JPS6063338A - 耐照射脆化に優れた原子炉用Νｉ基合金部材およびその製造方法 - Google Patents
耐照射脆化に優れた原子炉用Νｉ基合金部材およびその製造方法Info
- Publication number
- JPS6063338A JPS6063338A JP58169689A JP16968983A JPS6063338A JP S6063338 A JPS6063338 A JP S6063338A JP 58169689 A JP58169689 A JP 58169689A JP 16968983 A JP16968983 A JP 16968983A JP S6063338 A JPS6063338 A JP S6063338A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- irradiation
- based alloy
- embrittlement
- nuclear reactor
- alloy member
- 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
-
- 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 Nonferrous Metals Or Alloys (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、耐照射脆化に優れた金属組織を有する新規な
Ｎｉ基合金部材およびその製造方法に係り、特に原子炉
において１０” ｎｖｔ以上の中性子照射を受ける環境
中で使用嘔れる原子炉用ばね、ボルトに用いるのに好適
な耐照射脆化に優れた原子炉用Ｎｉ基合金部材およびそ
の製造方法［関する。
Ｎｉ基合金部材およびその製造方法に係り、特に原子炉
において１０” ｎｖｔ以上の中性子照射を受ける環境
中で使用嘔れる原子炉用ばね、ボルトに用いるのに好適
な耐照射脆化に優れた原子炉用Ｎｉ基合金部材およびそ
の製造方法［関する。
従来、この秤の原子炉用ばね、ボルトなどに用いられる
構造部材としては、Ｎｉ基合金が主に用いられている。
構造部材としては、Ｎｉ基合金が主に用いられている。
Ｎｉ基合金部材は所定の組成に溶製し、熱間加工で製品
寸法に作製した後、溶体化処理らるいは均質化処理を施
し、次いで時効処理化流して典作嘔れている。この溶体
化処理後の時効処理は結晶粒内にγ′相Ｎ’ｓ （ＡＬ
、Ｔｉ ）を析出づぜることにより、ばね等に要求芒ね
、る強度特性をイシＩるだめの熱処理である。
寸法に作製した後、溶体化処理らるいは均質化処理を施
し、次いで時効処理化流して典作嘔れている。この溶体
化処理後の時効処理は結晶粒内にγ′相Ｎ’ｓ （ＡＬ
、Ｔｉ ）を析出づぜることにより、ばね等に要求芒ね
、る強度特性をイシＩるだめの熱処理である。
一方、このよりなＮｉ基合金部祠は原子炉内で使用嘔れ
る際に高温高圧水による腐食や応力１Ｎ食割れ（ＳＣＣ
）を起こす懸念があるので、的・に粒界に析出するＣｒ
炭化物を抑制する熱処理が流上れていた。このように熱
処理づれ１こＮｉノ、’；合金部材が原子炉内の高温高
圧水に触するばね、ボルト部材として広く１史用嘔れて
きた。
る際に高温高圧水による腐食や応力１Ｎ食割れ（ＳＣＣ
）を起こす懸念があるので、的・に粒界に析出するＣｒ
炭化物を抑制する熱処理が流上れていた。このように熱
処理づれ１こＮｉノ、’；合金部材が原子炉内の高温高
圧水に触するばね、ボルト部材として広く１史用嘔れて
きた。
しかし、近年において、原子炉プラントでは経済性の向
上を図る１こめ、長期間のサイクノトで運転することが
考えられている。こｎに伴い原子炉用部材特に燃料集合
体などは炉内で長期間にわたって使用てれる傾向にある
。特に燃ネ１集イ瀘体に組み込まれるばね、ボルト等の
部材は炉内で長期間使用嘔れる除に少なくとも１０”
