JPS6060535A - ベリリウムのノジユラ−コロ−ジヨン感受性試験方法 - Google Patents
ベリリウムのノジユラ−コロ−ジヨン感受性試験方法Info
- Publication number
- JPS6060535A JPS6060535A JP58168250A JP16825083A JPS6060535A JP S6060535 A JPS6060535 A JP S6060535A JP 58168250 A JP58168250 A JP 58168250A JP 16825083 A JP16825083 A JP 16825083A JP S6060535 A JPS6060535 A JP S6060535A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- beryllium
- corrosion
- autoclave
- pressure
- sample
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N17/00—Investigating resistance of materials to the weather, to corrosion, or to light
Landscapes
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Biodiversity & Conservation Biology (AREA)
- Ecology (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Environmental Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Analytical Chemistry (AREA)
- Biochemistry (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Immunology (AREA)
- Pathology (AREA)
- Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)
- Investigating And Analyzing Materials By Characteristic Methods (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】
[発明の技術分野]
本発明は水冷却型原子炉の燃料被覆管など耐食性を要求
される炉内材料として用いられるベリリウムのノジーラ
ーコロージ目ン感受性試験方法に関するものである。
される炉内材料として用いられるベリリウムのノジーラ
ーコロージ目ン感受性試験方法に関するものである。
[発明の技術的背景とその問題点]
金属ベリリウムは比重が1.84でマグネシウムと殆ど
同じであり、アルミニウムの2.7、チタン4.:より
はるかに小さく、いわゆる軽金属の中でも旧最高660
℃でとけてしまう中で、ベリリウムのみは1284℃と
いう高い融点をもち、それだけ耐熱性も優れている。ま
た、比熱が大きく、弾性係数が非常に高い。
同じであり、アルミニウムの2.7、チタン4.:より
はるかに小さく、いわゆる軽金属の中でも旧最高660
℃でとけてしまう中で、ベリリウムのみは1284℃と
いう高い融点をもち、それだけ耐熱性も優れている。ま
た、比熱が大きく、弾性係数が非常に高い。
さらにベリリウムの原子核は熱中性子の吸収が4 金属
中最も少い上に、高速中性子減速能が優れておシ、かつ
散乱断面積も大きいので、原子炉の減速材、反射材々と
に使用されている。さらにγ線照射を受けると中性子を
発生するので、中性子源としても使用されている。
中最も少い上に、高速中性子減速能が優れておシ、かつ
散乱断面積も大きいので、原子炉の減速材、反射材々と
に使用されている。さらにγ線照射を受けると中性子を
発生するので、中性子源としても使用されている。
ところが、最近の研究において、ベリリウムを原子炉内
の高温高圧の水もしくは水蒸気中で使用すると、その使
用時間の経過とともに、いわゆるノジーラーコロージョ
ンと呼ばれる腐食反応による白色腐食生成物が、その表
面に斑点状に生成してくるおそれのあることが分かって
きた。これはベリリウムが高温、水と反応し、生成され
た水素が: 金属基材と表面の酸化膜との間に蓄積して
腐食生成物を形成するものである。この腐食生成物は、
収吐酷1+’r主孟−r主需験藷翻l ハ+ −Irl
訃本篇ユr剥離して、ベリリウムの強度低下を招くおそ
れがある。
の高温高圧の水もしくは水蒸気中で使用すると、その使
用時間の経過とともに、いわゆるノジーラーコロージョ
ンと呼ばれる腐食反応による白色腐食生成物が、その表
面に斑点状に生成してくるおそれのあることが分かって
