JPS63303038A - 応力腐食割れに対する抵抗性の増大した軽水炉の炉心 - Google Patents
応力腐食割れに対する抵抗性の増大した軽水炉の炉心Info
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- JPS63303038A JPS63303038A JP63094711A JP9471188A JPS63303038A JP S63303038 A JPS63303038 A JP S63303038A JP 63094711 A JP63094711 A JP 63094711A JP 9471188 A JP9471188 A JP 9471188A JP S63303038 A JPS63303038 A JP S63303038A
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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】
発明の背景および要約
本発明は軽水炉の炉心構造に関するものであって、さら
に詳しく言えば、かかる炉心の金属製構造部材中に起こ
る応力腐食割れを低減させるための方法に関する。
に詳しく言えば、かかる炉心の金属製構造部材中に起こ
る応力腐食割れを低減させるための方法に関する。
ステンレス鋼における粒界応力腐食割れ(IGSCC)
は様々な方法によって防止もしくは抑制し得る一方、軽
水炉のオーステナイト系ステンレス鋼部材は使用中に受
ける長期照射の結果として粒界応力腐食割れに対する感
受性の増大を示す。
は様々な方法によって防止もしくは抑制し得る一方、軽
水炉のオーステナイト系ステンレス鋼部材は使用中に受
ける長期照射の結果として粒界応力腐食割れに対する感
受性の増大を示す。
たとえば、固溶体状態または圧延焼なまし状態における
ステンレス鋼は炉心外においては粒界応力腐食割れに対
して抵抗性を有するが、同じ材料が炉心内において高レ
ベルの照射を受けた場合にはそのような抵抗性が失われ
るのである。
ステンレス鋼は炉心外においては粒界応力腐食割れに対
して抵抗性を有するが、同じ材料が炉心内において高レ
ベルの照射を受けた場合にはそのような抵抗性が失われ
るのである。
炉心内において起こる照射は、結晶粒界への不純物(す
なわち、リン、ケイ素および硫黄)の慣析を促進し、そ
れによってかかる合金の粒界応力腐食割れ(IGSCC
)を誘起するものと考えられている6従って当業界では
、これらの不純物に関して高い純度を有するステンレス
鋼を使用することにより、上記のごとき照射誘起、応力
腐食割れ<IASCC)を低減させることが試みられて
きた。すなわち、(米国材料試験協会の公定分類法に基
づ<)348および304ステンレス鋼のごとき合金に
おいて、上記3種の元素の各々に関する上限値を規格値
よりも低下させることによって得られる改質合金が使用
されてきたのである。
なわち、リン、ケイ素および硫黄)の慣析を促進し、そ
れによってかかる合金の粒界応力腐食割れ(IGSCC
)を誘起するものと考えられている6従って当業界では
、これらの不純物に関して高い純度を有するステンレス
鋼を使用することにより、上記のごとき照射誘起、応力
腐食割れ<IASCC)を低減させることが試みられて
きた。すなわち、(米国材料試験協会の公定分類法に基
づ<)348および304ステンレス鋼のごとき合金に
おいて、上記3種の元素の各々に関する上限値を規格値
よりも低下させることによって得られる改質合金が使用
されてきたのである。
このような高純度合金は確かに炉心部材の寿命を延ばし
たが、照射誘起応力腐食割れ(I ASCC)の問題が
完全に排除されたわけではなかった。
たが、照射誘起応力腐食割れ(I ASCC)の問題が
完全に排除されたわけではなかった。
それどころか、結果の多様な変動が認められるようにな
り、そのため照射条件下における合金の挙動には一貫性
が欠如していることが判明した。
り、そのため照射条件下における合金の挙動には一貫性
が欠如していることが判明した。
このたび、オーステナイト系ステンレス鋼の窒素含量を
最大0.05%(好ましくは最大0.03%)に制限す
ることにより、上記のごとき一貫性の欠如を実質的に解
決すると共に、照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に
