JPH0451288B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0451288B2 JPH0451288B2 JP61020129A JP2012986A JPH0451288B2 JP H0451288 B2 JPH0451288 B2 JP H0451288B2 JP 61020129 A JP61020129 A JP 61020129A JP 2012986 A JP2012986 A JP 2012986A JP H0451288 B2 JPH0451288 B2 JP H0451288B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- piping
- polishing
- stainless steel
- nuclear power
- power plant
- 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 - Lifetime
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-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F16—ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
- F16L—PIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
- F16L58/00—Protection of pipes or pipe fittings against corrosion or incrustation
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Protection Of Pipes Against Damage, Friction, And Corrosion (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は原子力プラント一次冷却水系に用いら
れるステンレス鋼配管の製造法に係わる。
れるステンレス鋼配管の製造法に係わる。
原子力プラントの一次冷却水系に使用されてい
る配管、ポンプ、弁等はステンレス鋼及びステラ
イト等（以下、構成部材と略称する。）から構成
されている。これらの金属は長期間使用されると
腐食損傷をうけ、構成金属元素が原子炉冷却水
（以下、冷却水と略称する。）中に溶出し、原子炉
内に持ち込まれる。溶出金属元素は大半が酸化物
となつて燃料棒に付着し、中性子照射をうける。
その結果、60Co、53Co、51Cr、54Mn等の放射性核種
が生成する。これらの放射性核種は一次冷却水中
に再溶出してイオンあるいは不溶性固体成分（以
下、クラツドと称する）として浮遊する。その一
部は炉水浄化用の脱塩器等で除去されるが、残り
は一次冷却系を循環しているうちに構成部材表面
に蓄積する。このため、構成部材表面における線
量率が高くなり、保守・点検を実施する際の作業
員の放射線被曝が問題となつている。
る配管、ポンプ、弁等はステンレス鋼及びステラ
イト等（以下、構成部材と略称する。）から構成
されている。これらの金属は長期間使用されると
腐食損傷をうけ、構成金属元素が原子炉冷却水
（以下、冷却水と略称する。）中に溶出し、原子炉
内に持ち込まれる。溶出金属元素は大半が酸化物
となつて燃料棒に付着し、中性子照射をうける。
その結果、60Co、53Co、51Cr、54Mn等の放射性核種
が生成する。これらの放射性核種は一次冷却水中
に再溶出してイオンあるいは不溶性固体成分（以
下、クラツドと称する）として浮遊する。その一
部は炉水浄化用の脱塩器等で除去されるが、残り
は一次冷却系を循環しているうちに構成部材表面
に蓄積する。このため、構成部材表面における線
量率が高くなり、保守・点検を実施する際の作業
員の放射線被曝が問題となつている。
従つて、放射性物質の付着量を低減させるた
め、その源である前記金属元素の溶出を抑制する
方法が提案されている。例えば耐食性のよい材料
の使用あるいは酸素を給水系内に注入して構成部
材の腐食を抑制する方法等がある。しかし、いず
れの方法を用いても給水系をはじめとし、一次冷
却水系の構成部材の腐食を十分に抑制することは
できず、一次冷却水中の放射性物質を十分に低減
することはできないため、構成部材への放射性物
質の蓄積による表面線量率の増加がやはり問題と