きた。これはベリリウムが高温、水と反応し、生成され
た水素が: 金属基材と表面の酸化膜との間に蓄積して
腐食生成物を形成するものである。この腐食生成物は、
収吐酷1+’r主孟−r主需験藷翻l ハ+ −Irl
訃本篇ユr剥離して、ベリリウムの強度低下を招くおそ
れがある。
また同じ材質のベリリウムでも感受性の相違によシノジ
二う−コロージョンを生ずるものと、そうでないものも
あることが判明しており、炉内材料として原子炉装荷の
前に、材料の状態で、その適否を容易に判定することが
要望されていた。
二う−コロージョンを生ずるものと、そうでないものも
あることが判明しており、炉内材料として原子炉装荷の
前に、材料の状態で、その適否を容易に判定することが
要望されていた。
[発明の目的]
本発明は、かかる点に鑑みなされたもので、原子炉稼動
中にベリリウム表面にノジーラーコロージョンが発生し
力いことを、炉外で材料の状態で簡単に且つ短時間に予
測して、炉装荷の適否を判定することができるベリリウ
ムのノジュラーコロージ田ン感受性試験方法を提供する
ことを目的とするものである。
中にベリリウム表面にノジーラーコロージョンが発生し
力いことを、炉外で材料の状態で簡単に且つ短時間に予
測して、炉装荷の適否を判定することができるベリリウ
ムのノジュラーコロージ田ン感受性試験方法を提供する
ことを目的とするものである。
[発明の概要]
本発明はベリリウム試料を温度425〜515℃、圧力
50〜115 kg/cdの水蒸気中に1時間以上放置
した後、試料表面を観察して炉装荷の適否を判定するξ
とを特徴とするものである。
50〜115 kg/cdの水蒸気中に1時間以上放置
した後、試料表面を観察して炉装荷の適否を判定するξ
とを特徴とするものである。
本発明は高温高圧水蒸気の耐熱圧力容器内に試料を入れ
、上記栄件の下で腐食加速試験を行うものである。
、上記栄件の下で腐食加速試験を行うものである。
本発明において圧力容器内の水蒸気温度を425〜51
5℃とした理由は425℃未満では耐ノジーラーコロー
ジヲン性の悪い材料でも白色斑点状の腐食生成物が発生
しに<<、また515℃を超えると急速に腐食生成物が
発生し、感受性の程度を段階的に判定することが困難と
なるからである。
5℃とした理由は425℃未満では耐ノジーラーコロー
ジヲン性の悪い材料でも白色斑点状の腐食生成物が発生
しに<<、また515℃を超えると急速に腐食生成物が
発生し、感受性の程度を段階的に判定することが困難と
なるからである。
また本発明において圧力を50〜115 #/CI&に
限定した理由は、50 # / ct1未満では腐食生
成物の発生量が少なく短時間の感受性試験として適さず
、また115kg/cflを越えると、高温時と同様に
急速に腐食生成物が発生してしまい、感受性の程度を段
着的に判定することができないからである。
限定した理由は、50 # / ct1未満では腐食生
成物の発生量が少なく短時間の感受性試験として適さず
、また115kg/cflを越えると、高温時と同様に
急速に腐食生成物が発生してしまい、感受性の程度を段
着的に判定することができないからである。
また本発明において試験時間を1時間以上としたのは、
これ未満の短い時間では耐ノジーラーコロージョン性の
悪い材料でも腐食の進行が遅く判定に最小限必要115
mg/dの増量が得られず、有効な判定をすることが
できないからである。
これ未満の短い時間では耐ノジーラーコロージョン性の
悪い材料でも腐食の進行が遅く判定に最小限必要115
mg/dの増量が得られず、有効な判定をすることが
できないからである。
[発明の実施例]
以下本発明の一実施例を図面を参照して詳細に説明する
。第1図は本発明試験方法に用いる試験装置の概略を示
すもので、図において3は蒸気発生用のオートクレーブ
、2はノジュラーコロージョン試験用の試料を入れる試
験室となるオートクレーブである0 オートクレーブ2とオートクレーブ3はノ(ルフ゛6を
介して連結されていると共に、圧力計8,9により夫々
単独に圧力を計測できるようになっている。蒸気発−生
用のオートクレーブ3は、常用使用温度4000、常用
使用圧力150 k’;l/cdt、内容積51、胴体
はSUS 316製である。試料室となるオートクレー
ブ2は常用使用温度520℃、圧力120 kg/cr
l。
。第1図は本発明試験方法に用いる試験装置の概略を示
すもので、図において3は蒸気発生用のオートクレーブ
、2はノジュラーコロージョン試験用の試料を入れる試
験室となるオートクレーブである0 オートクレーブ2とオートクレーブ3はノ(ルフ゛6を
介して連結されていると共に、圧力計8,9により夫々
単独に圧力を計測できるようになっている。蒸気発−生
用のオートクレーブ3は、常用使用温度4000、常用
使用圧力150 k’;l/cdt、内容積51、胴体
はSUS 316製である。試料室となるオートクレー
ブ2は常用使用温度520℃、圧力120 kg/cr