ｎｖｔ以上で最大１０” ｎｖｉ程度の中性子照射を被
むることになる。
上を図る１こめ、長期間のサイクノトで運転することが
考えられている。こｎに伴い原子炉用部材特に燃料集合
体などは炉内で長期間にわたって使用てれる傾向にある
。特に燃ネ１集イ瀘体に組み込まれるばね、ボルト等の
部材は炉内で長期間使用嘔れる除に少なくとも１０”
ｎｖｔ以上で最大１０” ｎｖｉ程度の中性子照射を被
むることになる。
このような状況において、従来のＮ ｉ 載台金部材で
は中性子が照射する環境中で使用嘔れ且つ照射量がｌ
Ｑ ｎｖｔ以上になると（を化するとともに均−伸びや
破断伸びが減少することが知らｒしている。
は中性子が照射する環境中で使用嘔れ且つ照射量がｌ
Ｑ ｎｖｔ以上になると（を化するとともに均−伸びや
破断伸びが減少することが知らｒしている。
そのため、ばね、ボルトなどの部材では原子炉用構造部
材としての所期の機能を損うことが懸念爆れる。
材としての所期の機能を損うことが懸念爆れる。
しかしながら、従来のＮｉ基合金部材では１０２１ｎｖ
ｔ以上の中性子を照射てれる特殊な環境下で使用すると
、照射による脆化が著しく使用に耐え得ないという問題
点を有していた。
ｔ以上の中性子を照射てれる特殊な環境下で使用すると
、照射による脆化が著しく使用に耐え得ないという問題
点を有していた。
したがって、耐照射脆化に優れた原子炉用Ｎｉ基合金部
材の開発が強く望捷れている。
材の開発が強く望捷れている。
本発明の目的は、結晶粒内のγ′相Ｎｉ３（Ａ／、、Ｔ
ｉ ）の太き烙を規制することにより１０” ｎｖｔ以
上の中性子照射を被むる環境で使用するに好適な耐照射
脆化に優れた金属組織を有する原子炉用Ｎｉ基合金部材
お呵びその製造方法を提供するにある。
ｉ ）の太き烙を規制することにより１０” ｎｖｔ以
上の中性子照射を被むる環境で使用するに好適な耐照射
脆化に優れた金属組織を有する原子炉用Ｎｉ基合金部材
お呵びその製造方法を提供するにある。
本発明者らはＮｉ基合金が強度や耐ＳＣＣ性の観点から
主に原子炉用部材として使用ちれてきたことに反省を加
えると共に、γ′相を析出嘔せて強化したＮｉ基合金に
あっては中性子照射環境下で使用芒ｎ、る場合にその照
射」ｔ１傷がｐ７１＋１睨しえないことに注目した。
主に原子炉用部材として使用ちれてきたことに反省を加
えると共に、γ′相を析出嘔せて強化したＮｉ基合金に
あっては中性子照射環境下で使用芒ｎ、る場合にその照
射」ｔ１傷がｐ７１＋１睨しえないことに注目した。
本発明は、超高圧貢：顕徴税内で電子線を照射場せる中
性子照射のシミュレート加速１Ｊ（験によシ、Ｎｉ基合
金の耐照射脆化を調べる過程でな芒れだもので、重量比
で１０％以上のＣｒおよび析出強化元素ＡｔおよびＴｉ
を含有するＮｉ基合金において、結晶粒内に１００〜３
００Ｘのγ′析出物を分散析出系ぜたことに」専徴があ
る。
性子照射のシミュレート加速１Ｊ（験によシ、Ｎｉ基合
金の耐照射脆化を調べる過程でな芒れだもので、重量比
で１０％以上のＣｒおよび析出強化元素ＡｔおよびＴｉ
を含有するＮｉ基合金において、結晶粒内に１００〜３
００Ｘのγ′析出物を分散析出系ぜたことに」専徴があ
る。
一般に、面心立方構造を有するＮｉ基合金は、第’！２
１＆ｌに示すように中性子照射によって降伏強塾（せん
断応力に対応する）や引張強芒が増大する反面、伸びの
減少が起こる照射脆化現象が一般によく知らｊ、ている
。
１＆ｌに示すように中性子照射によって降伏強塾（せん
断応力に対応する）や引張強芒が増大する反面、伸びの
減少が起こる照射脆化現象が一般によく知らｊ、ている
。
一方、このような脆化現象は照射によって拐料内に尋人
ちれる転位に主に起因するものであり、特に照射による
せん断応力の上昇△τと転位の形成量との間に次のよう
な関係があることが知られている。
ちれる転位に主に起因するものであり、特に照射による
せん断応力の上昇△τと転位の形成量との間に次のよう
