖ，Ｔ
ｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの順序で選ばれた１種以上
の元素を少量添加した、異なるオーステナイトステンレ
ス鋼で構成してもよい。
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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品を、使用される領域の単位時間あたり
の中性子照射量が多い部材の順序に対応して、Ｖ，Ｔ
ｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの順序で選ばれた１種以上
の元素を少量添加した、異なるオーステナイトステンレ
ス鋼で構成してもよい。
【０００８】また、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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０
×１０16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素を添加したオーステナイトステ
ンレス鋼で構成してもよい。
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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０
×１０16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素を添加したオーステナイトステ
ンレス鋼で構成してもよい。
【０００９】また、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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０．１〜３０
×１０16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素をＶ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚ
ｒ，Ｈｆ元素の重量での添加総量の半分以上を占めるよ
うに添加したオーステナイトステンレス鋼で構成しても
よい。
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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０．１〜３０
×１０16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素をＶ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚ
ｒ，Ｈｆ元素の重量での添加総量の半分以上を占めるよ
うに添加したオーステナイトステンレス鋼で構成しても
よい。
【００１０】また、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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０
×１０16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素を添加し、それら元素の添加量
が、全体の重量に対し３％以内であるオーステナイトス
テンレス鋼で構成してもよい。
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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０
×１０16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素を添加し、それら元素の添加量
が、全体の重量に対し３％以内であるオーステナイトス
テンレス鋼で構成してもよい。
【００１１】また、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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０
×１０16(ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17（ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素を添加したオーステナイトステ
ンレス鋼からなり、前記部材は、添加元素の異なるオー
ステナイトステンレス鋼を２層以上接合した積層構造の
オーステナイトステンレス鋼で構成してもよい。
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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボ
ックスを構成部品として備えた原子炉において、該原子
炉の前記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される
領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０
×１０16(ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜
２０×１０17（ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、
０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ
元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域で
はＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の
領域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20（ｎ／cm2・
年)の領域ではＨｆ元素を添加したオーステナイトステ
ンレス鋼からなり、前記部材は、添加元素の異なるオー
ステナイトステンレス鋼を２層以上接合した積層構造の
オーステナイトステンレス鋼で構成してもよい。
【００１２】また、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一壁及びブランケット
を備えた核融合炉において、該核融合炉の前記構成部品
を、使用される領域の単位時間あたりの中性子照射量に
応じて、Ｖ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの中から選
ばれた１種以上の元素を少量添加した異なるオーステナ
イトステンレス鋼で構成した核融合炉である。また、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
一壁及びブランケット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２つ以上が、使用さ
れる領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１〜
３０×１０16(ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.
１〜２０×１０17（ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素
を、０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域では
Ｎｂ元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領
域ではＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・
年）の領域ではＺｒ元素を添加したオーステナイトステ
ンレス鋼で構成してもよい。
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一壁及びブランケット
を備えた核融合炉において、該核融合炉の前記構成部品
を、使用される領域の単位時間あたりの中性子照射量に
応じて、Ｖ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの中から選
ばれた１種以上の元素を少量添加した異なるオーステナ
イトステンレス鋼で構成した核融合炉である。また、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
一壁及びブランケット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２つ以上が、使用さ
れる領域の単位時間あたりの中性子照射量が、０.１〜
３０×１０16(ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.