して残つている。
め、その源である前記金属元素の溶出を抑制する
方法が提案されている。例えば耐食性のよい材料
の使用あるいは酸素を給水系内に注入して構成部
材の腐食を抑制する方法等がある。しかし、いず
れの方法を用いても給水系をはじめとし、一次冷
却水系の構成部材の腐食を十分に抑制することは
できず、一次冷却水中の放射性物質を十分に低減
することはできないため、構成部材への放射性物
質の蓄積による表面線量率の増加がやはり問題と
して残つている。
また、構成部材に蓄積した放射性物質を除去す
る方法が検討され、実施されている。現状では化
学除染法が広く用いられていが、この方法は酸溶
液等の薬剤を用いて化学反応により鋼表面の酸化
皮膜を溶解し、同皮膜中に存在する放射性物質を
除去するものである。この方法の問題は一時的に
線量率を低減しても、構成部材を再び高い濃度の
放射性物質を溶解する液にさらした場合に急速に
再汚染されることである。
る方法が検討され、実施されている。現状では化
学除染法が広く用いられていが、この方法は酸溶
液等の薬剤を用いて化学反応により鋼表面の酸化
皮膜を溶解し、同皮膜中に存在する放射性物質を
除去するものである。この方法の問題は一時的に
線量率を低減しても、構成部材を再び高い濃度の
放射性物質を溶解する液にさらした場合に急速に
再汚染されることである。
そこで、従事者被曝への寄与率の大きい炉回り
ステンレス鋼配管を対象に、放射性物質の蓄積を
抑制する技術の開発が要望されている。従来、こ
れに関する技術としては、ステンレス鋼の接水面
を電解研磨により平滑化する方法がエレクトリツ
ク・パワー・リサーチ・インステイテユウト、エ
ヌ・ピー3832号（1985年３月）（Electric Power
Research Institute，NP−3832，March 1985）
において論じられている。
ステンレス鋼配管を対象に、放射性物質の蓄積を
抑制する技術の開発が要望されている。従来、こ
れに関する技術としては、ステンレス鋼の接水面
を電解研磨により平滑化する方法がエレクトリツ
ク・パワー・リサーチ・インステイテユウト、エ
ヌ・ピー3832号（1985年３月）（Electric Power
Research Institute，NP−3832，March 1985）
において論じられている。
上記従来技術は、対象とするステンレス鋼配管
内部に75〜90℃に加温したリン酸水溶液を満た
し、陰極を挿入し、配管自体を陽極として数分間
から数10分間、電解研磨を行なうものである。こ
の技術の問題は、研摩面の状態が被研摩材の材質
にきわめて影響を受けやすいことにある。すなわ
ち、単に金属の種類のみならず、不純物の種類、
量、合金添加元素の種類、量及び熱処理、加工度
の影響を受け、研摩条件以外に浴組成を変えなく
てはならない場合が多い。また、微小凸部を溶解
する方法であるため、比較的大きな粗さ、きず、
あるいは製造工程で生ずるパーテイングライン等
を除去することは困難である。したがつて、一般
にこの研摩法を用いる場合には、あらかじめ機械
研摩によつて平滑化しておく必要がある。さらに
被研摩材表面に付着しているさび、油脂、汚れな
どは研摩に悪い影響を与えるので、酸洗、脱脂、
洗浄はとくに厳重に行なう必要がある。こうした
問題は工業的には作業の繁雑さを招いている。
内部に75〜90℃に加温したリン酸水溶液を満た
し、陰極を挿入し、配管自体を陽極として数分間
から数10分間、電解研磨を行なうものである。こ
の技術の問題は、研摩面の状態が被研摩材の材質
にきわめて影響を受けやすいことにある。すなわ
ち、単に金属の種類のみならず、不純物の種類、
量、合金添加元素の種類、量及び熱処理、加工度
の影響を受け、研摩条件以外に浴組成を変えなく
てはならない場合が多い。また、微小凸部を溶解
する方法であるため、比較的大きな粗さ、きず、
あるいは製造工程で生ずるパーテイングライン等
を除去することは困難である。したがつて、一般
にこの研摩法を用いる場合には、あらかじめ機械
研摩によつて平滑化しておく必要がある。さらに
被研摩材表面に付着しているさび、油脂、汚れな
どは研摩に悪い影響を与えるので、酸洗、脱脂、
洗浄はとくに厳重に行なう必要がある。こうした
問題は工業的には作業の繁雑さを招いている。
特開昭59−12697号公報には、炭素鋼配管の接
液面に放射性物質が付着するのを防止するため
に、該接液面を研磨して表面粗さの最大高さの平
均値を、1.5μｍ以下とする技術が開示されてい
る。しかし、該公報は、酸洗によつてオーステナ