な関係があることが知られている。
ただし、（１）式において△τはせん断応力上昇、ρは
転位密度、ｄｉおよびＮ１は各転位ループの密度および
その数である。
転位密度、ｄｉおよびＮ１は各転位ループの密度および
その数である。
△τは照射脆化の指標であり、照射組織から厳密に測定
した転位のρ、ｄｉおよびＮｉ値を上式（１）に代入し
て算出することができる。このように照射脆化したＮｉ
基合金のマクロ的な機械的性質は照射によって形成量れ
７辷転位の挙動を電子線加速実ｊ倹により注意深く調べ
ることによって得ることができる。
した転位のρ、ｄｉおよびＮｉ値を上式（１）に代入し
て算出することができる。このように照射脆化したＮｉ
基合金のマクロ的な機械的性質は照射によって形成量れ
７辷転位の挙動を電子線加速実ｊ倹により注意深く調べ
ることによって得ることができる。
嘔らに△τをγ′析出相Ｎｌｓ （ｋｌ 、 Ｔ ｒ
）の太き忌に対してプロットすると、△τ１−なわぢＮ
ｉ 基合金の耐照射脆化はγ′析出相の大＠烙によって
著しく変わると共に、γ′析出相の直径が１００〜３０
０にの範囲では耐照射脆化性か極めて良好であることが
見出された。
）の太き忌に対してプロットすると、△τ１−なわぢＮ
ｉ 基合金の耐照射脆化はγ′析出相の大＠烙によって
著しく変わると共に、γ′析出相の直径が１００〜３０
０にの範囲では耐照射脆化性か極めて良好であることが
見出された。
また、本発明者らは、特に重量比で１４〜２５％Ｃｒ、
３０％以下のＦｅ、０．２〜２．０％Ａ７．０．５〜３
％Ｔｉ、０，７〜４．５％Ｎｂ、残部Ｎｉおよび不可避
的不純物からなるＮｉ基合金において、而［照射脆化性
に優れた全屈組織すなわちγ′析出相のｉＴ（径が１０
０〜３００Ｘ、である組織をイ！ｆるには第２図に示す
領域Ｍの温度および時間の範囲で時効処理を施せばよい
ことを見い出Ｌ７ｊ。
３０％以下のＦｅ、０．２〜２．０％Ａ７．０．５〜３
％Ｔｉ、０，７〜４．５％Ｎｂ、残部Ｎｉおよび不可避
的不純物からなるＮｉ基合金において、而［照射脆化性
に優れた全屈組織すなわちγ′析出相のｉＴ（径が１０
０〜３００Ｘ、である組織をイ！ｆるには第２図に示す
領域Ｍの温度および時間の範囲で時効処理を施せばよい
ことを見い出Ｌ７ｊ。
ここでＮｉ基合金はインコネル−７５０に相当とするも
ので、１０％以上のＣｒおよび析出強化元素としてＡｔ
５Ｔｉを含有することが必要である。
ので、１０％以上のＣｒおよび析出強化元素としてＡｔ
５Ｔｉを含有することが必要である。
Ｃｒは高温の耐酸性を改善するのに必要な元素であり、
あ捷り多く含有量せるとかえって、耐腐食性や面ｊＳＣ
Ｃ性が劣化１−るので、Ｃｒ量を１４〜２５％とした。
あ捷り多く含有量せるとかえって、耐腐食性や面ｊＳＣ
Ｃ性が劣化１−るので、Ｃｒ量を１４〜２５％とした。
Ａｔ、ＴｉはＮ１基合金基地にＮｉ、（Ａｔ％Ｔｉ ）
のγ′相を分散析出名せて強度を改善する１「（要な元
素であって、時効処理によってγ′相の直径７１００〜
３．００ Ａの範囲に抑制するには、Ａ）、おヨヒＴ
Ｉ （７） 含（’Ｔ ３ｉ（ｒＪ−０，２〜２．０
’）；； オＬ ヒ０．５〜３ Ｘの範囲にすることが
好ましい。
のγ′相を分散析出名せて強度を改善する１「（要な元
素であって、時効処理によってγ′相の直径７１００〜
３．００ Ａの範囲に抑制するには、Ａ）、おヨヒＴ
Ｉ （７） 含（’Ｔ ３ｉ（ｒＪ−０，２〜２．０
’）；； オＬ ヒ０．５〜３ Ｘの範囲にすることが
好ましい。
Ｎｂは基地にＮｌ）炭化物を析出し、結晶粒を微細化す
る元素であシ、且つＴｉと相乗して溶接性を改善する元
素である。そのためＮｂ含有量は、０．７〜４．５％の
範囲にすることが好ましい。
る元素であシ、且つＴｉと相乗して溶接性を改善する元
素である。そのためＮｂ含有量は、０．７〜４．５％の
範囲にすることが好ましい。
ＦｅはＮｉ基合金の耐食性を劣化芒せるので、３０％以