l。
内容積5)、胴体はSUS 316にインコネル600
(ヘンリー・ライギン社製商品名)を内張すし、更に蓋
板もインコネル600を使用して高温高圧に耐えられる
ようになっている。10 、11は安全弁、稔はポンプ
を夫々示す。
(ヘンリー・ライギン社製商品名)を内張すし、更に蓋
板もインコネル600を使用して高温高圧に耐えられる
ようになっている。10 、11は安全弁、稔はポンプ
を夫々示す。
次に上記装置を用いて行う試験方法について説明する。
ベリリウム腐食試験片として縦20jIll11.横2
7 mN、厚さ2龍のベリリウム板を用い、この表面を
600番の炭化ケイ素粉で研摩した後、リン酸、クロム
酸、および硫酸を含む水溶液で約100°Cの温度で閏
秒化学研摩した。これを水、エタノールで洗浄後、乾燥
した。こうして得られた試料1をステンレスあるいはN
i基合金のワイヤ13で吊下してオートクレーブ2内に
支持した。オートクレーブ2を真空脱気後、425〜5
15°Cに加熱した。次にオートクレーブ3に脱イオン
水または蒸留水4を入れ、加熱した。150℃で水4の
全量の約3分の1を排水した。排水終了後、オートクレ
ーブ3の温度をコントロールすることによりオートクレ
ーブ3の水蒸気14の圧力を一定に保持した。例えば2
50℃では飽和水蒸気圧41kg/m、300’Oで8
8kg/d、 315℃で108に97d である。
7 mN、厚さ2龍のベリリウム板を用い、この表面を
600番の炭化ケイ素粉で研摩した後、リン酸、クロム
酸、および硫酸を含む水溶液で約100°Cの温度で閏
秒化学研摩した。これを水、エタノールで洗浄後、乾燥
した。こうして得られた試料1をステンレスあるいはN
i基合金のワイヤ13で吊下してオートクレーブ2内に
支持した。オートクレーブ2を真空脱気後、425〜5
15°Cに加熱した。次にオートクレーブ3に脱イオン
水または蒸留水4を入れ、加熱した。150℃で水4の
全量の約3分の1を排水した。排水終了後、オートクレ
ーブ3の温度をコントロールすることによりオートクレ
ーブ3の水蒸気14の圧力を一定に保持した。例えば2
50℃では飽和水蒸気圧41kg/m、300’Oで8
8kg/d、 315℃で108に97d である。
次にオートクレーブ2と3とを連結するバルブ6を徐々
に開き、3から2に水蒸気15を供給した。
に開き、3から2に水蒸気15を供給した。
温度425〜515’C1圧力50〜115勿/dに保
持し、たとえば1〜35時間程度放置した後、オートク
レ−ブを冷却して試料1を取シ出した。そして試料1を
観察して7ジユラーコロージヨン感受性を判定した。
持し、たとえば1〜35時間程度放置した後、オートク
レ−ブを冷却して試料1を取シ出した。そして試料1を
観察して7ジユラーコロージヨン感受性を判定した。
第2図はベリリウム試料を温度480”O1圧力105
kg/dに保持したオートクレーブ2内に最高間時間放
置し、ノジーラーコロージョンの発生による重量変化を
測定したものである。第2図のグラフは横軸に腐食時間
、縦軸に腐食増量をとり、曲線aはノジーラーコロージ
ョンが発生した試料曲線すは発生しなかった試料を夫々
示す。
kg/dに保持したオートクレーブ2内に最高間時間放
置し、ノジーラーコロージョンの発生による重量変化を
測定したものである。第2図のグラフは横軸に腐食時間
、縦軸に腐食増量をとり、曲線aはノジーラーコロージ
ョンが発生した試料曲線すは発生しなかった試料を夫々
示す。
曲線aに示す試料は開時間を越えてから剥落が生じたた
め増量の測定ができず記載しなかった。
め増量の測定ができず記載しなかった。
またこの試料を更に長時間高温高圧水蒸気下に放置させ
たところノジーラーコロージョンは集合シ、極端なもの
は盛シ上って剥落減肉した。
たところノジーラーコロージョンは集合シ、極端なもの
は盛シ上って剥落減肉した。
t た曲nbで示す(9)時間でノジュラーコo −ジ
ョンの発生しなかったものは、その後も伺ら異常は認め
られなかった。従って本発明による加速試験によりノジ
ーラーコロージョン感受性を短時間に調べることができ
、ベリリウムを炉内材料として原子炉装荷の適否の判定
を容易に行うことができるO なお上記試験装置でオートクレーブ2,3を蒸気発生室
と試料室とに分離したのは、試料の表面積、腐食の程度
によ多消費される水蒸気の量が異なり常に一定の水蒸気
圧が保持できず試験結果が大幅にばらつくことを防止す
るためである。
ョンの発生しなかったものは、その後も伺ら異常は認め
られなかった。従って本発明による加速試験によりノジ
ーラーコロージョン感受性を短時間に調べることができ
、ベリリウムを炉内材料として原子炉装荷の適否の判定
を容易に行うことができるO なお上記試験装置でオートクレーブ2,3を蒸気発生室
と試料室とに分離したのは、試料の表面積、腐食の程度
によ多消費される水蒸気の量が異なり常に一定の水蒸気
圧が保持できず試験結果が大幅にばらつくことを防止す
るためである。
[発明の効果]
以上説明した如く、本発明に係るベリリウムのノジュラ
ーコロージョン感受性試験方法によれば原子炉稼動中に
おけるベリリウムから成る炉内材料に7ジユラーコロー
ジヨンが発生しないことを炉外で材料の状態で、簡単に
且つ短時間に予測して、炉装荷の適否を判定することが
できるので、経済上ならびに安全上からも極めて効果的
な方法である。
ーコロージョン感受性試験方法によれば原子炉稼動中に
おけるベリリウムから成る炉内材料に7ジユラーコロー
ジヨンが発生しないことを炉外で材料の状態で、簡単に
且つ短時間に予測して、炉装荷の適否を判定することが
できるので、経済上ならびに安全上からも極めて効果的
な方法である。
[発明の他の実施例]
以上、ベリリウムのノジーラーコロージョン感受性試験
方法について述べたが、Fe9Allなどを添加元素と
するベリリウム基合金についても同様な試験方法によシ
ノジ=ラーコロージョ7 M受性を判定できる。
方法について述べたが、Fe9Allなどを添加元素と
するベリリウム基合金についても同様な試験方法によシ
ノジ=ラーコロージョ7 M受性を判定できる。
第1図は本発明方法に用いる試験装置の一例の概略構成
図、第2図は本発明方法により試験を行った試料の腐食
増量の変化状態を示すグラフである。 1・−ベリリウム、2,3・・・オートクレーブ、4・
・・水、5,6.7・・・パルプ、8.9・・・圧力計
、 10 、 II・・・安全弁、12・・・ポンプ、
13・・・ワイヤ、14 、15・・・水蒸気。 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 (ほか1名)
図、第2図は本発明方法により試験を行った試料の腐食
増量の変化状態を示すグラフである。 1・−ベリリウム、2,3・・・オートクレーブ、4・
・・水、5,6.7・・・パルプ、8.9・・・圧力計
、 10 、 II・・・安全弁、12・・・ポンプ、
13・・・ワイヤ、14 、15・・・水蒸気。 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 (ほか1名)
Claims (1)
- ベリリウムを温度425〜515°C1圧力50〜11
5/cg/cの水蒸気中に1時間以上放置した後、試料
表面を観察して判定することを特徴とするベリリウムの
ノジェラーコロージミン感受性試験方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP58168250A JPS6060535A (ja) | 1983-09-14 | 1983-09-14 | ベリリウムのノジユラ−コロ−ジヨン感受性試験方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP58168250A JPS6060535A (ja) | 1983-09-14 | 1983-09-14 | ベリリウムのノジユラ−コロ−ジヨン感受性試験方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6060535A true JPS6060535A (ja) | 1985-04-08 |
Family
ID=15864529
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP58168250A Pending JPS6060535A (ja) | 1983-09-14 | 1983-09-14 | ベリリウムのノジユラ−コロ−ジヨン感受性試験方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6060535A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE102019107879A1 (de) | 2018-03-28 | 2019-10-02 | Denso Corporation | Steuerungsvorrichtung |
-
1983
- 1983-09-14 JP JP58168250A patent/JPS6060535A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE102019107879A1 (de) | 2018-03-28 | 2019-10-02 | Denso Corporation | Steuerungsvorrichtung |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
McMinn et al. | The terminal solid solubility of hydrogen in zirconium alloys | |