イトステンレス鋼表面の結晶粒界部に形成される
凹みなどオーステナイトステンレス鋼の腐食や放
射性物質の蓄積に関する特性については何ら言及
していないし、また該技術は、炭素鋼配管接液面
に付着するコバルト60は該炭素鋼表面に形成され
る２層構造の酸化皮膜のうちの外層に主として取
り込まれるので、該外層の付着防止を主限として
いる。
液面に放射性物質が付着するのを防止するため
に、該接液面を研磨して表面粗さの最大高さの平
均値を、1.5μｍ以下とする技術が開示されてい
る。しかし、該公報は、酸洗によつてオーステナ
イトステンレス鋼表面の結晶粒界部に形成される
凹みなどオーステナイトステンレス鋼の腐食や放
射性物質の蓄積に関する特性については何ら言及
していないし、また該技術は、炭素鋼配管接液面
に付着するコバルト60は該炭素鋼表面に形成され
る２層構造の酸化皮膜のうちの外層に主として取
り込まれるので、該外層の付着防止を主限として
いる。
本発明の目的は、電解研摩によらず放射性物質
の蓄積の小さい金属面を得ることにある。
の蓄積の小さい金属面を得ることにある。
上記目的は、放射性物質を含む原子炉冷却水と
接する原子力プラント用オーステナイトステンレ
ス鋼配管の製造法において、該配管を固溶体熱処
理後、酸洗，洗浄し、該酸洗によつて生じた結晶
粒界の腐食模様を除去するとともに、前記配管内
面の表面粗さが6s以下となるように機械研磨する
ことによつて達成される。
接する原子力プラント用オーステナイトステンレ
ス鋼配管の製造法において、該配管を固溶体熱処
理後、酸洗，洗浄し、該酸洗によつて生じた結晶
粒界の腐食模様を除去するとともに、前記配管内
面の表面粗さが6s以下となるように機械研磨する
ことによつて達成される。
線量上昇に寄与する放射性核種としては、半減
期が5.26年を長く、またγ線の崩壊エネルギーが
大きい60Coが代表的なものである。この60Coのス
テンレス鋼への蓄積量は、腐食にともなつて形成
される酸化被膜量にほぼ比例することが、ニユー
クリア・テクノロジー、64巻（1984年）第35頁か
ら第42頁（Nuclear Technology，Vol.64（1984）
pp35−42）等で知られている。したがつて、放
射性物質の蓄積を抑制するためには、金属表面を
平滑化することにより接水実効表面積を減少する
ことが有効と考えられている。この手段として
は、機械研摩、化学研摩、電解研摩が考えられる
が、電解研摩には前述した問題がある。また、こ
の問題は化学研摩についても同じである。さらに
この２つの研摩を行つた場合、金属表面には結晶
粒界が露出するが、粒界には(i)炭化物その他の相
が析出すること、及び(ii)不純物偏析があることか
ら腐食を生じやすい。一方、機械研摩を行うと、
酸洗によつて露出した結晶粒界を金属表面から消
失させることができる。即ち、酸洗によつてその
表面の結晶粒界は選択的に腐食され、粒内よりも
深くエツチングされるので、これを機械的に全体
に平滑にすることによつて見掛け上粒界をなくす
ようにするものである。またSUS304等の準安定
系オーステナイト組織では強度の機械研摩によ
り、加工誘起マルテンサイトを生じ、耐食性が悪
くなる。そのため酸化被膜の形成量も多くなり、
コバルト同位元素をはじめとする放射性物質の蓄
積量も増す。本発明ではSUS316及び316Lは安定
系オーステナイト組織であるため、機械研摩によ
り加工誘起マルテンサイトを生ずることはなく、
また表面粗さ、6s（表面の最大高さ、6μｍ）以下
で酸化皮膜の成長及びそれにともなうコバルトの
蓄積が著しく抑制されることを見出した。そこ
で、ステンレス鋼配管の製造工程において、固溶
体熱処理後、酸洗、洗浄したのち、金属結晶粒界
が顕微鏡組織的に見えないように表面粗さが6s以
下となるように機械研摩を行なうことにより、腐
食と放射性物質の蓄積を抑制しうる配管を提給す
ることができる。
期が5.26年を長く、またγ線の崩壊エネルギーが
大きい60Coが代表的なものである。この60Coのス
テンレス鋼への蓄積量は、腐食にともなつて形成
される酸化被膜量にほぼ比例することが、ニユー
クリア・テクノロジー、64巻（1984年）第35頁か
ら第42頁（Nuclear Technology，Vol.64（1984）
pp35−42）等で知られている。したがつて、放
射性物質の蓄積を抑制するためには、金属表面を
平滑化することにより接水実効表面積を減少する
ことが有効と考えられている。この手段として
は、機械研摩、化学研摩、電解研摩が考えられる
が、電解研摩には前述した問題がある。また、こ