下とした。Ｎｉは高温の強度を高めると共に、γ′相の
形成するのに重要ガ元素であり、残部としたＯ 本発明法における溶体化処理後の時効処理条件は、第１
図に示す通りである。
下とした。Ｎｉは高温の強度を高めると共に、γ′相の
形成するのに重要ガ元素であり、残部としたＯ 本発明法における溶体化処理後の時効処理条件は、第１
図に示す通りである。
す寿わち、第１図尾示す領域ＭはＡ、ＢおよびＣ線で囲
１ 、ｔ’１． ｆｃ斜線部であり、各人、ＢおよびＣ
線は次に示す式で設定することができる。
１ 、ｔ’１． ｆｃ斜線部であり、各人、ＢおよびＣ
線は次に示す式で設定することができる。
Ａ線はγ′析出相の直径が３０ＯＡを示すための時効処
理条件（温度および時間）の曲線である。
理条件（温度および時間）の曲線である。
Ａ線は時効温度（０Ｋ）をＴと、時効時間（ｈｒ ）を
ｔとすると次の実験式に表わすことができる。
ｔとすると次の実験式に表わすことができる。
・・・（２）
上記（２）式で表わ芒れるＡ線を越える時効処理ではγ
′析出相の直径が３００穴より大きくなり不適当である
。
′析出相の直径が３００穴より大きくなり不適当である
。
１３線は次の式で示すことができる。
・・・（３）
Ｂ線はγ′析ｍ卸の直径が１０ＯＡを丞す時効処理条件
である。Ｂ線の下側で水上れる時効処理条件ではγ′析
出相の直径が１００ Ｘ 、ｔ’、り小量くなるので好
ましくない。
である。Ｂ線の下側で水上れる時効処理条件ではγ′析
出相の直径が１００ Ｘ 、ｔ’、り小量くなるので好
ましくない。
Ｃ線で水石れる８００℃を越える温度で時効するとγ′
相の直径が１００〜３００λであってもγ′析出相の体
積密度が減少し、個々のγ′相の間隔が増大して強度が
減少してし１うので、時効温度は８００℃を上限とした
。
相の直径が１００〜３００λであってもγ′析出相の体
積密度が減少し、個々のγ′相の間隔が増大して強度が
減少してし１うので、時効温度は８００℃を上限とした
。
本発明によるＮｉ基基合金製月相、原子炉中で中性子照
射量が１０” ｎｖｔ以上の環境で使用てれるに好適で
あり、−例として第１表に、本発明のＮｉ基合金製部材
が適用嘔れる沸ｊＬｉ＃水型及び加圧水型原子炉川内部
品を示す。
射量が１０” ｎｖｔ以上の環境で使用てれるに好適で
あり、−例として第１表に、本発明のＮｉ基合金製部材
が適用嘔れる沸ｊＬｉ＃水型及び加圧水型原子炉川内部
品を示す。
第１表
上記第１表で示Ｌ７た部品のうち主なものについて、そ
の部品の外観を第３図および第４図に示す。
の部品の外観を第３図および第４図に示す。
第３図（Ａ） （Ｂ）はθ１４ ｌａｇ水型原子炉内で
使用する燃料集合体（Ａ図）および燃料棒（Ｂ図）の−
例を示す外観図であって、１は燃料棒２を収納したチャ
ンネルボックヌ、３は燃料棒２を束ねるスペーサである
。燃料棒２は円筒状であり、その内部には収納した燃料
ベレット４がブｊ／ナノ・スブリング５により押忌れて
保持烙れてし）る。なお６は膨張スプリング、７けフィ
ンガース′プリング、８はリーフスプリング、９（ｌ−
１ｔボルトとしてのキャップ。
使用する燃料集合体（Ａ図）および燃料棒（Ｂ図）の−
例を示す外観図であって、１は燃料棒２を収納したチャ
ンネルボックヌ、３は燃料棒２を束ねるスペーサである
。燃料棒２は円筒状であり、その内部には収納した燃料
ベレット４がブｊ／ナノ・スブリング５により押忌れて
保持烙れてし）る。なお６は膨張スプリング、７けフィ
ンガース′プリング、８はリーフスプリング、９（ｌ−
１ｔボルトとしてのキャップ。
スクリューである。
第４図は加圧水型原子炉に使用孕れる燃料集合体であっ
て、図（Ａ）は燃料集合体１０を示し、図（Ｂ）は燃料
集合体１０内に収納した燃料棒１１を示す。なお１２は
グリッド、１３はブレナムヌブリングを示す。
て、図（Ａ）は燃料集合体１０を示し、図（Ｂ）は燃料
集合体１０内に収納した燃料棒１１を示す。なお１２は
グリッド、１３はブレナムヌブリングを示す。