１〜２０×１０17（ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素
を、０.０５〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域では
Ｎｂ元素を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領
域ではＴａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・
年）の領域ではＺｒ元素を添加したオーステナイトステ
ンレス鋼で構成してもよい。
【００１３】
【作用】本発明の作用を（１）逆カーケンドール効果，
（２）添加元素のサイズ効果と中性子照射量（空孔濃
度）依存性，（３）粒界での偏析，欠乏防止メカニズム
の順で述べる。
（２）添加元素のサイズ効果と中性子照射量（空孔濃
度）依存性，（３）粒界での偏析，欠乏防止メカニズム
の順で述べる。
【００１４】（１）逆カーケンドール効果 ステンレス材料に中性子が照射されると、一次欠陥であ
る空孔と格子間原子が生成する。これらの欠陥は、一
部、再結合したり二次欠陥（たとえば転位）を生成した
りするが、大部分はシンクである結晶粒界や表面に流れ
込む。このとき、ステンレスを構成している元素のうち
原子サイズの小さいものは、空孔と共に粒界や表面に流
れ込んで偏析を生じ、逆に、原子サイズの大きいもの
は、空孔の流れとは逆に、粒界や表面から流れ出して、
そこで欠乏を生じる。このようにして、偏析や欠乏を生
じさせる現象が逆カーケンドール効果と呼ばれるもので
あり、単なる空孔を介した濃度勾配に基づく拡散（カー
ケンドール効果）とは区別されている。
る空孔と格子間原子が生成する。これらの欠陥は、一
部、再結合したり二次欠陥（たとえば転位）を生成した
りするが、大部分はシンクである結晶粒界や表面に流れ
込む。このとき、ステンレスを構成している元素のうち
原子サイズの小さいものは、空孔と共に粒界や表面に流
れ込んで偏析を生じ、逆に、原子サイズの大きいもの
は、空孔の流れとは逆に、粒界や表面から流れ出して、
そこで欠乏を生じる。このようにして、偏析や欠乏を生
じさせる現象が逆カーケンドール効果と呼ばれるもので
あり、単なる空孔を介した濃度勾配に基づく拡散（カー
ケンドール効果）とは区別されている。
【００１５】（２）添加元素のサイズ効果と中性子照射
量（空孔濃度）依存性 一般に、ステンレスの粒界腐食を防止する目的で、粒界
におけるＣｒ欠乏を抑えるには、原子サイズの大きい別
の元素を添加する方法がある。すなわち、ステンレス材
に第三の元素を添加すると、中性子照射などによって生
じた欠陥（空孔や格子間原子）がその原子サイトに捕捉
され、ａ）空孔の移動度を減少させたり、ｂ）その原子
サイトで二次欠陥生成や再結合速度を増加させることに
より、空孔の濃度を減少させる、の二つの効果から、粒
界へ流れ込む空孔の流れを減少させ、粒界偏析，欠乏を
抑制することができる。中性子照射を中心に考えると、
欠陥の濃度が大であることから、ａ）よりもｂ）の効果
が支配的である。ｂ）の二次欠陥生成や、空孔と格子間
原子との再結合については、添加元素のサイズ依存性が
あり、図２に示すように、添加元素のサイズが増加する
と、二次欠陥生成速度は減少し、再結合速度は増加する
ことが知られている（J. Nuclear Materials189,167 (1
992)）。一方、欠陥濃度の影響も重要であり、発明者ら
によって、図３に示すように、中性子照射量（空孔濃
度）が増加すると、二次欠陥生成速度と再結合速度は共
に増加するが、後者の増加速度がより大であることが見
出された。従って、中性子照射量が小のときは、二次欠
陥生成速度が支配的になり、中性子照射量が大のとき
は、再結合速度が支配的となる。添加元素のサイズと添
加効果（一次欠陥減少速度）との関係を調べると、図４
に示すように、中性子照射量が小（空孔濃度が小）のと
きは、サイズの増加と共に添加効果は減少する（図４
（ａ））。反対に、図４（ｃ）に示すように、中性子照
射量が大のときは、再結合速度が支配的となり、添加元
素のサイズの増加と共に、添加効果は増加する。中性子
照射量が中程度のときは、二次欠陥生成速度と再結合速
度は同程度影響するから、図４（ｂ）に示すように、添
加元素のサイズの増加と共に、添加効果は一度増加し
て、その後減少する。
量（空孔濃度）依存性 一般に、ステンレスの粒界腐食を防止する目的で、粒界
