JPS5845358A - 軽水炉用炉心の部材 - Google Patents
軽水炉用炉心の部材Info
- Publication number
- JPS5845358A JPS5845358A JP56141034A JP14103481A JPS5845358A JP S5845358 A JPS5845358 A JP S5845358A JP 56141034 A JP56141034 A JP 56141034A JP 14103481 A JP14103481 A JP 14103481A JP S5845358 A JPS5845358 A JP S5845358A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- nuclear reactor
- stainless steel
- neutron irradiation
- irradiation
- 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.)
- Granted
Links
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
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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】
本発明は原子炉炉心に係り、特に中性子照射を受ける炉
心部の機器部品類の脆化を防止するのに好適な原子炉炉
心に関する。
心部の機器部品類の脆化を防止するのに好適な原子炉炉
心に関する。
従来、軽水炉炉心の機器部品には主として、５ＵＳ３０
４が使用されている。原子炉の運転期間中、炉心部の機
器部品は中性子照射を受けるので機器部品材料は耐照射
性に優れ脆化しにくいものが望まれている。
４が使用されている。原子炉の運転期間中、炉心部の機
器部品は中性子照射を受けるので機器部品材料は耐照射
性に優れ脆化しにくいものが望まれている。
本発明の目的は、中性子照射に対し、耐照射性に優れ、
脆化しにく一機器部品を備えた原子炉炉心を提供するこ
とにある。
脆化しにく一機器部品を備えた原子炉炉心を提供するこ
とにある。
本発明者らは、１０２３ｎ／ｍ２（０，１）Ｍｅ Ｖ
）以上の中性子照射を受けると、５ＵＳ３０４の伸びは
中性子照射を受けない部分より小さくなることから、５
ＵＳ３０４に代わる耐中性子照射性の材料について鋭意
検討する過程において、ステンレス鋼の中性子照射によ
る脆化は主としてステンレス鋼中に中性子照射によって
形成される転位ループに起因することに着目し、重量比
でＣ：０．０３％以下、Ｎｅｏ、ｏｓ〜０．１５％含有
するオーステナイト系ステンレス鋼を用いることによっ
て中性子照射による転位ループの形成を抑制するように
したものである。
）以上の中性子照射を受けると、５ＵＳ３０４の伸びは
中性子照射を受けない部分より小さくなることから、５
ＵＳ３０４に代わる耐中性子照射性の材料について鋭意
検討する過程において、ステンレス鋼の中性子照射によ
る脆化は主としてステンレス鋼中に中性子照射によって
形成される転位ループに起因することに着目し、重量比
でＣ：０．０３％以下、Ｎｅｏ、ｏｓ〜０．１５％含有
するオーステナイト系ステンレス鋼を用いることによっ
て中性子照射による転位ループの形成を抑制するように
したものである。
本発明において、上記のオーステナイト系ステンレス鋼
は原子炉炉心部内で中性子馬対を受ける機器部品の材料
となる。ここで上記オーステナイト系ステンレス鋼で作
製される機器部品は、中性子照射を受ける個所に配置さ
れる機器部品の全てに限る必要はなく、特に中性子照射
量が多い個所に配置される機器部品であってもよい。
は原子炉炉心部内で中性子馬対を受ける機器部品の材料
となる。ここで上記オーステナイト系ステンレス鋼で作
製される機器部品は、中性子照射を受ける個所に配置さ
れる機器部品の全てに限る必要はなく、特に中性子照射
量が多い個所に配置される機器部品であってもよい。
このような機器部品としては、例えば従来原子炉炉心に
用いられている５ＵＳ３０４の場合、１０”’ ｎ／ｍ
２ （０，１Ｍｅ Ｖ ）以上の中性子照射を受けると
伸びが小さくなるので、このような事態が発生しやすい
場所、すなわち中性子照射を１０２３ｎ／ｍ２（）ｏ、
ＩＭ ｅ Ｖ ）以上受ける場所に放置される機器部品
を挙げることができる。
用いられている５ＵＳ３０４の場合、１０”’ ｎ／ｍ
２ （０，１Ｍｅ Ｖ ）以上の中性子照射を受けると
伸びが小さくなるので、このような事態が発生しやすい
場所、すなわち中性子照射を１０２３ｎ／ｍ２（）ｏ、