以下、本発明の詳細な説明゛１−る。
素材は析出強化型Ｎｉ基合金のインコネルＸ−７５０で
ある。七の主な化学成分は７３．０’１％Ｎｉ、１５．
４５％Ｃｒ、 ７．１３５／、Ｆｅ、 （１，６７％Ａ
ｔ、２．６３％Ｔｉ、１．０８％Ｎｂおよび不−０］逆
的不純物である。
ある。七の主な化学成分は７３．０’１％Ｎｉ、１５．
４５％Ｃｒ、 ７．１３５／、Ｆｅ、 （１，６７％Ａ
ｔ、２．６３％Ｔｉ、１．０８％Ｎｂおよび不−０］逆
的不純物である。
このよりなＮｉ基合金に各条件で時効処理を施してγ′
相の直径を種々変えると共に、各々処理材について超高
圧電子顕微鏡内電子線照射により、せん断応力上昇△τ
をめた。
相の直径を種々変えると共に、各々処理材について超高
圧電子顕微鏡内電子線照射により、せん断応力上昇△τ
をめた。
第５図はγ′相直径に対するせん断応力上昇△τを示す
線図である。
線図である。
実験は照射温度４５０℃で、中性子照射量で概ね１０”
ｎｖｔに相当する照射量まで照射した。第５図に水爆
れるように、結晶粒内に分散析出したγ′相の直径が１
００〜３００Ａのとき、耐照射脆化の指標となる△で１
直が最小値とが９、このγ′相の大きさのときに耐照射
脆化が優れていることが認められた。またγ′相の直径
が１００〜３００＾の範囲より小感〈ても大きくてもΔ
τ値は増大し、耐照射脆化が低下することがわかった。
ｎｖｔに相当する照射量まで照射した。第５図に水爆
れるように、結晶粒内に分散析出したγ′相の直径が１
００〜３００Ａのとき、耐照射脆化の指標となる△で１
直が最小値とが９、このγ′相の大きさのときに耐照射
脆化が優れていることが認められた。またγ′相の直径
が１００〜３００＾の範囲より小感〈ても大きくてもΔ
τ値は増大し、耐照射脆化が低下することがわかった。
−万、第６図は処理材の硬度を測定した結果を示す。実
際に原子炉内で使用芒れるばねやボルトは使用するに必
要な強度としてビッカース硬”ＡＨＶで２８０以上が要
求芒れる。従って第６図よりγ′相の直径を１００〜３
００Ａとすることによシ必要な強度は満たδれる。これ
らのことから中性子照射環境中で使用ちれる原子炉用ば
ね、ボルト用部材としては、直径１００〜３００Ａのγ
′析出相Ｎｉｓ （Ａｔ、 Ｔｉ ）を結晶粒内に分散
析出させた金属組織を有することにより、耐照射脱化及
び強度に極めて優ｔ’ｌ−ｆｃ Ｎ ｉ基合金部材を提
供することができる。
際に原子炉内で使用芒れるばねやボルトは使用するに必
要な強度としてビッカース硬”ＡＨＶで２８０以上が要
求芒れる。従って第６図よりγ′相の直径を１００〜３
００Ａとすることによシ必要な強度は満たδれる。これ
らのことから中性子照射環境中で使用ちれる原子炉用ば
ね、ボルト用部材としては、直径１００〜３００Ａのγ
′析出相Ｎｉｓ （Ａｔ、 Ｔｉ ）を結晶粒内に分散
析出させた金属組織を有することにより、耐照射脱化及
び強度に極めて優ｔ’ｌ−ｆｃ Ｎ ｉ基合金部材を提
供することができる。
本発明は、γ′析出相Ｎｒｓ（Ａｔ、’Ｊ’ｉ）の直径
が１００〜３００大の範囲内にあるＮｉ基合金部材、た
とえば結晶粒内のγ′析出相の直径が１−ぺて同一でな
くとも、１００〜３ｏｏＡのγ′析出相が自由に混在す
るＮｉ基合金部材を含むものである。
が１００〜３００大の範囲内にあるＮｉ基合金部材、た
とえば結晶粒内のγ′析出相の直径が１−ぺて同一でな
くとも、１００〜３ｏｏＡのγ′析出相が自由に混在す
るＮｉ基合金部材を含むものである。
このような混在した組織を有するＮｉ基合金部拐であっ
ても耐照射脆化に優れており、本発明の一応用例である
。
ても耐照射脆化に優れており、本発明の一応用例である
。
壕１こ直径がｔｏｏｋ、、２００穴、３００人のγ′相
が混在した金属組織をもつ部材は本発明の変形例である
。また１００〜３ｏｏＡの範囲の太き芒のγ′析出相を
もちかつγ′析出相の大＠名が違ったγ′相の混在組織
を得るための熱処理として、第１図の領域Ｍで示した温
度一時間範１バ１で２段以上の時効処理を族１一方法は
本発明法の応用例である。
が混在した金属組織をもつ部材は本発明の変形例である
。また１００〜３ｏｏＡの範囲の太き芒のγ′析出相を
もちかつγ′析出相の大＠名が違ったγ′相の混在組織
を得るための熱処理として、第１図の領域Ｍで示した温
度一時間範１バ１で２段以上の時効処理を族１一方法は
本発明法の応用例である。
なお、Ｎｉ基合金に中性子を照射量せて、γ′析出相の
直径を１００〜３００＾の範囲に成長芒せｔＮｉ基合金
部材は本発明に含捷れることは勿論である。
直径を１００〜３００＾の範囲に成長芒せｔＮｉ基合金
部材は本発明に含捷れることは勿論である。
以上の説明から明らか万ように、本発明によれば、耐照
射脆化に極めて優ｔ′したＮｉ基合金部材を得ることが
できるとともに、中性子照射量１０２′ｎｖｔ以上の照
射を被むる原子炉内に用いるばね、ボルトなどに適用す
れば原子炉の運転寿命を延長させることができ、ひいて
は原子炉の信頼性および経済性が向上するという顕著な
効果を有する。
射脆化に極めて優ｔ′したＮｉ基合金部材を得ることが
できるとともに、中性子照射量１０２′ｎｖｔ以上の照
射を被むる原子炉内に用いるばね、ボルトなどに適用す
れば原子炉の運転寿命を延長させることができ、ひいて
は原子炉の信頼性および経済性が向上するという顕著な
効果を有する。
第１図は本発明法における時効処理灸件の範囲を示す説
明図、第２図は中性子照射による応力−歪曲線の変化を
示す線図、第３図は沸騰水型原子炉内で使用する燃料集
合体（Ａ図）および燃料棒（Ｂ図）の−例を示す外観図
、第４図は加圧水型原子炉に使用される燃料集合体（Ａ
図）および燃料棒（Ｂ図）の−例を示す外観図、第５図
はγ′析出相の直径と−Ｗん断応力上昇との関係を示す
線図、第６図はγ′析出相の直径と硬度との関係を示す
線図である。 １・・・チャンネルボックス、２・・・（＋” ＊’ｌ
（′？、１０・・・燃料集合体、１１・・・燃料棒。 代理人 弁理士 鵜 沼 辰 之 第１図 ８今 り刀 Ｂ専へｆ’ｌ Ｃｈ’） 第２図 第 ３ 図 （Ａ） （Ｂ） 第４図 （Ａ） （Ｂ） ミ ャ々冒−リやや詠２ で 冒 −ｙ座
明図、第２図は中性子照射による応力−歪曲線の変化を
示す線図、第３図は沸騰水型原子炉内で使用する燃料集
合体（Ａ図）および燃料棒（Ｂ図）の−例を示す外観図
、第４図は加圧水型原子炉に使用される燃料集合体（Ａ
図）および燃料棒（Ｂ図）の−例を示す外観図、第５図
はγ′析出相の直径と−Ｗん断応力上昇との関係を示す
線図、第６図はγ′析出相の直径と硬度との関係を示す
線図である。 １・・・チャンネルボックス、２・・・（＋” ＊’ｌ
（′？、１０・・・燃料集合体、１１・・・燃料棒。 代理人 弁理士 鵜 沼 辰 之 第１図 ８今 り刀 Ｂ専へｆ’ｌ Ｃｈ’） 第２図 第 ３ 図 （Ａ） （Ｂ） 第４図 （Ａ） （Ｂ） ミ ャ々冒−リやや詠２ で 冒 −ｙ座
Claims (2)
- （１） 原子炉内で１０２凰ｎｖｔ以上（中性子束（）
ＩＭ ｅ Ｖ以上）の中性子照射を被むる環境下でイ史
Ｊ１１−１−るＮｉ基合金部材にあって、前記Ｎｉ基合
金が重量比で１０％以上のＣｒおよび析出強化元系と【
、てＡｔ、Ｔｉを含有するとともに、結晶粒内に直径１
００〜３ｏＯ＾ノ、／析出相Ｎｉｌ （Ａｔ、 Ｔｉ
）’、（分子ｔｋ析１１ｊ芒せた金属組織を有すること
を特徴とする耐熱照射脆化に俊ハ、た原子炉用Ｎ１基合
金部材。 - （２）原子炉内で１０” ｎｖｔ以上（中性子束０．１
ＭｅＶ以上）の中性子照射を被むる環境下で使用嘔れ、
且ツ５ｆｊ、量比でＣｒ二二番４〜２５％ｌ；’ｅ：３
０％以下、Ａｔ：０．２〜２％、Ｔｉ：０．５〜３％、
Ｎｂ：０．７〜４５％、残部Ｎｉおよび不可逆的不純物
からなるＮＩ基合金部材を製造するにあたって、前記Ｎ
ｉ基合金を９５０℃以上で固溶化処理を施した後、第１