対する感受性をなお一層低減させ得ることが見出された
。また、応力腐食割れを抑制することが知られている該
合金のその他の特性を窒素含量の低下と組合わせて採用
すれば、原子炉内において非常に長い寿命を有する金属
部品を得ることができる。
最大0.05%(好ましくは最大0.03%)に制限す
ることにより、上記のごとき一貫性の欠如を実質的に解
決すると共に、照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に
対する感受性をなお一層低減させ得ることが見出された
。また、応力腐食割れを抑制することが知られている該
合金のその他の特性を窒素含量の低下と組合わせて採用
すれば、原子炉内において非常に長い寿命を有する金属
部品を得ることができる。
好適な実施の態様の詳細な説明
本発明の対象となるステンレス鋼はオーステナイト系ス
テンレス鋼であって、これは応力腐食割れに対する抵抗
性の点で他種のステンレス鋼よりも優れている。かかる
ステンレス鋼をオーステナイト状態に保つと共に、それ
の強度を維持するため、オーステナイト組織からマルテ
ンサイト組織への変換を抑制することが知られている炭
素が合金成分として含有される。すなわち、本発明のス
テンレス鋼中には炭素が約0.025%の最低レベルで
存在するのである。なお、本明細書中において使用され
る百分率はいずれも重量百分率である。
テンレス鋼であって、これは応力腐食割れに対する抵抗
性の点で他種のステンレス鋼よりも優れている。かかる
ステンレス鋼をオーステナイト状態に保つと共に、それ
の強度を維持するため、オーステナイト組織からマルテ
ンサイト組織への変換を抑制することが知られている炭
素が合金成分として含有される。すなわち、本発明のス
テンレス鋼中には炭素が約0.025%の最低レベルで
存在するのである。なお、本明細書中において使用され
る百分率はいずれも重量百分率である。
本発明は、安定化ステンレス鋼および非安定化ステンレ
ス鋼のいずれにも適用し得る。安定化ステンレス鋼とは
、チタンを好ましくは約0.1〜約0、3%の範囲内の
量で含有し、かつ(あるいは)ニオブを好ましくは約0
.25〜約0.6%の範囲内の量で含有するものである
。安定化ステンレス鋼の実例としては、321.347
および348ステンレス鋼が挙げられる。安定化ステン
レス鋼の場合、本発明の実施に際して使用される炭素含
量は約0.025〜約0.06%の範囲内にある。非安
定化ステンレス鋼の実例は304および316ステンレ
ス鋼であって、この場合における炭素含量は約0.02
5〜約0.04%の範囲内にある。非安定化ステンレス
鋼は、チタンおよびニオブを実質的に含有しないか、あ
るいは含有してもそれらの量が上記の範囲より少ないよ
うなものである。
ス鋼のいずれにも適用し得る。安定化ステンレス鋼とは
、チタンを好ましくは約0.1〜約0、3%の範囲内の
量で含有し、かつ(あるいは)ニオブを好ましくは約0
.25〜約0.6%の範囲内の量で含有するものである
。安定化ステンレス鋼の実例としては、321.347
および348ステンレス鋼が挙げられる。安定化ステン
レス鋼の場合、本発明の実施に際して使用される炭素含
量は約0.025〜約0.06%の範囲内にある。非安
定化ステンレス鋼の実例は304および316ステンレ
ス鋼であって、この場合における炭素含量は約0.02
5〜約0.04%の範囲内にある。非安定化ステンレス
鋼は、チタンおよびニオブを実質的に含有しないか、あ
るいは含有してもそれらの量が上記の範囲より少ないよ
うなものである。
更にまた、オーステナイト安定剤としてマンガンが含有
される。マンガンは300系列のオーステナイト系ステ
ンレス鋼中に常用される合金元素であるが、その含量に
ついては最大2%という制限のみが設定されるのが普通
である。しかし、本発明の場合には、マンガン含量に関
して1,5%の下限値も設定される。
される。マンガンは300系列のオーステナイト系ステ
ンレス鋼中に常用される合金元素であるが、その含量に
ついては最大2%という制限のみが設定されるのが普通
である。しかし、本発明の場合には、マンガン含量に関
して1,5%の下限値も設定される。
上記に述べたステンレス鋼(すなわち、304.316
.321.347および348ステンレス鋼)は、それ
ぞれの名称を有する標準合金をリン、ケイ素および硫黄
に関して高純度化した改質合金を指す、すなわち、かか
