JPS6046177B2 - 原子炉炉内機器の部材 - Google Patents
原子炉炉内機器の部材Info
- Publication number
- JPS6046177B2 JPS6046177B2 JP56040666A JP4066681A JPS6046177B2 JP S6046177 B2 JPS6046177 B2 JP S6046177B2 JP 56040666 A JP56040666 A JP 56040666A JP 4066681 A JP4066681 A JP 4066681A JP S6046177 B2 JPS6046177 B2 JP S6046177B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- irradiation
- less
- nitrogen
- internal equipment
- amount
- 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
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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
- Glass Compositions (AREA)
- Solid-Phase Diffusion Into Metallic Material Surfaces (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は高速中性子照射を受ける原子炉炉内機器の部
材に関する。
材に関する。
原子炉炉内機器は高速中性子照射によつて材料 特性
を著しく変化させることを充分考慮しなければならない
。
を著しく変化させることを充分考慮しなければならない
。
照射による特性劣化は原子炉の安全性や信頼性にも重大
な影響を及ぼすからである。 高速増殖炉では特に燃料
被覆管や炉心管等の中性子照射損傷が大きな課題となつ
ている。これは冷却材(液体ナトリウム)の温度350
〜5000Cと比較的高い上に、高速中性子の照射量も
軽水炉と比べて著しく多いからである。この場合照射さ
れた材料にはボードが形成され、それによつて生じるス
エリング(体積膨張)が大きな問題となる。 また、核
融合炉の場合は核分裂炉とは比較できない程高いエネル
ギーの中性子照射が予想される。このため、プラズマを
取り囲む第一壁材料は非常に苛酷な照射損傷を受けるこ
とになる。このときにはスエリング現象の他に核変換に
よつて生成するガス原子(水素原子がヘリウム原子)に
よる損傷が重大な問題である。本発明の目的は上記のよ
うな現状を踏えて、高速中性子に対する耐スエリング性
の優れた原子炉内機器の部材を提供するにある。
な影響を及ぼすからである。 高速増殖炉では特に燃料
被覆管や炉心管等の中性子照射損傷が大きな課題となつ
ている。これは冷却材(液体ナトリウム)の温度350
〜5000Cと比較的高い上に、高速中性子の照射量も
軽水炉と比べて著しく多いからである。この場合照射さ
れた材料にはボードが形成され、それによつて生じるス
エリング(体積膨張)が大きな問題となる。 また、核
融合炉の場合は核分裂炉とは比較できない程高いエネル
ギーの中性子照射が予想される。このため、プラズマを
取り囲む第一壁材料は非常に苛酷な照射損傷を受けるこ
とになる。このときにはスエリング現象の他に核変換に
よつて生成するガス原子(水素原子がヘリウム原子)に
よる損傷が重大な問題である。本発明の目的は上記のよ
うな現状を踏えて、高速中性子に対する耐スエリング性
の優れた原子炉内機器の部材を提供するにある。
本発明は、高速中性子照射を受ける原子炉炉内機器の部
材において、その部材は重量で、CO.OO3〜0.0
1%、Sil%以下,Mn2%以下,Crl5〜25%
,Nl8〜35%,NO.O8〜0.15%及び残部F
eからなるオーステナイト鋼によつて構成されているこ
とを特徴とする原子炉炉内機器の部材にある。
材において、その部材は重量で、CO.OO3〜0.0
1%、Sil%以下,Mn2%以下,Crl5〜25%
,Nl8〜35%,NO.O8〜0.15%及び残部F
eからなるオーステナイト鋼によつて構成されているこ
とを特徴とする原子炉炉内機器の部材にある。
本発明に係る部材は、1016nvt以上の中性子照射
量、好ましくは1σ0nvt以上の中性子照射を受ける
部分に使用されるときに大きな効果が発揮される。
量、好ましくは1σ0nvt以上の中性子照射を受ける
部分に使用されるときに大きな効果が発揮される。
含有させる窒素量は、特に合金中で実質的に窒化物を形
成しない量が好ましい。
成しない量が好ましい。
窒素は合金中にほとんど固溶していることが好ましい。
特に、0.05〜0.踵量%が好ましい。本発明に係る
部材は全オーステナイト組織を有するものが好ましい。
特に、0.05〜0.踵量%が好ましい。本発明に係る
部材は全オーステナイト組織を有するものが好ましい。
従来、オーステナイト鋼に含まれる窒素は、中性子照射
による核反応によつて生じるヘリウム原子が高温域でヘ
リウム損傷を引き起すという懸念があつた。
による核反応によつて生じるヘリウム原子が高温域でヘ
リウム損傷を引き起すという懸念があつた。
従つて、窒素含有量を減少させる対策がとられていた。
しかしながら、今回照射損傷に及ぼす窒素の影響につい
て超電圧電子顕微鏡によつて詳細に検討した結果、照射
によつて導入される格子間原子及び空孔子点などの格子
欠陥と窒素原子との相互作用によつてむしろ窒素原子は
損傷を軽減する傾向があることを発見した。すなわ.ち
、窒素を添加した方が良好な耐照射性を示すことを明ら
かにした。次に本発明材のオーステナイト鋼の化学成分
について説明する。Cは、強度を向上させるが、耐照射
性の点から!炭化物として析出させることは好ましくな
いので、0.01%以下とすべきである。
しかしながら、今回照射損傷に及ぼす窒素の影響につい
て超電圧電子顕微鏡によつて詳細に検討した結果、照射
によつて導入される格子間原子及び空孔子点などの格子
欠陥と窒素原子との相互作用によつてむしろ窒素原子は
損傷を軽減する傾向があることを発見した。すなわ.ち
、窒素を添加した方が良好な耐照射性を示すことを明ら
かにした。次に本発明材のオーステナイト鋼の化学成分
について説明する。Cは、強度を向上させるが、耐照射
性の点から!炭化物として析出させることは好ましくな
いので、0.01%以下とすべきである。
0.01%以下で炭化物の析出を防止することができる
。
。
また、耐SCC性(軽水炉では高温高圧の純水という環
境である)という点からも炭素量は炭化物が析出しない
含有量とする。しかし、0.003%未満では強度が不
足するので、0.003%以上とすべきである。Nは、
耐スエーリング性を向上させるという点から0.08%
以上必要である。
境である)という点からも炭素量は炭化物が析出しない
含有量とする。しかし、0.003%未満では強度が不
足するので、0.003%以上とすべきである。Nは、
耐スエーリング性を向上させるという点から0.08%
以上必要である。
含有量を増加するとその効果も大きくなるが、多量の窒
素の含有は窒化物を形成する傾向がある。窒化物の析出
はマトリックス中の固溶窒素量を減少させるとともにJ
Cr窒化物を形成し、耐スエーリング性に対し悪影響が
ある。このため、窒素含有量を0.15%以下とすべき
である。特に、炭素量の低下による強度低下を、Nの添
加によつてそれを補うよう、両者の合計量を0.09%
以上とするのが好ましい。以上の炭素量及び窒素量を含
有し、その他付随的にP及びS等の不純物元素が含有さ
れる。更に本発明にはMOを1〜3%添加したオーステ
ナイトステンレス鋼からなる。特に、その化学成分範囲
は前述のC量,N量,Si量,Mn量の他Crl5〜2
0%,NllO〜15%,MO2〜3%が好ましい。S
1及びMnは溶解における脱酸剤として添加され、含有
されるもので、各々1%以下及び2%以下含有される。
素の含有は窒化物を形成する傾向がある。窒化物の析出
はマトリックス中の固溶窒素量を減少させるとともにJ
Cr窒化物を形成し、耐スエーリング性に対し悪影響が
ある。このため、窒素含有量を0.15%以下とすべき
である。特に、炭素量の低下による強度低下を、Nの添
加によつてそれを補うよう、両者の合計量を0.09%
以上とするのが好ましい。以上の炭素量及び窒素量を含
有し、その他付随的にP及びS等の不純物元素が含有さ
れる。更に本発明にはMOを1〜3%添加したオーステ
ナイトステンレス鋼からなる。特に、その化学成分範囲
は前述のC量,N量,Si量,Mn量の他Crl5〜2
0%,NllO〜15%,MO2〜3%が好ましい。S
1及びMnは溶解における脱酸剤として添加され、含有
されるもので、各々1%以下及び2%以下含有される。
それらを越える含有量では加工性が低下しまずい。Cr
及びNiはオーステナイト相を形成し、高温における強
度を向上させるために各々15%以上及び8%以上含有
される。
及びNiはオーステナイト相を形成し、高温における強
度を向上させるために各々15%以上及び8%以上含有
される。
しかし、Cr25%及びNl35%を越えると加工性が
低下するのでまずい。MOは高温強度を高めるために含
有され、1%未満では効果が少なく、逆に3%を越える
と加工性が低下する。
低下するのでまずい。MOは高温強度を高めるために含
有され、1%未満では効果が少なく、逆に3%を越える
と加工性が低下する。
本発明材は溶体化処理を施して全オーステナイト組織の
ものが使用されるが、溶体化処理後冷間加工を施したま
まで使用することもできる。実施例第1表は用いた試料
の化学組成(重量%)である。
ものが使用されるが、溶体化処理後冷間加工を施したま
まで使用することもできる。実施例第1表は用いた試料
の化学組成(重量%)である。
試料NO.l,3及び4は比較材であり、NO.2,5
及び6が本発明材である。
及び6が本発明材である。
残部はいずれもFeである。これらの試料を1,050
〜1100′Cて30分間加熱処理する溶体化処理を行
なつた後、電解研摩し、超高圧電子顕微鏡を使用して電
子線照射を行つた。加工電圧1,000keVで、約5
×1CPn/dに相当する中性子照射損傷を与えて、試
料に形成された転位組織やボイドの形成状態を観察した
。結果を、第1図及び第2図に示す。第1図は、スエリ
ング量と照射温度、及び第2図はボイド密度と照射温度
との関係を示す線図である。
〜1100′Cて30分間加熱処理する溶体化処理を行
なつた後、電解研摩し、超高圧電子顕微鏡を使用して電
子線照射を行つた。加工電圧1,000keVで、約5
×1CPn/dに相当する中性子照射損傷を与えて、試
料に形成された転位組織やボイドの形成状態を観察した
。結果を、第1図及び第2図に示す。第1図は、スエリ
ング量と照射温度、及び第2図はボイド密度と照射温度
との関係を示す線図である。
第1図に示す如く、C量がほぼ同じでも窒素含有量の高
い本発明のNO.2は比較材のNO.lに比べ小さいス
エリング量を示している。
い本発明のNO.2は比較材のNO.lに比べ小さいス
エリング量を示している。
このことは第2図に示すボイド密度の差にも明瞭に表わ
れている。以上のように窒素の存在はホイド形成による
スエリングを抑制する働きがあり、窒素添加は耐照射性
の改善に非常にきわめて有効であることが分る。第2表
は同じ照射量の条件下で、500℃で照射試験後のスエ