図の領域Ｍの温度および時間範囲で時効処理を行うこと
を特徴とする耐照射脆化に優れた原子炉用Ｎｉ基合金部
材の製造方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58169689A JPS6063338A (ja) | 1983-09-14 | 1983-09-14 | 耐照射脆化に優れた原子炉用Νｉ基合金部材およびその製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58169689A JPS6063338A (ja) | 1983-09-14 | 1983-09-14 | 耐照射脆化に優れた原子炉用Νｉ基合金部材およびその製造方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6063338A true JPS6063338A (ja) | 1985-04-11 |
Family
ID=15891067
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58169689A Pending JPS6063338A (ja) | 1983-09-14 | 1983-09-14 | 耐照射脆化に優れた原子炉用Νｉ基合金部材およびその製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6063338A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8512488B2 (en) | 2006-08-25 | 2013-08-20 | Hitachi, Ltd. | Ni—Fe based forging superalloy excellent in high-temperature strength and high-temperature ductility, method of manufacturing the same, and steam turbine rotor |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS56169741A (en) * | 1980-05-30 | 1981-12-26 | Hitachi Ltd | Component for nuclear reactor and heat treating method thereof |
| JPS5931841A (ja) * | 1982-08-17 | 1984-02-21 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 耐ＳＣＣ性Ｎｉ基合金部材及びその熱処理法 |
-
1983
- 1983-09-14 JP JP58169689A patent/JPS6063338A/ja active Pending
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS56169741A (en) * | 1980-05-30 | 1981-12-26 | Hitachi Ltd | Component for nuclear reactor and heat treating method thereof |