る改質合金中におけるリン含量は最大約0.005%で
あり、ケイ素含量は最大約0.05%であり、かつ硫黄
含量は最大約0゜005%である。
.321.347および348ステンレス鋼)は、それ
ぞれの名称を有する標準合金をリン、ケイ素および硫黄
に関して高純度化した改質合金を指す、すなわち、かか
る改質合金中におけるリン含量は最大約0.005%で
あり、ケイ素含量は最大約0.05%であり、かつ硫黄
含量は最大約0゜005%である。
本発明のステンレス鋼中に存在する残りの合金元素はク
ロムおよびニッケルである。これらの元素の含量は、3
00系列のステンレス鋼において通例見られるような範
囲内にあればよい、たとえば、クロム含量は一般に約1
5〜約30%の範囲内、好ましくは約15〜約20%の
範囲内にある。
ロムおよびニッケルである。これらの元素の含量は、3
00系列のステンレス鋼において通例見られるような範
囲内にあればよい、たとえば、クロム含量は一般に約1
5〜約30%の範囲内、好ましくは約15〜約20%の
範囲内にある。
同様に、ニッケル含量は一般に約5〜約15%の範囲内
、好ましくは約8〜約13%の範囲内にある。
、好ましくは約8〜約13%の範囲内にある。
本発明は、加圧木型原子炉および沸騰水型原子炉を含め
た軽水炉全般に対して適用することができる0本発明の
ステンレス鋼は、かかる軽水炉の炉心部材(たとえば、
燃料棒および吸収棒の被覆並びに中性子源ホルダの1種
以上)を製造するための材料として有用である。
た軽水炉全般に対して適用することができる0本発明の
ステンレス鋼は、かかる軽水炉の炉心部材(たとえば、
燃料棒および吸収棒の被覆並びに中性子源ホルダの1種
以上)を製造するための材料として有用である。
以下に本発明の実施例を示す、これらの実施例は本発明
の実施を例示するものに過ぎないのであって、本発明の
範囲を制限するものと解すべきでない。
の実施を例示するものに過ぎないのであって、本発明の
範囲を制限するものと解すべきでない。
実施例
下記のごとき6種のステンレス鋼に関して促進照射/応
力腐食試験を行った。
力腐食試験を行った。
試験に先立ち、全ての試験片に1050℃で30分間の
溶体化熱処理を施した。また、316NG試験片の一部
には20%の冷間加工も施した。
溶体化熱処理を施した。また、316NG試験片の一部
には20%の冷間加工も施した。
照射は、アメリカ合衆国アイダホ州アイダホフォールズ
に建設された新型試験炉において行った。
に建設された新型試験炉において行った。
この試験炉は、燃料およびループの効率的な配置の下で
高い出力密度(炉心1リットル当り1メガワツト)を使
用するものである。また、出力を調整すると共に変形を
防止する目的で、制御ドラムとネックシム棒とが併用さ
れている。その結果、様々なループ位置における中性子
束に対する高度の制御を達成することができる。試験炉
内の試験空間は9本のループから成っていて、その内の
8本は2200psigまでの圧力下で水が循環する加
圧水ループである。9番目のループは、温度上昇(68
0°Fまで)および圧力上昇(3400psigまで)
のために使用される。試験片の照射は、ネックシム棒の
外被に設けられた垂直穴の内部に配置されたキャプセル
中において行った。なお、それらのキャプセルは2種の
公称フルエンスレベル(8X102On/c菖2の低フ
ルエンスおよび25×10 ”n/cta2の高フルエ
ンス)が得られるように配置された。
高い出力密度(炉心1リットル当り1メガワツト)を使
用するものである。また、出力を調整すると共に変形を
防止する目的で、制御ドラムとネックシム棒とが併用さ
れている。その結果、様々なループ位置における中性子
束に対する高度の制御を達成することができる。試験炉
内の試験空間は9本のループから成っていて、その内の
8本は2200psigまでの圧力下で水が循環する加
圧水ループである。9番目のループは、温度上昇(68
0°Fまで)および圧力上昇(3400psigまで)
のために使用される。試験片の照射は、ネックシム棒の
外被に設けられた垂直穴の内部に配置されたキャプセル
中において行った。なお、それらのキャプセルは2種の
公称フルエンスレベル(8X102On/c菖2の低フ
ルエンスおよび25×10 ”n/cta2の高フルエ
ンス)が得られるように配置された。
照射温度は、500〜625 ’Fを許容範囲として5