ＩＭ ｅ Ｖ ）以上受ける場所に放置される機器部品
を挙げることができる。
第１図はＢＷＲ型原子炉炉心部の概略断面図であって、
図中、■は中性子源パイプ、２は炉心支持体、３は中性
子計装管、４は制御棒を示し、これらの機器部品の中性
子照射量が多いのでこれらを重量比にてＣ：０．０３％
以下、Ｎ：０．０５〜０．１５％含有するオーステナイ
ト系ステンレス鋼で作製することができる。図中１〜４
で示す機器部品の他にこれらの機器部品間に介在する細
いパーツ等も上記オーステナイト系ステンレス鋼で作製
することができる。
図中、■は中性子源パイプ、２は炉心支持体、３は中性
子計装管、４は制御棒を示し、これらの機器部品の中性
子照射量が多いのでこれらを重量比にてＣ：０．０３％
以下、Ｎ：０．０５〜０．１５％含有するオーステナイ
ト系ステンレス鋼で作製することができる。図中１〜４
で示す機器部品の他にこれらの機器部品間に介在する細
いパーツ等も上記オーステナイト系ステンレス鋼で作製
することができる。
オーステナイト系ステンレス鋼中、ＣおよびＮはそれぞ
れ重量比で０．０３％以下および０．０５〜０．１５％
含有される。
れ重量比で０．０３％以下および０．０５〜０．１５％
含有される。
Ｃの含有量が０．０３％を超えると、機器部品の耐ＳＣ
Ｃ性が低下するので避けるべきである。Ｎの含有量が０
．０５％よりも少ないと、転位ループ生成抑制の効果が
少なく、シタがって耐中性子照射性が改善されず機器部
品の脆化のおそれがある。
Ｃ性が低下するので避けるべきである。Ｎの含有量が０
．０５％よりも少ないと、転位ループ生成抑制の効果が
少なく、シタがって耐中性子照射性が改善されず機器部
品の脆化のおそれがある。
−万Ｎ含有量が０．０５％を超えると含有量の増大につ
れて耐中性子照射性が向上するが、Ｎの含有量が０，１
５％を超えると、窒化物析出の危険性がある。
れて耐中性子照射性が向上するが、Ｎの含有量が０，１
５％を超えると、窒化物析出の危険性がある。
本発明においてオーステナイト系ステンレス鋼中にはＮ
の他に重量比でＣｒ：１５〜２０％。
の他に重量比でＣｒ：１５〜２０％。
Ｎｉ：１０〜１５％、ＭＯ：２．０〜３．０含有させる
ことによって耐中性子照射性を向上させることが望まし
い。
ことによって耐中性子照射性を向上させることが望まし
い。
Ｃｒの含有量が１５％よりも少ない′と強度および耐高
温酸化性が低下し、かつγ相の生成により不安定となる
。一方Ｃｒの含有量が２０％を超えると、耐中性子照射
性が低下する。
温酸化性が低下し、かつγ相の生成により不安定となる
。一方Ｃｒの含有量が２０％を超えると、耐中性子照射
性が低下する。
また耐腐食性を向上させる観点から、Ｎ：を１０％以上
含有することが望捷しいが、過度のＮｉは中性子照射に
よる機器部品の脆化の危険性もあるのでＮ：含有量は１
０〜１５％がよい。さらに機器部品の強度向上、照射ス
エリング性の改善の見地からＭＯを２．０〜３．０％含
有させることができる。
含有することが望捷しいが、過度のＮｉは中性子照射に
よる機器部品の脆化の危険性もあるのでＮ：含有量は１
０〜１５％がよい。さらに機器部品の強度向上、照射ス
エリング性の改善の見地からＭＯを２．０〜３．０％含
有させることができる。
以下、本発明の一実施例を説明する。
第１表は実験に使用した試料の化学成分を示し、−厘１
が本発明の部品材料で＆２は比較材である。
が本発明の部品材料で＆２は比較材である。
窒素量が犬きく異なる以外他の成分量はほぼ同一である
。
。
第 １ 表
（表中、数値は重量％を表わす）
試料は、それぞれ１０５０１１ｒで１５分間溶体化処理
した後、超高圧電子顕微値（加速電圧ＩＭＶ）内での電
子照射を行った。第２図（Ａ）、（Ｂ）は試料扁１．扁
２について５００ＣでＩ Ｘ １０２７ｎ／ｍ２の中性
子照射に相当する照射を照射速度４．８ Ｘ １０”
ｅ／ｓｅｅ （２，２Ｘ Ｉ Ｑ−３ｄｐａ／５ｅｃ
）で与えた時の転位ループの形成を示している。窒素の
含有量の多いＪｆ５１〔第１図（Ａ）〕は、＆２〔第１
図（Ｂ）〕にくらべて転位ルコプの成長が著しく少なく
、脆化量力５小さいことを示している。
した後、超高圧電子顕微値（加速電圧ＩＭＶ）内での電
子照射を行った。第２図（Ａ）、（Ｂ）は試料扁１．扁
２について５００ＣでＩ Ｘ １０２７ｎ／ｍ２の中性
子照射に相当する照射を照射速度４．８ Ｘ １０”
ｅ／ｓｅｅ （２，２Ｘ Ｉ Ｑ−３ｄｐａ／５ｅｃ
）で与えた時の転位ループの形成を示している。窒素の
含有量の多いＪｆ５１〔第１図（Ａ）〕は、＆２〔第１
図（Ｂ）〕にくらべて転位ルコプの成長が著しく少なく
、脆化量力５小さいことを示している。
第３図および第４図はそれぞれ照射温度５５０Ｃおよび
照射温度４７０Ｃのときの転位ループの成長と照射量の
関係を示しており、照射温度が４７０Ｃおよび５５０Ｃ
のいずれの場合も試料名１では転位ループの成長が抑制
されること？示している。′したがって、対−ステナイ
ト系ステンレス鋼中ニ窒素を添加することによつマ、中
性子照射による脆化を抑制できることがわかる。
照射温度４７０Ｃのときの転位ループの成長と照射量の
関係を示しており、照射温度が４７０Ｃおよび５５０Ｃ
のいずれの場合も試料名１では転位ループの成長が抑制
されること？示している。′したがって、対−ステナイ
ト系ステンレス鋼中ニ窒素を添加することによつマ、中
性子照射による脆化を抑制できることがわかる。
本発明によれば、原子炉炉心部内の中性子照射を受ける
機器部品材料の照射脆化を著しく抑制することができる
ので、原子炉炉心の信頼性が向上し、機器部品の長寿命
化を図ることができる。
機器部品材料の照射脆化を著しく抑制することができる
ので、原子炉炉心の信頼性が向上し、機器部品の長寿命
化を図ることができる。
第１図は本発明の一例を示す原子炉炉内構造を示す概略
断面図、第２図（Ａ）、（Ｂ）は中性子照射による転位
ループの形成状態を示す試料断面の電子顕微債写真、第
３図および第４図はそれぞれ照射温度が４７０ｔ：およ
び５００Ｃにおける転位ループの成長と中性子照射量と
の関係を示す図である。
断面図、第２図（Ａ）、（Ｂ）は中性子照射による転位
ループの形成状態を示す試料断面の電子顕微債写真、第
３図および第４図はそれぞれ照射温度が４７０ｔ：およ
び５００Ｃにおける転位ループの成長と中性子照射量と
の関係を示す図である。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、重量比で、Ｃ：０．０３％以下、Ｎ：０．０５〜０
．１５％、含有するオーステナイト系ステンレス鋼で作
製された機器部品を中性子照射を受ける炉心部内に備え
たことを特徴とする原子炉炉心。 ２、オーステナイト系ステンレス鋼が、重量比でＣ：０
．０３％以下、 Ｎ ： ０．０５〜０．１５％、Ｃｒ
：１５〜２０％、Ｎｉ：ｔｏ〜１５％、ＭＯ：２、０〜
３．０％含有することを特徴とする特許請求の範囲側１
項記載の原子炉炉心。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56141034A JPS5845358A (ja) | 1981-09-09 | 1981-09-09 | 軽水炉用炉心の部材 |
| US06/358,211 US4560407A (en) | 1981-03-20 | 1982-03-15 | Alloy for use in a radioactive ray environment and reactor core members |
| DE8282301404T DE3272417D1 (en) | 1981-03-20 | 1982-03-18 | Alloy suitable for use in a radioactive radiation environment and a reactor core component formed therefrom |
| EP82301404A EP0067501B2 (en) | 1981-03-20 | 1982-03-18 | Alloy suitable for use in a radioactive radiation environment and a reactor core component formed therefrom |
| CA000398877A CA1194711A (en) | 1981-03-20 | 1982-03-19 | Alloy for use in a radioactive ray environment and reactor core members |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56141034A JPS5845358A (ja) | 1981-09-09 | 1981-09-09 | 軽水炉用炉心の部材 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5845358A true JPS5845358A (ja) | 1983-03-16 |
| JPS6214026B2 JPS6214026B2 (ja) | 1987-03-31 |
Family
ID=15282681
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56141034A Granted JPS5845358A (ja) | 1981-03-20 | 1981-09-09 | 軽水炉用炉心の部材 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5845358A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
-
1981
- 1981-09-09 JP JP56141034A patent/JPS5845358A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
|---|---|
| JPS6214026B2 (ja) | 1987-03-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR950005322B1 (ko) | 우수한 연성을 가진 지르코늄 합금 | |
| US4879093A (en) | Ductile irradiated zirconium alloy | |
| US5254308A (en) | Zirconium alloy with improved post-irradiation properties | |
| JP5933640B2 (ja) | 沸騰水型原子炉核燃料集合体の部品のためのシャドー腐食に耐性のあるジルコニウム合金、その合金で作られた部品、核燃料集合体、及びその使用 | |
| EP0532830A2 (en) | Zirconium alloy with superior ductility | |
| US5278882A (en) | Zirconium alloy with superior corrosion resistance | |
| JPH01275740A (ja) | オーステナイト系ステンレス鋼合金 | |
| JPS63303038A (ja) | 応力腐食割れに対する抵抗性の増大した軽水炉の炉心 | |
| EP0106426A1 (en) | Austenitic alloys and reactor components made thereof | |
| KR940010230B1 (ko) | 오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재 | |
| JPS5845358A (ja) | 軽水炉用炉心の部材 | |
| FI114320B (fi) | Zirkoniumlejeerinki, jossa on volframia ja nikkeliä | |
| US4560407A (en) | Alloy for use in a radioactive ray environment and reactor core members | |
| US5539794A (en) | Reduction of manganese content of stainless alloys to mitigate corrosion of neighboring in-core zirconium based components | |
| Bates et al. | Reduction of irradiation-induced creep and swelling in AISI 316 by compositional modifications | |
| RU2124065C1 (ru) | Аустенитный железохромоникелевый сплав для пружинных элементов атомных реакторов | |
| JPS6166188A (ja) | 原子炉制御棒 | |
| JPH05171359A (ja) | 窒素とホウ素の含有量を極めて低くしたオーステナイト系ステンレス鋼 | |
| JPS6017058A (ja) | 高照射領域内機器用合金 | |
| JPS6333535A (ja) | 原子炉用ジルコニウム合金 | |
| JPS6075543A (ja) | 高照射領域内機器用合金 | |
| JPS6316290A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH06228709A (ja) | 耐照射性オーステナイト鉄基合金 | |
| Shibahara et al. | Effects of metallurgical variables on swelling of modified 316 and higher Ni austenitic stainless steels | |
| JPH0325500B2 (ja) |