| JPS5931841A (ja) * | 1982-08-17 | 1984-02-21 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 耐ＳＣＣ性Ｎｉ基合金部材及びその熱処理法 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8512488B2 (en) | 2006-08-25 | 2013-08-20 | Hitachi, Ltd. | Ni—Fe based forging superalloy excellent in high-temperature strength and high-temperature ductility, method of manufacturing the same, and steam turbine rotor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4798632A (en) | Ni-based alloy and method for preparing same | |
| US4512820A (en) | In-pile parts for nuclear reactor and method of heat treatment therefor | |
| JPS6358213B2 (ja) | ||
| US4818485A (en) | Radiation resistant austenitic stainless steel alloys | |
| CN103898362B (zh) | 一种水冷核反应堆用锆基合金 | |
| US5047093A (en) | Heat treatment of Alloy 718 for improved stress corrosion cracking resistance | |
| US3271205A (en) | Zirconium base alloys | |
| EP0091279A1 (en) | Ni-base alloy member and method of producing the same | |
| US4231795A (en) | High weldability nickel-base superalloy | |
| JPH0435550B2 (ja) | ||
| KR940010230B1 (ko) | 오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재 | |
| EP0964072B1 (en) | Austenitic stainless steel with resistance to deterioration by neutron irradiation | |
| JPS6063338A (ja) | 耐照射脆化に優れた原子炉用Νｉ基合金部材およびその製造方法 | |
| US4359349A (en) | Method for heat treating iron-nickel-chromium alloy | |
| JP2687538B2 (ja) | 原子炉燃料集合体用Ｚｒ合金 | |
| JPS60255948A (ja) | 原子炉用Ｎｉ基合金部材及びその製造方法 | |
| JP3794999B2 (ja) | ニッケル基合金、ニッケル基合金の熱処理方法、およびニッケル基合金を用いた原子力用部材 | |
| Iwao et al. | Mechanical properties of vanadium-base binary alloys | |
| JPS62167839A (ja) | Ｎｉ基合金及びその製造法 | |
| JPS6277448A (ja) | 耐ＳＣＣ性に優れた高強度Ｎｉ基合金部材の製造方法 | |
| JPS6150143B2 (ja) | ||
| RU2124065C1 (ru) | Аустенитный железохромоникелевый сплав для пружинных элементов атомных реакторов | |
| JPS62167838A (ja) | Ｎｉ基合金及びその製造法 | |
| JPS62182258A (ja) | 高延性高耐食ジルコニウム基合金部材の製造法及びその部材 | |
| JPS6396214A (ja) | 耐ｓｃｃに優れた高強度、高靭性ばね材の製造方法 |