の問題は化学研摩についても同じである。さらに
この２つの研摩を行つた場合、金属表面には結晶
粒界が露出するが、粒界には(i)炭化物その他の相
が析出すること、及び(ii)不純物偏析があることか
ら腐食を生じやすい。一方、機械研摩を行うと、
酸洗によつて露出した結晶粒界を金属表面から消
失させることができる。即ち、酸洗によつてその
表面の結晶粒界は選択的に腐食され、粒内よりも
深くエツチングされるので、これを機械的に全体
に平滑にすることによつて見掛け上粒界をなくす
ようにするものである。またSUS304等の準安定
系オーステナイト組織では強度の機械研摩によ
り、加工誘起マルテンサイトを生じ、耐食性が悪
くなる。そのため酸化被膜の形成量も多くなり、
コバルト同位元素をはじめとする放射性物質の蓄
積量も増す。本発明ではSUS316及び316Lは安定
系オーステナイト組織であるため、機械研摩によ
り加工誘起マルテンサイトを生ずることはなく、
また表面粗さ、6s（表面の最大高さ、6μｍ）以下
で酸化皮膜の成長及びそれにともなうコバルトの
蓄積が著しく抑制されることを見出した。そこ
で、ステンレス鋼配管の製造工程において、固溶
体熱処理後、酸洗、洗浄したのち、金属結晶粒界
が顕微鏡組織的に見えないように表面粗さが6s以
下となるように機械研摩を行なうことにより、腐
食と放射性物質の蓄積を抑制しうる配管を提給す
ることができる。
以下、本発明の実施例について説明する。
実施例 １
固溶体熱処理したSUS316L製配管の内面を硝
フツ酸水溶液により酸洗し、次いで蒸留水で十分
に洗浄したものを基準材１とした。次いで、フラ
ツパー研摩により、表面粗さが異なる６種類の配
管２を作成した。粗さの範囲は3.9S〜20.5Sであ
る。
フツ酸水溶液により酸洗し、次いで蒸留水で十分
に洗浄したものを基準材１とした。次いで、フラ
ツパー研摩により、表面粗さが異なる６種類の配
管２を作成した。粗さの範囲は3.9S〜20.5Sであ
る。
また、フラツパー研摩により作成した6.0S及び
3.9Sの２種類の配管にリン酸−硫酸水溶液中で電
解研摩を行い、各々3.6S及び1.9Sの２種類の配管
を作成し、比較材３とした。試験片は各配管の内
面から厚さ１mmの層を切断し、10×30mmの板状に
成形したものを使用した。
3.9Sの２種類の配管にリン酸−硫酸水溶液中で電
解研摩を行い、各々3.6S及び1.9Sの２種類の配管
を作成し、比較材３とした。試験片は各配管の内
面から厚さ１mmの層を切断し、10×30mmの板状に
成形したものを使用した。
コバルト蓄積評価試験は前記試験片をCo2＋イ
オンを0.05〜3.0ppb含む288℃の流動純水中に
1000時間まで浸漬することにより行つた。溶存酸
素濃度は150〜250ppbであつた。浸漬後、配管内
表面以外を樹脂でコーテイングしたのち、カソー
ド電解法により皮膜を剥離し、溶解し、原子吸光
法によりCo、Fe、Ni及びCrの量を求める。
オンを0.05〜3.0ppb含む288℃の流動純水中に
1000時間まで浸漬することにより行つた。溶存酸
素濃度は150〜250ppbであつた。浸漬後、配管内
表面以外を樹脂でコーテイングしたのち、カソー
ド電解法により皮膜を剥離し、溶解し、原子吸光
法によりCo、Fe、Ni及びCrの量を求める。
第１図にコバルト蓄積量を、第２図に皮膜量を
示した。なお、皮膜量はCo、Fe、Ni及びCrの総
和量として求めた。表面粗さが6.0s以下にフラツ
パー研摩した材料２でコバルト蓄積量は最小とな
り、電解研摩した比較材３と同程度の蓄積量を示
した。皮膜量も同じ傾向を示し、腐食も6.0s以下
で最も抑制されることがわかつた。
示した。なお、皮膜量はCo、Fe、Ni及びCrの総
和量として求めた。表面粗さが6.0s以下にフラツ
パー研摩した材料２でコバルト蓄積量は最小とな
り、電解研摩した比較材３と同程度の蓄積量を示
した。皮膜量も同じ傾向を示し、腐食も6.0s以下
で最も抑制されることがわかつた。
第３図に、浸漬試験後の金属表面を走査型電子
顕別鏡で調べた結果を示した。基準材では金属結
晶粒界が酸洗工程で浸食され、凹状に残つてい
る。フラツパー研摩により、表面粗さを6.0sにし
た材料では凹状の金属結晶粒界部が消失し、表面
が皮膜で一様におおわれており、耐食性が向上し
ていることを示している。
顕別鏡で調べた結果を示した。基準材では金属結
晶粒界が酸洗工程で浸食され、凹状に残つてい
る。フラツパー研摩により、表面粗さを6.0sにし
た材料では凹状の金属結晶粒界部が消失し、表面