におけるＣｒ欠乏を抑えるには、原子サイズの大きい別
の元素を添加する方法がある。すなわち、ステンレス材
に第三の元素を添加すると、中性子照射などによって生
じた欠陥（空孔や格子間原子）がその原子サイトに捕捉
され、ａ）空孔の移動度を減少させたり、ｂ）その原子
サイトで二次欠陥生成や再結合速度を増加させることに
より、空孔の濃度を減少させる、の二つの効果から、粒
界へ流れ込む空孔の流れを減少させ、粒界偏析，欠乏を
抑制することができる。中性子照射を中心に考えると、
欠陥の濃度が大であることから、ａ）よりもｂ）の効果
が支配的である。ｂ）の二次欠陥生成や、空孔と格子間
原子との再結合については、添加元素のサイズ依存性が
あり、図２に示すように、添加元素のサイズが増加する
と、二次欠陥生成速度は減少し、再結合速度は増加する
ことが知られている（J. Nuclear Materials189,167 (1
992)）。一方、欠陥濃度の影響も重要であり、発明者ら
によって、図３に示すように、中性子照射量（空孔濃
度）が増加すると、二次欠陥生成速度と再結合速度は共
に増加するが、後者の増加速度がより大であることが見
出された。従って、中性子照射量が小のときは、二次欠
陥生成速度が支配的になり、中性子照射量が大のとき
は、再結合速度が支配的となる。添加元素のサイズと添
加効果（一次欠陥減少速度）との関係を調べると、図４
に示すように、中性子照射量が小（空孔濃度が小）のと
きは、サイズの増加と共に添加効果は減少する（図４
（ａ））。反対に、図４（ｃ）に示すように、中性子照
射量が大のときは、再結合速度が支配的となり、添加元
素のサイズの増加と共に、添加効果は増加する。中性子
照射量が中程度のときは、二次欠陥生成速度と再結合速
度は同程度影響するから、図４（ｂ）に示すように、添
加元素のサイズの増加と共に、添加効果は一度増加し
て、その後減少する。
【００１６】（３）粒界での偏析，欠乏防止のメカニズ
ム 中性子照射量が増加していく領域を、順次、Ａ，Ｂ，Ｃ
領域とした場合、それぞれの領域に原子サイズが小，
中，大の添加元素を加えていく。領域Ａでは、欠陥の濃
度低減は主として二次欠陥の生成を通して行われるた
め、原子サイズの小さい添加元素、たとえば、ＶやＴｉ
が偏析，欠乏の防止に最も効果がある。領域Ｂでは、欠
陥の濃度低減は二次欠陥の生成と再結合の両方を通して
行われるため、原子サイズが中程度の添加元素、たとえ
ば、ＮｂやＴａが偏析，欠乏の防止に最も効果がある。
領域Ｃでは、欠陥の濃度低減は主として再結合を通して
行われるため、原子サイズが大の添加元素、たとえば、
ＺｒやＨｆが偏析，欠乏の防止に最も効果がある。以上
のように、Ａ，Ｂ，Ｃの各領域に、それぞれ、ＶやＴ
ｉ，ＮｂやＴａ，ＺｒやＨｆを添加することにより、各
領域に固有のメカニズムで空孔濃度が低減され、最終的
には、各領域共にＣｒ原子の結晶粒界での欠乏が大幅に
低減されて粒界腐食が抑制される。ＶからＨｆに至る添
加元素の総量は、重量で、最大でも３％、好ましくは２
％以下であることが望ましい。この総量が３％を超える
と、オーステナイト中にフェライト相を生じ、鋼が脆化
するからである。これらの添加元素はその添加量が０.
３％ 以上あれば明瞭な効果が観察される。そこで、表
１に示すように、
ム 中性子照射量が増加していく領域を、順次、Ａ，Ｂ，Ｃ
領域とした場合、それぞれの領域に原子サイズが小，
中，大の添加元素を加えていく。領域Ａでは、欠陥の濃
度低減は主として二次欠陥の生成を通して行われるた
め、原子サイズの小さい添加元素、たとえば、ＶやＴｉ
が偏析，欠乏の防止に最も効果がある。領域Ｂでは、欠
陥の濃度低減は二次欠陥の生成と再結合の両方を通して
行われるため、原子サイズが中程度の添加元素、たとえ
ば、ＮｂやＴａが偏析，欠乏の防止に最も効果がある。
領域Ｃでは、欠陥の濃度低減は主として再結合を通して
行われるため、原子サイズが大の添加元素、たとえば、
ＺｒやＨｆが偏析，欠乏の防止に最も効果がある。以上
のように、Ａ，Ｂ，Ｃの各領域に、それぞれ、ＶやＴ
ｉ，ＮｂやＴａ，ＺｒやＨｆを添加することにより、各
領域に固有のメカニズムで空孔濃度が低減され、最終的
には、各領域共にＣｒ原子の結晶粒界での欠乏が大幅に
低減されて粒界腐食が抑制される。ＶからＨｆに至る添
加元素の総量は、重量で、最大でも３％、好ましくは２
％以下であることが望ましい。この総量が３％を超える
と、オーステナイト中にフェライト相を生じ、鋼が脆化
するからである。これらの添加元素はその添加量が０.