50°Fに維持された。低フルエンス用キャプセルは実
効全出力日数として47.3日間にわたる照射を受けた
が、平均の蓄積高速中性子フルエンスは試験炉内の位置
に応じてa 13 X 10 ”n7cm2からa 3
2 X 10 ”n7cm”までの範囲内にあった。
50°Fに維持された。低フルエンス用キャプセルは実
効全出力日数として47.3日間にわたる照射を受けた
が、平均の蓄積高速中性子フルエンスは試験炉内の位置
に応じてa 13 X 10 ”n7cm2からa 3
2 X 10 ”n7cm”までの範囲内にあった。
高フルエンス用キャプセルは実効全出力日数として14
0.4日間にわたる照射を受けたが、平均の蓄積高速中
性子フルエンスは位置に応じて1.73X 10 ”n
/cta2からZ 37 X 10 ”n7cm2まで
の範囲内にあった。
0.4日間にわたる照射を受けたが、平均の蓄積高速中
性子フルエンスは位置に応じて1.73X 10 ”n
/cta2からZ 37 X 10 ”n7cm2まで
の範囲内にあった。
次に、アメリカ合衆国カリフォルニア州プレザントンに
あるゼネラル・エレクトリック・カンパニー(Gene
ral Electric Company)のバレシ
トス・ニュークリアー・センター(Vallecito
s NuclearCenter)内に設置された一定
伸長速度引張試験施設(CERT試験施設)において照
射済み試験片の応力腐食割れ試験を実施した。試験は、
120Qpsigの系統圧力の下で32 ppmまたは
0.2ppmの溶解酸素を含有する5 50 ’Fの高
純度水(0,1μS/cm)中において行った。いずれ
の試験も1ミル/時の伸長速度の下で行ったが、低フル
エンス照射を受けた316L試験片のみに関しては0.
5ミル、7時の伸長速度を用いた。なお、それに由来す
る試験結果の閉著な差は見られなかった。
あるゼネラル・エレクトリック・カンパニー(Gene
ral Electric Company)のバレシ
トス・ニュークリアー・センター(Vallecito
s NuclearCenter)内に設置された一定
伸長速度引張試験施設(CERT試験施設)において照
射済み試験片の応力腐食割れ試験を実施した。試験は、
120Qpsigの系統圧力の下で32 ppmまたは
0.2ppmの溶解酸素を含有する5 50 ’Fの高
純度水(0,1μS/cm)中において行った。いずれ
の試験も1ミル/時の伸長速度の下で行ったが、低フル
エンス照射を受けた316L試験片のみに関しては0.
5ミル、7時の伸長速度を用いた。なお、それに由来す
る試験結果の閉著な差は見られなかった。
各々の試験片に関して試験終了時に認められた粒界応力
腐食割れ発生率(%IGSCC)を第2および3表中に
示す。
腐食割れ発生率(%IGSCC)を第2および3表中に
示す。
これらの表中に示されたデータかられかる通り、6個の
低フルエンス試験片の内の3個が応力腐食割れを示した
(第2表)、それら3個の内で、2個(316NGおよ
びH,P、316NG)は高レベルの窒素を含有するも
のであった。このように、高レベルの窒素を含有する2
種の合金は照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の閾値
に最も早く到達したのである。特に、低不純物レベルと
高窒素レベルとの組合せを有するH、P、316NG試
験片は、照射誘起応力腐食割れに対する感受性が最も高
かった0粒界応力腐食割れを示した第3の試験片(30
4L)は、低フルエンスレベルで粒界応力腐食割れを示
さなかった304試験片に比べて特に低い炭素含量[0
,020(重量)%コを有していた。
低フルエンス試験片の内の3個が応力腐食割れを示した
(第2表)、それら3個の内で、2個(316NGおよ
びH,P、316NG)は高レベルの窒素を含有するも
のであった。このように、高レベルの窒素を含有する2
種の合金は照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の閾値
に最も早く到達したのである。特に、低不純物レベルと
高窒素レベルとの組合せを有するH、P、316NG試
験片は、照射誘起応力腐食割れに対する感受性が最も高
かった0粒界応力腐食割れを示した第3の試験片(30
4L)は、低フルエンスレベルで粒界応力腐食割れを示
さなかった304試験片に比べて特に低い炭素含量[0
,020(重量)%コを有していた。
高フルエンス試験片に関しては、6個全部が酸素添加水
(32ppm)中において少なくとも35%の粒界応力
腐食割れを示した(第3表)、H,P。
(32ppm)中において少なくとも35%の粒界応力
腐食割れを示した(第3表)、H,P。
316Lが最高レベルを示し、H,P、316NGが2
番目、そして316NGが3番目であったが、後の2者
は高窒素含量試験片である。これは、高フルエンスレベ
ルの下でも、窒素が照射誘起応力腐食割れに対する感受
性に顕著な影響を及ぼすことを示している。
番目、そして316NGが3番目であったが、後の2者
は高窒素含量試験片である。これは、高フルエンスレベ
ルの下でも、窒素が照射誘起応力腐食割れに対する感受
性に顕著な影響を及ぼすことを示している。
高フルエンス試験片に関する試験に際して溶解酸素レベ
ルを0.2ppmに低下させた場合(第3表)、316
LおよびH,P、316L試験片は粒界応力腐食割れを
示さなかった。316NG、316NG(CW)および
)(、P、316 NG試験片(高窒素含量試験片)に
おいては、粒界応力腐食割れは低減したが、完全に除去
されたわけではなかった。
ルを0.2ppmに低下させた場合(第3表)、316
LおよびH,P、316L試験片は粒界応力腐食割れを
示さなかった。316NG、316NG(CW)および
)(、P、316 NG試験片(高窒素含量試験片)に
おいては、粒界応力腐食割れは低減したが、完全に除去
されたわけではなかった。
上記の記載は、主として例示を目的としたものである。
それ故、本発明の精神および範囲から逸脱することなく
、本明細書中に記載された構造および操作に様々な変更
や改変を加え得ることは当業者にとって自明であろう。
、本明細書中に記載された構造および操作に様々な変更
や改変を加え得ることは当業者にとって自明であろう。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、軽水炉の炉心の構造部材中に照射によって誘起され
る応力腐食割れを低減させるための方法において、最大
約0.05%のN、最大約0.005%のP、最大約0
.05%のSiおよび最大約0.005%のSを含有す
るオーステナイト系ステンレス鋼から前記構造部材を製
造することを特徴とする方法。 2、前記オーステナイト系ステンレス鋼が最大約0.0
3%のNを含有する請求項1記載の方法。 3、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約0.025
〜約0.06%のCを追加含有する請求項1記載の方法
。 4、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約1.5〜約
2.0%のMnを追加含有する請求項1記載の方法。 5、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約15〜約3
0%のCrおよび約5〜約15%のNiを追加含有する
請求項1記載の方法。 6、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約15〜約2
0%のCrおよび約8〜約13%のNiを追加含有する
請求項1記載の方法。 7、前記オーステナイト系ステンレス鋼が、約0.02
5〜約0.06%のCと、約0.1〜約0.3%のTi
および約0.25〜約0.6%のNbから成る群より選
ばれた少なくとも1種とを追加含有する請求項1記載の
方法。 8、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約0.025
〜0.04%のCを追加含有し、かつTiおよびNbを
実質的に含有しない請求項1記載の方法。 9、軽水炉の炉心の構造部材中に照射によって誘起され
る応力腐食割れを低減させるための方法において、最大
約0.03%のN、約0.025〜約0.04%のC、
最大約0.005%のP、最大約0.05%のSiおよ
び最大約0.005%のSを含有するオーステナイト系
ステンレス鋼から前記構造部材を製造することを特徴と
する方法。 10、軽水炉の炉心の構造部材中に照射によつて誘起さ
れる応力腐食割れを低減させるための方法において、最
大約0.03%のN、最大約0.025〜約0.06%
のC、最大約0.005%のP、最大約0.05%のS
i、最大約0.005%のS、並びに約0.1〜約0.
3%のTiおよび約0.25〜約0.6%のNbから成
る群より選ばれた1種を含有するオーステナイト系ステ
ンレス鋼から前記構造部材を製造することを特徴とする
方法。 11、金属材料から製造された燃料棒および吸収棒の被
覆並びに中性子源ホルダを含む軽水炉の炉心において、
前記金属材料の少なくとも1種が最大約0.05%のN
、最大約0.005%のP、最大約0.05%のSiお
よび最大約0.005%のSを含有するオーステナイト
系ステンレス鋼であることを特徴とする炉心。 12、前記オーステナイト系ステンレス鋼が最大約0.
03%のNを含有する請求項11記載の炉心。 13、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約0.02
5〜約0.06%のCを追加含有する請求項11記載の
炉心。 14、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約1.5〜
約2.0%のMnを追加含有する請求項11記載の炉心
。 15、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約15〜約
30%のCrおよび約5〜約15%のNiを追加含有す
る請求項11記載の炉心。 16、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約15〜約
20%のCrおよび約8〜約13%のNiを追加含有す
る請求項11記載の炉心。 17、前記オーステナイト系ステンレス鋼が、約0.0
25〜約0.06%のCと、約0.1〜約0.3%のT
iおよび約0.25〜約0.6%のNbから成る群より
選ばれた少なくとも1種とを追加含有する請求項11記
載の炉心。 18、前記オーステナイト系ステンレス鋼が約0.02
5〜約0.04%のCを追加含有し、かつTiおよびN
iを実質的に含有しない請求項11記載の炉心。 19、金属材料から製造された燃料棒および吸収棒の被
覆並びに中性子源ホルダを含む軽水炉の炉心において、
前記金属材料の少なくとも1種が最大約0.03%のN
、約0.025〜約0.04%のC、最大約0.005
%のP、最大約0.05%のSiおよび最大約0.00
5%のSを含有するオーステナイト系ステンレス鋼であ
ることを特徴とする炉心。 20、金属材料から製造された燃料棒および吸収棒の被
覆並びに中性子源ホルダを含む軽水炉の炉心において、
前記金属材料の少なくとも1種が、最大約0.03%の
N、約0.025〜約0.06%のC、最大約0.00
5%のP、最大約0.05%のSi、最大約0.005
%のS、並びに約0.1〜約0.3%のTiおよび約0
.25〜約0.6%のNbから成る群より選ばれた1種
を含有するオーステナイト系ステンレス鋼であることを
特徴とする炉心。
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5987088A (en) * | 1995-02-03 | 1999-11-16 | Hitachi, Ltd. | Precipitation hardening type single crystal austenitic steel, and usage the same |
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Families Citing this family (14)
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|---|---|---|---|---|
| FR2656456B1 (fr) * | 1989-12-21 | 1992-04-24 | Framatome Sa | Embout inferieur d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere. |
| JP2574917B2 (ja) * | 1990-03-14 | 1997-01-22 | 株式会社日立製作所 | 耐応力腐食割れ性に優れたオーステナイト鋼及びその用途 |
| DE69212891T2 (de) * | 1991-05-14 | 1997-02-20 | Gen Electric | Austenitischer rostfreier Stahl mit extrem niedrigen Stickstoff- und Borgehalten zur Erniedrigung der durch Strahlung verursachten Spannungsrisskorrosion |
| US5147602A (en) * | 1991-05-20 | 1992-09-15 | General Electric Company | Corrosion resistant high chromium stainless steel alloy |
| JPH06508885A (ja) * | 1991-07-10 | 1994-10-06 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 原子力工業用の材料および加工物とその製造方法 |
| JPH06508884A (ja) * | 1991-07-10 | 1994-10-06 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 原子力工業用の材料および加工物とその製造方法 |
| 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 |
| US6132525A (en) * | 1992-12-18 | 2000-10-17 | Electric Power Research Institute, Inc. | Manufacturing of materials and workpieces for components in nuclear plant applications |
| US5949838A (en) * | 1992-12-18 | 1999-09-07 | Electric Power Research Institute, Inc. | Manufacture of materials and workpieces for components in nuclear plant applications |
| TW250567B (ja) * | 1993-05-13 | 1995-07-01 | Gen Electric | |
| JP3001788B2 (ja) * | 1994-12-27 | 2000-01-24 | 日鉱金属株式会社 | 打ち抜き性の良好なFe−Cr−Ni系合金並びにそれから成る電子銃プレス打ち抜き加工部品 |
| US6128361A (en) * | 1996-03-26 | 2000-10-03 | General Electric Company | Coating for reducing corrosion of zirconium-based alloys induced by . .beta-particle irradiation |
| US6259758B1 (en) | 1999-02-26 | 2001-07-10 | General Electric Company | Catalytic hydrogen peroxide decomposer in water-cooled reactors |
| CN108441599B (zh) * | 2018-03-15 | 2019-12-06 | 大冶特殊钢股份有限公司 | 真空感应炉冶炼含氮不锈钢的方法 |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52117224A (en) * | 1976-03-30 | 1977-10-01 | Nippon Steel Corp | Austenite stainless steel with excellent stress corrosion cracking res istance in water of high temperature and pressure |
| JPS5333916A (en) * | 1976-09-10 | 1978-03-30 | Nippon Steel Corp | Austenitic stainless steel with excellent intra- and intergranular stress corrosion cracking resistance |
| JPS5442325A (en) * | 1977-09-10 | 1979-04-04 | Kobe Steel Ltd | Austenite stainless steel having good weldability and resistance to stress corrosion cracking in high temperature pure water |
| JPS55110761A (en) * | 1979-02-15 | 1980-08-26 | Sumitomo Metal Ind Ltd | Austenitic stainless steel having excellent stress corrosion crack resistance |
| JPS57158359A (en) * | 1981-03-24 | 1982-09-30 | Nippon Stainless Steel Co Ltd | Corrosion resistant austenite stainless steel |
| JPS62120463A (ja) * | 1985-11-21 | 1987-06-01 | Toshiba Corp | 耐粒界腐食性ステンレス鋼 |
| JPS62287051A (ja) * | 1986-06-03 | 1987-12-12 | Kobe Steel Ltd | 耐粒界腐食性並びに耐粒界応力腐食割れ性の優れたオ−ステナイト系ステンレス鋼 |
Family Cites Families (4)
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|---|---|---|---|---|
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| JPS5827962A (ja) * | 1981-08-12 | 1983-02-18 | Nippon Steel Corp | 不働態を強化した高純ステンレス鋼 |
-
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Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52117224A (en) * | 1976-03-30 | 1977-10-01 | Nippon Steel Corp | Austenite stainless steel with excellent stress corrosion cracking res istance in water of high temperature and pressure |
| JPS5333916A (en) * | 1976-09-10 | 1978-03-30 | Nippon Steel Corp | Austenitic stainless steel with excellent intra- and intergranular stress corrosion cracking resistance |
| JPS5442325A (en) * | 1977-09-10 | 1979-04-04 | Kobe Steel Ltd | Austenite stainless steel having good weldability and resistance to stress corrosion cracking in high temperature pure water |
| JPS55110761A (en) * | 1979-02-15 | 1980-08-26 | Sumitomo Metal Ind Ltd | Austenitic stainless steel having excellent stress corrosion crack resistance |
| JPS57158359A (en) * | 1981-03-24 | 1982-09-30 | Nippon Stainless Steel Co Ltd | Corrosion resistant austenite stainless steel |
| JPS62120463A (ja) * | 1985-11-21 | 1987-06-01 | Toshiba Corp | 耐粒界腐食性ステンレス鋼 |
| JPS62287051A (ja) * | 1986-06-03 | 1987-12-12 | Kobe Steel Ltd | 耐粒界腐食性並びに耐粒界応力腐食割れ性の優れたオ−ステナイト系ステンレス鋼 |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5987088A (en) * | 1995-02-03 | 1999-11-16 | Hitachi, Ltd. | Precipitation hardening type single crystal austenitic steel, and usage the same |
| WO2008136354A1 (ja) | 2007-04-27 | 2008-11-13 | Japan Atomic Energy Agency | 耐粒界腐食性および耐応力腐食割れ性に優れたオーステナイト系ステンレス鋼およびオーステナイト系ステンレス鋼材の製造方法 |
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