が皮膜で一様におおわれており、耐食性が向上し
ていることを示している。
なお、SUS316でもSUS316Lと同様の結果が得
られたが、SUS304ではフラツパー研摩材２への
コバルト蓄積量及び皮膜量が基準材１よりも浸漬
1000時間後において多くなることを認めた。
られたが、SUS304ではフラツパー研摩材２への
コバルト蓄積量及び皮膜量が基準材１よりも浸漬
1000時間後において多くなることを認めた。
実施例 ２
機械研摩法として、フラツパー研摩以外に、ヤ
スリ仕上、フライス、施盤、中グリ、ブローチ、
シエービング、グラインダー研摩、ホーニング、
ペーパ仕上、ブラシ研摩などがあるが、いずれの
方法によつてもフラツパー研摩と同様の効果が得
られた。
スリ仕上、フライス、施盤、中グリ、ブローチ、
シエービング、グラインダー研摩、ホーニング、
ペーパ仕上、ブラシ研摩などがあるが、いずれの
方法によつてもフラツパー研摩と同様の効果が得
られた。
実施例 ３
本発明に基づいて製造した配管の通用範囲を沸
騰水型原子力プラントを例にとつて示す。第４図
に再循環系配管構成と適用場所をハツチングで示
した。なお、再循環系配管のみならず、炉浄化系
配管への適用も可能である。
騰水型原子力プラントを例にとつて示す。第４図
に再循環系配管構成と適用場所をハツチングで示
した。なお、再循環系配管のみならず、炉浄化系
配管への適用も可能である。
実施例 ４
原子力プラントはいく種類もあるが、本発明は
それらのいずれにも適用することができる。たと
えば、加圧水型プラントでは一次系構造材等であ
る。
それらのいずれにも適用することができる。たと
えば、加圧水型プラントでは一次系構造材等であ
る。
実施例 ５
本発明は炉回り配管への放射性物質の蓄積抑制
を主対象としているが、沸騰水型プラントの給水
ヒータチユーブ等に対して適用した場合には、コ
バルト及びニツケル等の腐食生成物の放出を抑制
することができる。
を主対象としているが、沸騰水型プラントの給水
ヒータチユーブ等に対して適用した場合には、コ
バルト及びニツケル等の腐食生成物の放出を抑制
することができる。
実施例 ６
沸騰水型原子力プラントの原子炉冷却材再循環
系配管（ライザー管）への適用例を述べる。本実
施例においては、呼径300Aの逆Ｌ型のライザー
管の水平方向及び垂直方向の直管部の、加工部を
含めた配管内面に研磨仕上が施された。研磨仕上
げは、表面粗さが6s以下となるようにフラツパー
研磨により行われ、研磨仕上げ後、管内面の表面
粗さを、表面粗さ測定器により測定した。測定は
管端から内部に向つて約500mmまでの範囲の任意
の位置で数ケ所行い、表面粗さが6s以下であるこ
とを確認した。
系配管（ライザー管）への適用例を述べる。本実
施例においては、呼径300Aの逆Ｌ型のライザー
管の水平方向及び垂直方向の直管部の、加工部を
含めた配管内面に研磨仕上が施された。研磨仕上
げは、表面粗さが6s以下となるようにフラツパー
研磨により行われ、研磨仕上げ後、管内面の表面
粗さを、表面粗さ測定器により測定した。測定は
管端から内部に向つて約500mmまでの範囲の任意
の位置で数ケ所行い、表面粗さが6s以下であるこ
とを確認した。
実施例 ７
実施例６のライザー管と同様のライザー管に対
して次の要領によりバフ研磨を実施した。回転軸
の先端部側面まわりに研磨面を外周に向けてエメ
リー紙を固定した治具を作つた。この治具によつ
て管内面を、管端部から管の奥方向に向つて順次
研磨した。エメリー紙を、粗いものから順に細か
いものに変えて研磨し、表面粗さ6s以下の仕上げ
面が得られた。本実施例においては、エメリー紙
をNo.80，No.180，No.240，No.400の順に変えて研磨
を行つた。
して次の要領によりバフ研磨を実施した。回転軸
の先端部側面まわりに研磨面を外周に向けてエメ
リー紙を固定した治具を作つた。この治具によつ
て管内面を、管端部から管の奥方向に向つて順次
研磨した。エメリー紙を、粗いものから順に細か
いものに変えて研磨し、表面粗さ6s以下の仕上げ
面が得られた。本実施例においては、エメリー紙
をNo.80，No.180，No.240，No.400の順に変えて研磨
を行つた。
以上の説明から明らかなように、本発明は簡便
な手段によつてオーステナイトステンレス鋼から
なるプラント構成部材への放射性物質の蓄積を抑
制でき、特に、酸洗によつて生じるオーステナイ
トステンレス鋼の結晶粒界部の凹みへのコバルト
60の蓄積量が低減される。また、その応用範囲も
広く、特に原子力プラントにおいて従事者の被曝
を低減するのに好適であり、実用価値が高く、工