リング量を示したものである。
れている。以上のように窒素の存在はホイド形成による
スエリングを抑制する働きがあり、窒素添加は耐照射性
の改善に非常にきわめて有効であることが分る。第2表
は同じ照射量の条件下で、500℃で照射試験後のスエ
リング量を示したものである。
表に示すように、本発明のNO.2,5及び6はスエリ
ング量がいずれも1%以下であり、比較のものの半分以
下できわめて耐スエリング性が高いことが分る。また、
電子線照射によつて導入される転位組織の観察結果にお
いても本発明材は比較材よりも転位密度が小さい傾向を
示していた。
ング量がいずれも1%以下であり、比較のものの半分以
下できわめて耐スエリング性が高いことが分る。また、
電子線照射によつて導入される転位組織の観察結果にお
いても本発明材は比較材よりも転位密度が小さい傾向を
示していた。
これは照射欠陥に帰因する材料の脆化を考えた場合、そ
の程度が軽減する傾向にあることを意味している。電子
線照射と中性子照射により材料損傷はその様子が異なる
が、従来のそれらの損傷度合の比較から、本発明材は中
性子照射下でも優れた耐照射性が期待できる。以上、本
発明によれば、耐照射性の優れた合金が得られ、原子炉
炉内機器材として優れた効果が得られる。
の程度が軽減する傾向にあることを意味している。電子
線照射と中性子照射により材料損傷はその様子が異なる
が、従来のそれらの損傷度合の比較から、本発明材は中
性子照射下でも優れた耐照射性が期待できる。以上、本
発明によれば、耐照射性の優れた合金が得られ、原子炉
炉内機器材として優れた効果が得られる。
・図面の簡単な説明
第1図はスエリング量と照射温度の関係及び第2図はボ
イド密度と照射温度の関係を示す線図である。
イド密度と照射温度の関係を示す線図である。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 高速中性子照射を受ける原子炉炉内機器の部材にお
いて、該部材は重量で、C0.003〜0.01%、S
i1%以下、Mn2%以下、Cr15〜25%、Ni8
〜35%、N0.08〜0.15%及び残部Feからな
るオーステナイト鋼によつて構成されていることを特徴
とする原子炉炉内機器の部材。 2 高速中性子照射を受ける原子炉炉内機器の部材にお
いて、該部材は重量で、C0.003〜0.01%、S
i1%以下、Mn2%以下、Cr15〜25%、Ni8
〜35%、Mo1〜3%、N0.08〜0.15%及び
残部Feからなるオーステナイト鋼によつて構成されて
いることを特徴とする原子炉炉内機器の部材。
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56040666A JPS6046177B2 (ja) | 1981-03-20 | 1981-03-20 | 原子炉炉内機器の部材 |
US06/358,211 US4560407A (en) | 1981-03-20 | 1982-03-15 | Alloy for use in a radioactive ray environment and reactor core members |
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 |
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 |
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 |
---|---|---|---|
JP56040666A JPS6046177B2 (ja) | 1981-03-20 | 1981-03-20 | 原子炉炉内機器の部材 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS57155352A JPS57155352A (en) | 1982-09-25 |
JPS6046177B2 true JPS6046177B2 (ja) | 1985-10-15 |
Family
ID=12586849
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP56040666A Expired JPS6046177B2 (ja) | 1981-03-20 | 1981-03-20 | 原子炉炉内機器の部材 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6046177B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS63190144A (ja) * | 1987-02-03 | 1988-08-05 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 高温用オ−ステナイト系ステンレス鋼 |
JPH0559494A (ja) * | 1991-09-03 | 1993-03-09 | Hitachi Ltd | 耐照射誘起偏析に優れたオーステナイトステンレス鋼 |
CN105088094B (zh) * | 2015-08-11 | 2018-04-27 | 宝钢特钢有限公司 | 一种控氮奥氏体不锈钢大锻件的制造方法 |
-
1981
- 1981-03-20 JP JP56040666A patent/JPS6046177B2/ja not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS57155352A (en) | 1982-09-25 |
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