３％ 以上あれば明瞭な効果が観察される。そこで、表
１に示すように、
【００１７】
【表１】
【００１８】添加元素の種類は変えずに、添加元素の総
量を２％と固定し、上記Ａ，Ｂ，Ｃの領域に添加する濃
度を０.３％から１.２％まで変化させた場合を考える。
このとき、基本的に空孔濃度の低減に寄与するのは、
Ａ，Ｂ，Ｃの各領域で、それぞれ、ＶあるいはＴｉ，Ｎ
ｂあるいはＴａ，ＺｒあるいはＨｆである。しかし、現
実の材料では単位時間当りの中性子照射量は必ずしも一
定ではなく、ある幅をもって変動することから、本方式
のように、平均中性子照射量に対応した元素を添加元素
量の半分以上とし、残りの添加元素の種類を複数とする
方法が有効となる。最後に、電子線模擬照射した実験に
より、図５に示すように、ＶからＨｆに至る添加元素が
どれだけ粒界Ｃｒ欠乏を抑制するかを調べた。その結
果、抑制効果は単位時間の照射量に依存することがわか
った。粒界Ｃｒの欠乏量を３％以下に抑えれば添加効果
があると考えられる。図１は単位時間当たりの中性子照
射量に対して、各元素が有効な領域を示したものであ
り、ＶからＨｆに至る添加元素は、それぞれ、０.１〜
３０×１０16（ｎ／cm2・年），０.１〜２０×１０
17(ｎ／cm2・年），０.０５〜１×１０18（ｎ／cm2・
年），０.２〜５０×１０18（ｎ／cm2・年），０.１〜
２０×１０19（ｎ／cm2・年），０.５〜１０×１０
20（ｎ／cm2・年）の中性子照射量に対して効果がある
ことがわかった。
量を２％と固定し、上記Ａ，Ｂ，Ｃの領域に添加する濃
度を０.３％から１.２％まで変化させた場合を考える。
このとき、基本的に空孔濃度の低減に寄与するのは、
Ａ，Ｂ，Ｃの各領域で、それぞれ、ＶあるいはＴｉ，Ｎ
ｂあるいはＴａ，ＺｒあるいはＨｆである。しかし、現
実の材料では単位時間当りの中性子照射量は必ずしも一
定ではなく、ある幅をもって変動することから、本方式
のように、平均中性子照射量に対応した元素を添加元素
量の半分以上とし、残りの添加元素の種類を複数とする
方法が有効となる。最後に、電子線模擬照射した実験に
より、図５に示すように、ＶからＨｆに至る添加元素が
どれだけ粒界Ｃｒ欠乏を抑制するかを調べた。その結
果、抑制効果は単位時間の照射量に依存することがわか
った。粒界Ｃｒの欠乏量を３％以下に抑えれば添加効果
があると考えられる。図１は単位時間当たりの中性子照
射量に対して、各元素が有効な領域を示したものであ
り、ＶからＨｆに至る添加元素は、それぞれ、０.１〜
３０×１０16（ｎ／cm2・年），０.１〜２０×１０
17(ｎ／cm2・年），０.０５〜１×１０18（ｎ／cm2・
年），０.２〜５０×１０18（ｎ／cm2・年），０.１〜
２０×１０19（ｎ／cm2・年），０.５〜１０×１０
20（ｎ／cm2・年）の中性子照射量に対して効果がある
ことがわかった。
【００１９】
（実施例１）オーステナイトステンレスSUS316Lに以下
３つの条件、（１）Ｔｉを０.３重量％添加，（２）Ｔ
ａを０.５重量％添加，（３）Ｚｒを１.０重量％添加し
た鋼を容製，造塊し、その後１１５０℃３０分間の容体
化処理を施した。これら３つの化学成分を表２に
３つの条件、（１）Ｔｉを０.３重量％添加，（２）Ｔ
ａを０.５重量％添加，（３）Ｚｒを１.０重量％添加し
た鋼を容製，造塊し、その後１１５０℃３０分間の容体
化処理を施した。これら３つの化学成分を表２に
【００２０】
【表２】
【００２１】示す。これら３つの材料を、それぞれ、図
６の沸騰水型原子炉内構造の炉壁材，シュラウド，中性
子源パイプ材に用いた。これら３つの場所における中性
子照射量はそれぞれ、約１×１０16（ｎ／cm2・年），
１×１０18（ｎ／cm2・年），１×１０20(ｎ／cm2・
年）である。上記３つの材料の中性子照射による劣化を
模擬するために、１ＭｅＶの電子線を電流密度を変化さ
せて１０時間照射した。最終的な電子線照射量の総量
は、それぞれ０.３dpa ，１.５dpa ，３dpa である。電
子線模擬照射後に、分析電子顕微鏡を用いて結晶粒界の
Ｃｒ濃度を測定した。その結果、上記３つの材料におけ
る粒界Ｃｒ濃度は、それぞれ、１５.８％，16.1％，１
５.５％ であり、いずれも１５％以上であることから、
耐腐食性は粒界においても確保されている。一方、比較
のために、上記（１）と（３）の２つの材料の模擬照射
量を逆転(それぞれ、１０時間で３dpaと０.３dpa）させ
ると、粒界におけるＣｒ濃度は１４.３％と１４.８％と
なり、いずれも１５％を割っていることから耐腐食性が
劣化し始めている可能性があり、本発明の効果を裏付け
ている。次に、材料劣化の別の指標である降伏応力の増
加について、電子線模擬照射後の上記３つの材料を調べ
た。その結果、３００℃における降伏応力の増加は、上
記３つで、それぞれ５５kgf／mm2，５７kgf／mm2，６２
kgf／ mm2 であり、いずれもほぼ一定の値を示す。前と
同様に、比較のために、上記（１）と（３）の２つの材
料の模擬照射量を逆転(それぞれ、１０時間で３dpaと
０.３dpa）させると、降伏応力の増加は、それぞれ、６
５kgf／mm2と６６kgf／mm2と大きな値を示し、本発明の
効果を裏付けている。
６の沸騰水型原子炉内構造の炉壁材，シュラウド，中性
子源パイプ材に用いた。これら３つの場所における中性
子照射量はそれぞれ、約１×１０16（ｎ／cm2・年），
１×１０18（ｎ／cm2・年），１×１０20(ｎ／cm2・
年）である。上記３つの材料の中性子照射による劣化を
模擬するために、１ＭｅＶの電子線を電流密度を変化さ
せて１０時間照射した。最終的な電子線照射量の総量
は、それぞれ０.３dpa ，１.５dpa ，３dpa である。電
子線模擬照射後に、分析電子顕微鏡を用いて結晶粒界の
Ｃｒ濃度を測定した。その結果、上記３つの材料におけ
る粒界Ｃｒ濃度は、それぞれ、１５.８％，16.1％，１
５.５％ であり、いずれも１５％以上であることから、
耐腐食性は粒界においても確保されている。一方、比較
のために、上記（１）と（３）の２つの材料の模擬照射
量を逆転(それぞれ、１０時間で３dpaと０.３dpa）させ
ると、粒界におけるＣｒ濃度は１４.３％と１４.８％と
なり、いずれも１５％を割っていることから耐腐食性が
劣化し始めている可能性があり、本発明の効果を裏付け
ている。次に、材料劣化の別の指標である降伏応力の増
加について、電子線模擬照射後の上記３つの材料を調べ
た。その結果、３００℃における降伏応力の増加は、上
記３つで、それぞれ５５kgf／mm2，５７kgf／mm2，６２
kgf／ mm2 であり、いずれもほぼ一定の値を示す。前と
同様に、比較のために、上記（１）と（３）の２つの材
料の模擬照射量を逆転(それぞれ、１０時間で３dpaと
０.３dpa）させると、降伏応力の増加は、それぞれ、６
５kgf／mm2と６６kgf／mm2と大きな値を示し、本発明の
効果を裏付けている。
【００２２】（実施例２）オーステナイト系ステンレス
SUS316Lに以下３つの条件、（１）Ｔｉ；０.６％，Ｔ
ａ；０.３％，Ｚｒ；０.３％，（２）Ｔｉ；０.３％，
Ｔａ；０.６％，Ｚｒ；０.３％，（３）Ｔｉ；０.３
％，Ｔａ；０.５％，Ｚｒ；１.０％で添加元素を加えた
鋼を容製，造塊し、その後１１５０℃３０分間の容体化
処理を施した。これら３つの材料を、それぞれ、図６の
沸騰水型原子炉内構造の炉壁材，シュラウド，中性子源
パイプ材に用いた。これら３つの場所における中性子照
射量はおよそ、それぞれ、約１×１０16（ｎ／cm2・
年），１×１０18（ｎ／cm2・年），１×１０20(ｎ／cm
2・年）であるが、最も効果のある元素の添加量を半分
以上とし、残部に複数の添加元素を加えてあるため、中
性子照射量が約半桁変動しても耐腐食性の顕著な向上が
見られる。
SUS316Lに以下３つの条件、（１）Ｔｉ；０.６％，Ｔ
ａ；０.３％，Ｚｒ；０.３％，（２）Ｔｉ；０.３％，
Ｔａ；０.６％，Ｚｒ；０.３％，（３）Ｔｉ；０.３
％，Ｔａ；０.５％，Ｚｒ；１.０％で添加元素を加えた
鋼を容製，造塊し、その後１１５０℃３０分間の容体化
処理を施した。これら３つの材料を、それぞれ、図６の
沸騰水型原子炉内構造の炉壁材，シュラウド，中性子源
パイプ材に用いた。これら３つの場所における中性子照
射量はおよそ、それぞれ、約１×１０16（ｎ／cm2・
年），１×１０18（ｎ／cm2・年），１×１０20(ｎ／cm
2・年）であるが、最も効果のある元素の添加量を半分
以上とし、残部に複数の添加元素を加えてあるため、中
性子照射量が約半桁変動しても耐腐食性の顕著な向上が
見られる。
【００２３】（実施例３）ＢＷＲ炉のシュラウドを二層
構造とし、図８に示すように、炉心に近い領域(単位時
間あたりの中性子照射量が多い領域）では、炉心側（内
側）を１.０％Ｚｒ添加のSUS316L、反対側（外側）を
０.５ ％Ｔｉ添加のSUS316Lとし、炉心から遠い領域で
は、炉心側（内側）を１.０％Ｔａ添加のSUS316L、反対
側（外側）を何も添加しないSUS316L として腐食を防止
する構造とした。
構造とし、図８に示すように、炉心に近い領域(単位時
間あたりの中性子照射量が多い領域）では、炉心側（内
側）を１.０％Ｚｒ添加のSUS316L、反対側（外側）を
０.５ ％Ｔｉ添加のSUS316Lとし、炉心から遠い領域で
は、炉心側（内側）を１.０％Ｔａ添加のSUS316L、反対
側（外側）を何も添加しないSUS316L として腐食を防止
する構造とした。
【００２４】（実施例４）図９は本発明が適用されるト
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は第一壁および冷却パネル、３５は
ブランケット、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、多量の中性子及びプラズマから漏洩する種々の粒子
線の照射を受け、また冷却のため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ステンレスで
構成することにより、照射下での照射誘起偏析を防止で
き、耐食性の向上を計れる。
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は第一壁および冷却パネル、３５は
ブランケット、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、多量の中性子及びプラズマから漏洩する種々の粒子
線の照射を受け、また冷却のため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ステンレスで
構成することにより、照射下での照射誘起偏析を防止で
き、耐食性の向上を計れる。
【００２５】
【発明の効果】本発明によれば、耐中性子照射性の高い
オーステナイトステンレス鋼、及び、これを用いた熱中
性子炉及び核融合炉を実現できる。
オーステナイトステンレス鋼、及び、これを用いた熱中
性子炉及び核融合炉を実現できる。
【図１】単位時間当りの中性子照射量と、耐中性子照射
材とするために有効である添加元素の種類。
材とするために有効である添加元素の種類。
【図２】添加元素のサイズ効果と二次欠陥生成速度、及
び、再結合速度との関係。
び、再結合速度との関係。
【図３】単位時間当りの中性子照射量と二次欠陥生成速
度、及び、再結合速度との関係。
度、及び、再結合速度との関係。
【図４】中性子照射量に依存した添加元素のサイズ効果
と添加効果(一次欠陥減少速度)との関係。
と添加効果(一次欠陥減少速度)との関係。
【図５】単位時間当りの中性子照射量と、ステンレス鋼
の粒界Ｃｒ欠乏量との関係。
の粒界Ｃｒ欠乏量との関係。
【図６】沸騰水型原子炉炉内構造を表す概略断面図。
【図７】沸騰水型原子炉炉内の中性子照射量を示す概略
断面図。
断面図。
【図８】二層シュラウド構造の概略図。
【図９】トカマク型核融合装置の断面概略図。
１…中性子源パイプ、２…炉心支持体、３…中性子計装
管、４…制御棒、５…シュラウド、６…上部炉心格子、
７…燃料集合体、８…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…シュラウド
ヘッド、１５…給水入り口ノズル、１６…ジェットポン
プ、１７…再循環水出口ノズル、１８…蒸気乾燥器、１
９…蒸気出口ノズル、２０…給水スパージャ、２１…炉
心スプレイ用ノズル、２２…下部炉心格子、２３…再循
環水入り口ノズル、２４…バッフル板、２５…制御棒案
内管、３１…ダイバータ、３２…第１壁及び冷却パネ
ル、３３…真空容器、３４…トロイダルコイル、３５…
ブランケット。
管、４…制御棒、５…シュラウド、６…上部炉心格子、
７…燃料集合体、８…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…シュラウド
ヘッド、１５…給水入り口ノズル、１６…ジェットポン
プ、１７…再循環水出口ノズル、１８…蒸気乾燥器、１
９…蒸気出口ノズル、２０…給水スパージャ、２１…炉
心スプレイ用ノズル、２２…下部炉心格子、２３…再循
環水入り口ノズル、２４…バッフル板、２５…制御棒案
内管、３１…ダイバータ、３２…第１壁及び冷却パネ
ル、３３…真空容器、３４…トロイダルコイル、３５…
ブランケット。
Claims (8)
- 【請求項１】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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボックス
を構成部品として備えた原子炉において、該原子炉の前
記構成部品を、使用される領域の単位時間あたりの中性
子照射量に応じて、Ｖ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆ
の中から選ばれた１種以上の元素を少量添加した、異な
った添加元素を有するオーステナイトステンレス鋼で構
成したことを特徴とする原子炉。 - 【請求項２】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，燃料集合体被覆管およびチャンネルボックス
を構成部品として備えた原子炉において、該原子炉の前
記構成部品を、使用される領域の単位時間あたりの中性
子照射量が少ない側から多い部材の順序に対応して、
Ｖ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの順序で選ばれた１
種以上の元素を少量添加した、異なるオーステナイトス
テンレス鋼で構成したことを特徴とする原子炉。 - 【請求項３】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,燃料集合体被覆管およびチャンネルボックス
を構成部品として備えた原子炉において、該原子炉の前
記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される領域の
単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０×１０
16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜２０×
１０17（ｎ／cm2・年)の領域ではＴｉ元素を、０.０５
〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ元素
を、０.２〜５０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＴ
ａ元素を、０.１ 〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の領
域ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20(ｎ／cm2・
年）の領域ではＨｆ元素を添加したオーステナイトステ
ンレス鋼で構成したことを特徴とする原子炉。 - 【請求項４】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,燃料集合体被覆管およびチャンネルボックス
を構成部品として備えた原子炉において、該原子炉の前
記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される領域の
単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０×１０
16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜２０×
１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、０.０５
〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ元素
を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域ではＴ
ａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の領域
ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20(ｎ／cm2・年）
の領域ではＨｆ元素をＶ，Ｔｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈ
ｆ元素の重量での添加総量の半分以上を占めるように添
加したオーステナイトステンレス鋼で構成したことを特
徴とする原子炉。 - 【請求項５】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,燃料集合体被覆管およびチャンネルボックス
を構成部品として備えた原子炉において、該原子炉の前
記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される領域の
単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０×１０
16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜２０×
１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、０.０５
〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ元素
を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域ではＴ
ａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の領域
ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20(ｎ／cm2・年）
の領域ではＨｆ元素を添加し、それら元素の添加量が、
全体の重量に対し３％以内であるオーステナイトステン
レス鋼で構成したことを特徴とする原子炉。 - 【請求項６】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,燃料集合体被覆管およびチャンネルボックス
を構成部品として備えた原子炉において、該原子炉の前
記構成部品の少なくとも２つ以上が、使用される領域の
単位時間あたりの中性子照射量が、０.１ 〜３０×１０
16（ｎ／cm2・年）の領域ではＶ元素を、０.１〜２０×
１０17(ｎ／cm2・年）の領域ではＴｉ元素を、０.０５
〜１０×１０18（ｎ／cm2・年）の領域ではＮｂ元素
を、０.２〜５０×１０18(ｎ／cm2・年）の領域ではＴ
ａ元素を、０.１〜２０×１０19（ｎ／cm2・年）の領域
ではＺｒ元素を、０.５〜１０×１０20(ｎ／cm2・年）
の領域ではＨｆ元素を添加したオーステナイトステンレ
ス鋼からなり、前記部材は、添加元素の異なるオーステ
ナイトステンレス鋼を２層以上接合した積層構造のオー
ステナイトステンレス鋼で構成したことを特徴とする原
子炉。 - 【請求項７】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
構造を有する第一壁及びブランケットを備えた核融合炉
において、該核融合炉の前記構成部品を、使用される領
域の単位時間あたりの中性子照射量に応じて、Ｖ，Ｔ
ｉ，Ｎｂ，Ｔａ，Ｚｒ，Ｈｆの中から選ばれた１種以上
の元素を少量添加した異なるオーステナイトステンレス
鋼で構成したことを特徴とする核融合炉。 - 【請求項８】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
構造を有する第一壁及びブランケットを備えた核融合炉
において、該核融合炉の前記構成部品の少なくとも２つ
以上が、使用される領域の単位時間あたりの中性子照射
量が、０.１〜３０×１０16(ｎ／cm2・年）の領域では
Ｖ元素を、０.１〜２０×１０17(ｎ／cm2・年)の領域で
はＴｉ元素を、０.０５〜１０×１０18(ｎ／cm2・年）
の領域ではＮｂ元素を、０.２〜５０×１０18（ｎ／cm2
・年）の領域ではＴａ元素を、０.１〜２０×１０
19（ｎ／cm2・年）の領域ではＺｒ元素を添加したオー
ステナイトステンレス鋼で構成したことを特徴とする核
融合炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6003410A JPH07209485A (ja) | 1994-01-18 | 1994-01-18 | 原子炉及び核融合炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6003410A JPH07209485A (ja) | 1994-01-18 | 1994-01-18 | 原子炉及び核融合炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07209485A true JPH07209485A (ja) | 1995-08-11 |
Family
ID=11556618
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6003410A Pending JPH07209485A (ja) | 1994-01-18 | 1994-01-18 | 原子炉及び核融合炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07209485A (ja) |
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|---|---|---|---|---|
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1994
- 1994-01-18 JP JP6003410A patent/JPH07209485A/ja active Pending
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