Zieliński et al. | Hydrogen-enhanced degradation and oxide effects in zirconium alloys for nuclear applications | |
Andresen | Fracture mechanics data and modeling of environmental cracking of nickel-base alloys in high-temperature water | |
Coleman et al. | Solubility of hydrogen isotopes in stressed hydride-forming metals | |
Zino et al. | Parallel mechanism of growth of the oxide and α-Zr (O) layers on Zircaloy-4 oxidized in steam at high temperatures | |
De Las Heras et al. | Effect of thermal cycles on delayed hydride cracking in Zr-2.5 Nb alloy | |
JPS6060535A (ja) | ベリリウムのノジユラ−コロ−ジヨン感受性試験方法 | |
Kass | Corrosion and hydrogen pickup of Zircaloy in concentrated lithium hydroxide solutions | |
JP2006010427A (ja) | 応力腐食割れ試験体の製作方法及び製作装置 | |
Cassagne et al. | Crack growth rate measurements on alloy 600 steam generator tubes in steam and primary water | |
Beausoleil et al. | U-50Zr Microstructure and Property Assessment for LWR Applications | |
Draley et al. | The high temperature aqueous corrosion of uranium alloys containing minor amounts of niobium and zirconium | |
Garud et al. | Intergranular stress-corrosion cracking of Ni-Cr-Fe Alloy 600 tubes in PWR primary water-review and assessment for model development. Final report | |
Mulligan et al. | Irradiation creep measurement and microstructural analysis of chromium nitride–coated zirconium alloy using pressurized tubes | |
JPH03505127A (ja) | 核放射線照射下で一群のジルコニウム合金中の相対的水素化を予測する方法 | |
Tortorelli et al. | Compatibility of Fe-Cr-Mo alloys with static lithium | |
Budnikov et al. | Beryllium oxide and its properties | |
HAN et al. | Effect of surface state on corrosion and stress corrosion for nuclear materials | |
JPH0114532B2 (ja) | ||
ASTM International | Zirconium in nuclear applications | |
Adamson | Out-of-pile experiments performed in the US Fuel Cladding Chemical Interaction (FCCI) program | |
Langford et al. | Metallurgical properties of heat-treated Zr-2.5 wt% Nb pressure tubes irradiated under power reactor conditions | |
JPS61581A (ja) | 耐食性ベリリウム基体 | |
JPS60115836A (ja) | チタンのノジュラ−コロ−ジョン感受性試験方法 | |
Krishna et al. | Oxidation behavior of Zr-2.5 Nb alloy exposed to steam in the temperature range of 600–1200° C |