業的にきわめて有意義なものである。
な手段によつてオーステナイトステンレス鋼から
なるプラント構成部材への放射性物質の蓄積を抑
制でき、特に、酸洗によつて生じるオーステナイ
トステンレス鋼の結晶粒界部の凹みへのコバルト
60の蓄積量が低減される。また、その応用範囲も
広く、特に原子力プラントにおいて従事者の被曝
を低減するのに好適であり、実用価値が高く、工
業的にきわめて有意義なものである。
第１図はCo蓄積量を表面粗さの関係図、第２
図は皮膜量と表面粗さの関係図、第３図は本発明
法の金属組織を示す走査型電子顕微鏡写真、第４
図は沸騰水型原子力プラント再循環系配管の構成
図である。 符号の説明、１…基準材、２…フラツパー研摩
材、３…電解研摩材（比較材）、４…直管、５…
直管付Ｔ字管、６…曲管、７…異径クロス、８…
圧力容器。
図は皮膜量と表面粗さの関係図、第３図は本発明
法の金属組織を示す走査型電子顕微鏡写真、第４
図は沸騰水型原子力プラント再循環系配管の構成
図である。 符号の説明、１…基準材、２…フラツパー研摩
材、３…電解研摩材（比較材）、４…直管、５…
直管付Ｔ字管、６…曲管、７…異径クロス、８…
圧力容器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 放射性物質を含む原子炉冷却水と接する原子
力プラント用オーステナイトステンレス鋼配管の
製造法において、該配管を固溶体熱処理後、酸
洗，洗浄したのち、機械研磨により該酸洗によつ
て生じた結晶粒界の腐食模様を除去するととも
に、前記配管内面の表面粗さが6s以下となるよに
機械研磨することを特徴とする原子力プラント配
管の製造法。 ２ 前記オーステナイトステンレス鋼は
SUS316Lであることを特徴とする特許請求の範
囲第１項記載の原子力プラント配管の製造法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2012986A JPS62181834A (ja) | 1986-02-03 | 1986-02-03 | 原子力プラント配管の製造法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2012986A JPS62181834A (ja) | 1986-02-03 | 1986-02-03 | 原子力プラント配管の製造法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62181834A JPS62181834A (ja) | 1987-08-10 |
| JPH0451288B2 true JPH0451288B2 (ja) | 1992-08-18 |
Family
ID=12018518
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2012986A Granted JPS62181834A (ja) | 1986-02-03 | 1986-02-03 | 原子力プラント配管の製造法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62181834A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2507294C2 (ru) * | 2011-11-18 | 2014-02-20 | Сумитомо Метал Индастриз, Лтд. | Аустенитная нержавеющая сталь |
| WO2025205764A1 (ja) * | 2024-03-26 | 2025-10-02 | 日本製鉄株式会社 | Ｎｉ－Ｆｅ－Ｃｒ基合金管およびその製造方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59126997A (ja) * | 1983-01-12 | 1984-07-21 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの製造法 |
-
1986
- 1986-02-03 JP JP2012986A patent/JPS62181834A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62181834A (ja) | 1987-08-10 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |