JP2000265249A - 耐粒界腐食性に優れたオーステナイト系合金構造物及びその製造法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】本発明の目的は、耐粒界腐食性，耐応力腐食割
れ性に優れたＮｉ基またはＦｅ基オーステナイト系合金
構造物とその製造法及び原子炉用構成部品と原子炉並び
に原子力発電プラントを提供する。 【解決手段】Ｃｒ１５〜２５重量％を含有するＮｉ基又
はＦｅ基オーステナイト系合金からなる構造物の表面に
オーステナイト再結晶粒内あるいは粒界にＣｒ炭化物が
分散して形成されていることを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、軽水炉あるいは新
型転換炉等の炉内構造部材や燃料要素等に用いられるＮ
ｉ基またはＦｅ基オーステナイト系固溶強化型合金に係
り、特に、耐粒界腐食性，耐応力腐食割れ性に優れたオ
ーステナイト系固溶強化型合金構造物とその製造法及び
それを用いた原子炉内構成部品と原子炉並びに原子力発
電プラントに関する。

【０００２】

【従来の技術】従来、軽水炉あるいは新型転換炉等の炉
内構造部材や燃料要素材料としてＦｅ基またはＮｉ基の
オーステナイト系固溶強化型合金、例えば、オーステナ
イト系ステンレス鋼やインコネル系のＮｉ合金が多用さ
れている。ところがこれらの合金は熱処理条件、あるい
は溶接部および溶接部近傍の熱影響部において、粒界腐
食や応力腐食割れを生じる可能性がある（特開昭55−11
5958号公報，特開昭55−100472号公報）。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】軽水炉あるいは新型転
換炉等に使用されるオーステナイト系固溶強化型合金の
粒界腐食，応力腐食割れを低減するために耐粒界腐食
性，耐応力腐食割れ性に優れた合金を表面に溶接，溶着
する方法が知られている（特開昭59−223197号公報及び
特開昭63−194892号公報）が、耐粒界腐食性，耐応力腐
食割れ性の改善は必ずしも十分であるとは云えず、より
信頼性の高い部材が要求されていた。

【０００４】本発明の目的は上記に鑑み、軽水炉等の構
造部材等の表面部分の耐粒界腐食性，耐応力腐食割れ性
を局部的に向上させることにより、耐粒界腐食性，耐応
力腐食割れ性に優れたＮｉ基またはＦｅ基オーステナイ
ト系固溶強化型合金構造物とその製造法及び原子炉用構
成部品と原子炉並びに原子力発電プラントを提供するこ
とにある。

【０００５】

【課題を解決するための手段】本発明は、従来のＮｉ基
またはＦｅ基オーステナイト系固溶強化型合金では、そ
の化学成分，熱処理条件，加工，溶接条件等に起因して
金属組織が変化し、材料の粒界腐食感受性，応力腐食割
れ感受性が高くなるとの知見に基づき、これを改善する
ためオーステナイト系合金の表面部分に局部的に加工と
高密度エネルギー源による加熱処理を施して、その表面
部分において再結晶及び再結晶粒内でのＣｒ炭化物の析
出・分散・再配列を進行させることを考案したものであ
る。

【０００６】本発明は、１５〜２５重量％のＣｒを含有
するＮｉ基またはＦｅ基オーステナイト系固溶強化型合
金であって、その表面部分がオーステナイト再結晶粒
（一次再結晶粒）からなり、しかもこの部分では結晶粒
内にＣｒ炭化物のほとんどが析出分散していることを特
徴とする耐食性に優れた構造物にある。そして、結晶粒
界にはわずかに炭化物が析出分散している場合もあり、
連らなったものは見当らないものである。

【０００７】このＣｒ炭化物が析出分散する表面部分の
オーステナイト再結晶粒は、Ｎｉ基またはＦｅ基オース
テナイト系固溶強化型合金の表面部分に加工硬化層を形
成させた後にその表面部分を入熱量として好ましくは
０.５〜２ｋＪ／cm の高密度エネルギー源を用いて好ま
しくは施行速度５mm／秒以下で局部的に融点未満の温
度、好ましくは８５０℃を超え１０００℃を超えない温
度範囲まで加熱することにより実現できる。

【０００８】その場合、表面部分に加工硬化層を形成さ
せるには機械加工研磨，ショットピーニング処理，ブラ
スト処理，グラインダー加工，スコッチブライト研磨あ
るいは液体ホーニング等あるいはそれらの組み合せを用
いるのが適当である。

【０００９】また、良好な耐食性を得るためには、この
Ｃｒ炭化物が析出分散するオーステナイト再結晶粒が存
在する領域は、構造物の表面から１００μｍ以上の深さ
であることが好ましい。

【００１０】軽水炉、あるいは新型転換炉等には１５％
以上のＣｒを含有するAlloy600，SUS304，SUS304L 等の
Ｎｉ基またはＦｅ基オーステナイト系固溶強化型合金が
構造物あるいは各種の部材として用いられる。これらの
合金は溶接施行等の際に５００〜８００℃の加熱を受け
ると、結晶粒界に沿ってＣｒ炭化物が析出し、これが粒
界腐食（ＩＧＣ）や粒界型応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）
の原因となることが知られている。以上の観点から、オ
ーステナイト系固溶強化型合金の表面に耐ＩＧＣ性，耐
ＩＧＳＣＣ性に優れた合金を溶接・溶着する方法等が種
々考案されている。本発明によれば対象とする構造物表
面を溶融することなく、容易に耐ＩＧＣ性，耐ＩＧＳＣ
Ｃ性を向上させることができる。これは、本発明の構造
物の表面部分は（一次）再結晶粒で覆われており、しか
もＣｒ炭化物はその大部分が再結晶粒内に析出・分散・
再配列し、結晶粒界に沿って連続的に析出するＣｒ炭化
物がほとんど存在しないためである。

【００１１】本発明において、良好な耐食性を有する表
面部分、すなわち再結晶粒で覆われしかも結晶粒内に多
数のＣｒ炭化物が析出分散する表面部分を構造物に付与
するためには、次の点に考慮することが必要である。

【００１２】本発明では、表面加工と高密度エネルギー
源を用いた局部的加熱処理により構造物表面に（一次）
再結晶を生じさせるため、加熱処理の前に与える表面加
工はできるだけ強加工が好ましい。加工度が大きいほど
再結晶はより容易に進行するが、加工度の目安としてた
とえば冷間圧延における加工度３０％程度以上が好まし
い。なお、表面部分の加工度の目安はその表面部分の硬
さと、同一材料を冷間圧延したときの硬さとを比較する
ことによって可能で、たとえば表面加工を受けた構造物
表面部の硬さが加工度５０％の冷間圧延板の硬さとほぼ
等しければ、構造物表面部は加工度約５０％相当の加工
を受けたと考えることができる。

【００１３】また、表面部分に加工硬化層を形成した後
の高密度エネルギー源による局部加熱は、入熱量を０.
５ 〜２ｋＪ／cm，施行速度を５mm／秒以上にするのが
好ましい。当然のことながら、再結晶を生じさせるため
の最低の入熱量すなわち０.５ｋＪ／cm以上、加熱温度
で言えば８５０℃を超えることは必要ではあるが、入熱
量２ｋＪ／cmを超えたり、施行速度が５mm／秒未満にな
ると加熱温度が1000℃を超えたり、表面部が溶融したり
してオーステナイトマトリックス中へのＣの固溶量が増
加してＣｒ炭化物の再固溶が生じやすく、その後５００
〜８００℃の加熱を受けると再び結晶粒界に沿ってＣｒ
炭化物が析出して耐ＩＧＣ性，耐IGSCC 性が低下する。

【００１４】なお、本発明では（一次）再結晶で覆われ
Ｃｒ炭化物が析出分散する表面部分が深さ１００μｍ以
上存在することが必要で、これが１００μｍ未満の場合
には耐ＩＧＣ性，耐ＩＧＳＣＣ性が十分でない。

【００１５】本発明に係るＮｉ基合金は、好ましくは重
量でＣ０.０３〜０.１５％，Ｓｉ０.０５〜１.０％，Ｍ
ｎ０.０５〜１.０％，Ｆｅ５〜１０％，Ｃｒ１５〜１７
％及び残部Ｎｉ、より好ましくはＣ０.０４５〜０.１０
％，Ｓｉ０.１〜０.５％，Ｍｎ０.１〜０.５％，Ｆｅ６
〜８.５％ ，Ｃｒ１４〜１７％及び残部Ｎｉからなるも
のである。

【００１６】更に、本発明に係るＦｅ基合金は、好まし
くは重量で、Ｃ０.０３〜０.１５％，Ｓｉ０.１〜１.５
％，Ｍｎ０.５〜３.０％，Ｎｉ８.５〜１１.５％，Ｃｒ
１７〜２０％，Ｎ０.１％ 以下及び残部Ｆｅ、より好ま
しくはＣ０.０４〜０.１３％，Ｓｉ０.３〜１.０％，Ｍ
ｎ１〜２％，Ｎｉ９〜１１％，Ｃｒ１７.５〜１９.５
％，Ｎ０.０１〜０.０４％及び残部Ｆｅからなるもので
ある。

【００１７】本発明は、原子炉圧力容器及びその内部に
炉心支持板，シュラウド，上部格子板，各種ノズル，ジ
ェットポンプ，給水スパージャ及び下部炉心格子等の各
構造部品を備えた原子炉において、該原子炉の前記構造
部品の少なくとも一つを前述の本発明の構造物によって
構成したことを特徴とする原子炉及びその原子炉内構成
部品にある。

【００１８】本発明は、原子炉圧力容器及びその内部に
前述と同様の各種構造部品を備えた原子炉用構成部品に
おいて、前記構成部品の少なくとも一つが前述の本発明
の構造物によって構成される。

【００１９】本発明は、原子炉圧力容器内に収納された
原子燃料によって得られた熱出力で蒸気タービンを回
し、該蒸気タービンの回転によって発電機を駆動し、そ
れによって電気出力を得る原子力発電プラントにおい
て、前記原子炉の熱出力が3200MW以上，原子炉圧力７.
０ＭＰａ 以上，原子炉温度２８８℃以上，前記電気出
力が1100MW以上であり、前記原子炉圧力容器及びその内
部に設けられた前述と同様の各構成部品の少なくとも一
つが前述の構造物よりなり、好ましくは３０年以上無交
換で使用でき、稼働率を８５％以上とすることが好まし
い。

【００２０】本発明は、原子炉圧力容器内に収納された
原子燃料によって得られた熱出力で蒸気タービンを回
し、該蒸気タービンの回転によって発電機を駆動し、そ
れによって電気出力を得る原子力発電プラントにおい
て、前記原子炉の熱出力が4300MW以上，原子炉圧力が
７.２ＭＰａ 以上，原子炉温度が２８８℃以上である炉
内構造物を前述の構造物によって構成し、好ましくは前
記電気出力が1500MW以上の稼働率を８５％以上及び１２
ヶ月運転後の定検期間を１回当り５０日以内とすること
が好ましい。

【００２１】本発明における原子炉及び原子力発電プラ
ントは前述のオーステナイト系合金との組合せは勿論で
ある。更に、原子力発電の高効率化には蒸気条件を高め
ることが必須であり、そのためには原子炉によって得た
蒸気をガスタービンとの複合サイクルとし、その排熱を
用いて３００℃〜５００℃の蒸気とする過熱蒸気を得る
ことによって達成される。

【００２２】本発明に係る前述のＢＷＲ原子炉内構造物
に用いることにより原子炉内構造物を交換することなく
３０年以上使用することができ、特に４０年間同様に使
用できる。更に、原子炉として熱出力3200MW以上，原子
炉圧力７.０ＭＰａ 以上，温度２８８℃以上である大容
量に対して長期にわたる使用において有効である。

【００２３】更に、本発明に係る構造物を同様に用いた
ＡＢＷＲ原子炉においては熱出力4300MW以上，炉圧力
７.２ＭＰａ 以上，温度２８８℃以上とし、電気出力を
1500ＭＷ以上の大容量化が達成できるものである。更
に、このＡＢＷＲにおいても前述の構造材を無交換で３
０年以上の使用が可能となるものである。

【００２４】特に、本発明に係る構造物を用いることに
より定検時被曝量を２０ｍＳｖ／人年以下，定検期間を
３０日以内，稼働率９０％以上，熱効率３５％以上，ボ
イド係数−２.８〜−４.２％，取出燃焼度４５〜７０Ｇ
Ｗｄ／ｔとすることが可能である。

【００２５】

【発明の実施の形態】〔実施例１〕表１（重量％）に代
表的なＮｉ基オーステナイト系固溶強化型合金の化学組
成を示す。この合金はＣを０.０６％ 含有しており、１
０００℃以上の温度で溶体化処理を施した後に５００〜
８００℃の加熱を受けると結晶粒界に沿ってＣｒ炭化物
が析出し、耐ＩＧＣ性や耐ＩＧＳＣＣ性が大きく低下す
る。表１の合金に６００℃，２４ｈの加熱処理を加えた
後、４００mlＨ₂Ｏ−２３３mlＨ₂ＳＯ₄ −５０ｇＦｅ
₂(ＳＯ₄)₃ 沸騰溶液中に２４ｈ浸漬するストライカ試験
を行ったところ、最大で約１０００μｍ深さの粒界侵食
が発生した。

【００２６】

【表１】

【００２７】一方、表１の合金を用い本発明の方法であ
る表面部分に加工硬化層を形成した後に、その表面部分
をＹＡＧレーザ等の高密度エネルギー源を用いて加熱す
る処理を施したものは、粒界侵食深さを大きく低減する
ことができた。すなわち、溶体化処理後に６００℃，２
４ｈの加熱処理を施した合金の表面部分をショット径
０.６mm，ショット圧力５.５kg／cm² で表面部分の硬さ
がビッカース硬さで約３３０Ｈｖになるまでショットピ
ーニング処理を行った。その後、出力９００ＷのＹＡＧ
レーザを用いて、焦点外し距離１２mm，施行速度６mm／
秒の条件（入熱量１.５ｋＪ／cm ）で表面部分を８６０
〜１０００℃に加熱した。処理後の試験片について上記
ストライカ試験を行ったところ、最大粒界侵食深さは５
０μｍ以下と大きく低減した。

【００２８】なお、表１の合金について冷間圧延を行い
そのヴィッカース硬さ（Ｈｖ）を測定したところ、加工
度５５％の場合に約３３０となり、上記ショットピーニ
ング処理では冷間加工度約５５％相当の表面加工を受け
たと考えることができる。また、ＹＡＧレーザ加熱後に
表面部分のヴィッカース硬さを測定したところ約200と
軟化しており、表面部分で再結晶が生じていることを示
していた。６００℃，２４ｈの加熱により結晶粒界に沿
ってＣｒ炭化物が連続的に析出するために粒界侵食が著
しかったが、本発明の方法では表面部分で生じた再結晶
のために結晶粒界が移動して大部分のＣｒ炭化物が粒界
から離れ、結晶粒内に析出・分散・再配列するために粒
界侵食が抑制されたと考えられる。

【００２９】〔実施例２〕実施例１において、本発明の
方法を施した合金、すなわち表面部分が３３０Ｈｖにな
るまでショットピーニング処理を施した後に入熱量１.
５ｋＪ／cm のＹＡＧレーザを用いて表面部分を施行速
度６mm／秒で加熱した表１の合金を、再度５００〜８０
０℃に加熱した後にストライカ試験を施したところ、最
大粒界侵食深さはいずれも５０μｍ以下と良好な耐ＩＧ
ＳＣＣ性を示した。

【００３０】すなわち、本発明により得られた構造物，
各種部材等に再度５００〜８００℃の加熱処理を施して
も耐ＩＧＳＣＣ性が低下することはない。

【００３１】〔実施例３〕表１のＮｉ基オーステナイト
系合金を１０００℃以上で溶体化処理を施した後に６０
０℃，２４ｈの加熱処理を行った。この状態では本合金
は実施例１で述べたように、ストライカ試験において約
１０００μｍの粒界侵食深さを示す。

【００３２】本実施例では、溶体化処理後に６００℃，
２４ｈの加熱処理を施した上記合金の表面部分をショッ
ト径０.６mm，ショット圧力７kg／cm²でショットピーニ
ング処理を行った後、ＹＡＧレーザにより表面部分を入
熱量０.４ｋＪ／cm，０.９ｋＪ／cm及び１.８ｋＪ／cm
で加熱した（施行速度：１０mm／秒）。表２にストライ
カ試験結果および表面部の硬さ測定結果を示す。ショッ
トピーニング直後の表面部の硬さは約３４０Ｈｖであっ
た。同一材料を冷間圧延した場合の硬さと比較すること
により、このショットピーニング処理では冷間加工度は
約６０％相当の表面加工を受けたと考えることができ
る。

【００３３】表２の結果によれば入熱量が０.９ｋＪ／c
m及び１.８ｋＪ／cmの場合に粒界侵食深さが２０μｍ以
下となり優れた耐ＩＧＣ性が得られるが、入熱量が０.
４kＪ／cmの場合には粒界侵食深さが１０００μｍ以上
と耐ＩＧＣ性が劣る。この理由は、入熱量０.４ｋＪ／c
m の表面部硬さが２５０Ｈｖと硬いことからもわかるよ
うに０.４ｋＪ／cm では表面部分で再結晶が十分進行し
ていないためである。

【００３４】すなわち、本発明においては表面部分に加
工硬化層を形成させた後に、その表面部分で十分に再結
晶を生じさせることが必要で、入熱量０.５ｋＪ／cm 以
上、加熱温度で言えば８５０℃を超えることが必要であ
る。

【００３５】

【表２】

【００３６】〔実施例４〕表３に代表的なＦｅ基オース
テナイト系合金の化学組成（重量％）を示す。この合金
はＣを０.０７８％ 含有しており、１０００℃以上の温
度で溶体化処理を施した後に５００〜８００℃の加熱を
受けると、前記Ｎｉ基オーステナイト系合金と同様に、
結晶粒界に沿ってＣｒ炭化物が析出し、耐ＩＧＣ性や耐
ＩＧＳＣＣ性が大きく低下する。たとえば、表３の合金
に７００℃，１ｈの加熱処理を加えた後、４５０mlＨ₂
Ｏ−５０mlＨ₂ＳＯ₄−５０ｇＣｕＳＯ₄沸騰溶液中に１
６ｈ浸漬するストラウス試験を行ったところ、最大で約
３００μｍ深さの粒界侵食が発生した。

【００３７】一方、本発明の方法すなわち表面部分に加
工硬化層を形成した後に、その表面部分をレーザ等の高
密度エネルギー源を用いて加熱する処理を施せば、粒界
侵食深さを大きく低減することができる。たとえば、溶
体化処理後に７００℃，１ｈの加熱処理を施した上記合
金の表面部分をショット径０.６mm ，ショット圧力６kg
／cm² で表面部分の硬さが約３５０Ｈｖになるまでショ
ットピーニング処理を行った。その後、出力９００Ｗの
ＹＡＧレーザを用いて、焦点外し距離１３mm，施行速度
６mm／秒の条件（入熱量１.５ｋＪ／cm ）で表面部分を
加熱した。処理後の試験片について上記ストラウス試験
を行ったところ、最大粒界侵食深さは２０μｍ以下と大
きく低減した。

【００３８】なお、ＹＡＧレーザ加熱後に表面部分の硬
さを測定したところ約２００Ｈｖと軟化しており、表面
部分で再結晶が生じ、Ｃｒ炭化物は面積率で９５％が粒
内に析出し、粒界にはその残りが析出分散していた。

【００３９】

【表３】

【００４０】以上のように本発明によれば、耐ＩＧＣ性
に優れたオーステナイト系合金構造物、各種の部材を得
ることができる。また、本発明の方法によれば、耐IGSC
C 性も良好であることを確認している。

【００４１】なお、本発明において表面部分に加工硬化
層を形成する方法は、機械研磨加工，ショットピーニン
グ処理，ブラスト処理，グラインダー加工，スコッチブ
ライト研磨あるいは液体ホーニング処理等あるいはそれ
らの組合せによって実施が可能であるが、これらに限定
するものではない。

【００４２】さらに、Ｎｉ基またはＦｅ基オーステナイ
ト系合金ではＣ含有量が多いほど耐ＩＧＣ性，耐ＩＧＳ
ＣＣ性が劣るため、本発明はＣ含有量の多いオーステナ
イト系合金においてとくに有効である。また、表面加工
と表面加熱後に再度ブラスト処理，ピーニング処理等の
表面圧縮残留応力を発生させる表面加工処理を施すと耐
食性をさらに向上できるものである。

【００４３】〔実施例５〕実施例１〜４で作製した本発
明に係る構造物を図１に示す沸騰水型原子炉炉心用の各
種構造部材に使用することができる。本原子炉は蒸気温
度２８６℃，蒸気圧力７０.７atgで運転され、発電出力
として５００，８００，1100MWの発電が可能である。各
名称は次の通りである。中性子源パイプ５１，炉心支持
板５２，中性子計装検出管５３，制御棒５４，炉心シュ
ラウド５５，上部格子板５６，燃料集合体５７，上鏡ス
プレイノズル５８，ベントノズル５９，圧力容器蓋６
０，フランジ６１，計測用ノズル６２，気水分離器６
３，シュラウドヘッド６４，給水入口ノズル６５，ジェ
ットポンプ６６，蒸気乾燥機６８，蒸気出口ノズル６
９，給水スパージャ７０，炉心スプレイノズル７１，下
部炉心格子７２，再循環水入口ノズル７３，バッフル板
７４，制御棒案内管７５。

【００４４】本実施例においては炉心支持板５２，炉心
シュラウド５５，上部格子板５６，上鏡スプレイノズル
５８，ベントノズル５９，計測用ノズル６２，ジェット
ポンプ６６，蒸気出口ノズル６９，給水スパージャ７
０，炉心スプレイノズル７１，下部炉心格子７２，再循
環水入口ノズル７３等の溶接部あるいは溶接熱影響部分
に本発明に係る実施例１〜４の処理を施すことにより前
述の表面層を得ることができ、耐粒界腐食性及び耐応力
腐食割れ性が顕著に向上されるものである。

【００４５】〔実施例６〕本発明に係るオーステナイト
系合金構造物は供用期間中の原子炉の各種構造部材にも
使用することができる。すなわち、Ｎｉ基オーステナイ
ト系固溶強化型合金製の炉心スプレイノズル７１等の溶
接部あるいは溶接熱影響部分、さらにはＦｅ基オーステ
ナイト系固溶強化型合金製の炉心シュラウド５５等の溶
接部あるいは溶接熱影響部分の表面に付着したクラッド
層あるいは酸化皮膜層をブラッシングまたは化学除染あ
るいは機械除染で除去後、その表面に機械研磨加工，シ
ョットピーニング処理，ブラスト処理，グラインダー加
工，スコッチブライト研磨あるいは液体ホーニング処理
等あるいはそれらの組合せによって表面塑性加工を加え
た後に、高密度エネルギー源を用いて局部的に融点未満
の温度、好ましくは８５０〜１０００℃で加熱処理する
ことにより前述の表面層を得ることができ、原子炉の運
転供用期間中の原子炉の各種構造部材の耐粒界腐食性及
び耐応力腐食割れ性が顕著に向上されるものである。

【００４６】

【発明の効果】本発明によれば、軽水炉あるいは新型転
換炉等の炉内構造部材や燃料要素等に用いるＮｉ基また
はＦｅ基オーステナイト系合金の表面部分の耐粒界腐食
性，耐応力腐食割れ性を局部的に向上させることによ
り、軽水炉等の機器の安全性を高め、その寿命を延長す
ることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉炉心内構造を示す斜視図で
ある。

【符号の説明】

５１…中性子源パイプ、５２…炉心支持板、５３…中性
子計装検出管、５４…制御棒、５５…炉心シュラウド、
５６…上部格子板、５７…燃料集合体、５８…上鏡スプ
レイノズル、５９…ベントノズル、６０…圧力容器蓋、
６１…フランジ、６２…計測用ノズル、６３…気水分離
器、６４…シュラウドヘッド、６５…給水入口ノズル、
６６…ジェットポンプ、６８…蒸気乾燥機、６９…蒸気
出口ノズル、７０…給水スパージャ、７１…炉心スプレ
イノズル、７２…下部炉心格子、７３…再循環水入口ノ
ズル、７４…バッフル板、７５…制御棒案内管。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁷ 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｃ２２Ｆ 1/00 ６４０ Ｃ２２Ｆ 1/00 ６４０Ａ ６４１ ６４１Ｃ ６８５ ６８５ ６８６ ６８６ ６９１ ６９１Ｂ 1/10 1/10 Ｈ (72)発明者 国谷 治郎 茨城県日立市大みか町七丁目１番１号 株 式会社日立製作所日立研究所内 (72)発明者 石川 文紀 茨城県日立市大みか町七丁目１番１号 株 式会社日立製作所日立研究所内 (72)発明者 越石 正人 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内

Claims (9)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】Ｃｒ１５〜２５重量％を含有するＮｉ基又
   はＦｅ基オーステナイト系合金からなる構造物の表面に
   オーステナイト再結晶粒内あるいはその粒界にＣｒ炭化
   物が分散して形成されている表面層を有することを特徴
   とする耐粒界腐食性に優れたオーステナイト系合金構造
   物。
2. 【請求項２】請求項１において、前記オーステナイト系
   合金はＣ量が０.０３〜０.１５％である耐粒界腐食性に
   優れたオーステナイト系合金構造物。
3. 【請求項３】Ｃｒ１５〜２５重量％を含有するＮｉ基ま
   たはＦｅ基オーステナイト系固溶強化型合金部材の表面
   に塑性加工硬化層を形成した後に、その表面部分を高密
   度エネルギー源を用いて局部的に８５０〜１０００℃で
   加熱する処理を施すことにより、その表面部分がオース
   テナイト再結晶粒で覆われ、しかも結晶粒内あるいは粒
   界にＣｒ炭化物を分散して析出させることを特徴とする
   耐粒界腐食性に優れたオーステナイト系合金構造物の製
   造法。
4. 【請求項４】請求項３において前記塑性加工硬化層は機
   械研磨加工，ショットピーニング処理，ブラスト処理，
   グラインダー加工，スコッチブライト研磨及び液体ホー
   ニング処理の１つ以上によって処理することを特徴とす
   る耐粒界腐食性に優れたオーステナイト系合金構造物の
   製造法。
5. 【請求項５】原子炉圧力容器に炉心支持板，炉心シュラ
   ウド，上部格子板，各種ノズル，ジェットポンプ，給水
   スパージャ，炉心支持板及び下部炉心格子の構造部品を
   備えた原子炉において、前記構造部品の少なくとも一つ
   が、Ｃｒ１５〜２５重量％を含有するＮｉ基又はＦｅ基
   オーステナイト系合金からなり、該構造部品の表面にオ
   ーステナイト再結晶粒内あるいはその粒界にＣｒ炭化物
   が分散して形成されていることを特徴とする原子炉。
6. 【請求項６】原子炉圧力容器に炉心支持板，シュラウ
   ド，上部格子板，各種ノズル，ジェットポンプ，給水ス
   パージャ及び下部炉心格子の構造部品を備えてなる原子
   炉用構成部品において、前記構造部品の少なくとも１つ
   がＣｒ１５〜２５重量％を含有するＮｉ基又はＦｅ基オ
   ーステナイト系合金からなり、該構造部品の表面にオー
   ステナイト再結晶粒内あるいはその粒界にＣｒ炭化物が
   分散して形成されていることを特徴とする原子炉用構成
   部品。
7. 【請求項７】原子炉圧力容器に炉心支持板，シュラウ
   ド，上部格子板，各種ノズル，ジェットポンプ，給水ス
   パージャ及び下部炉心格子の構造部品を備えてなる原子
   炉用構成部品の製造方法において、前記構造部品の少な
   くとも１つがＣｒ１５〜２５重量％を含有するＮｉ基又
   はＦｅ基オーステナイト系合金からなり、該構成部品の
   表面にグラインダ加工またはスコッチブライト研磨によ
   る表面塑性加工を加えた後に、高密度エネルギー源を用
   いて局部的に融点未満の温度で加熱処理することを特徴
   とする原子炉用構成部品の製造方法。
8. 【請求項８】原子炉圧力容器に炉心支持板，炉心シュラ
   ウド，上部格子板，各種ノズル，ジェットポンプ，給水
   スパージャ及び下部炉心格子の構造部品を備えた原子炉
   の製造方法において、前記構造部品の少なくとも１つが
   Ｃｒ１５〜２５重量％を含有するＮｉ基又はＦｅ基オー
   ステナイト系合金からなり、該構造部品の表面にグライ
   ンダ加工またはスコッチブライト研磨等による表面塑性
   加工を加えた後に、高密度エネルギー源を用いて局部的
   に融点未満の温度で加熱処理することを特徴とする原子
   炉の製造方法。
9. 【請求項９】原子炉圧力容器内に収納された原子燃料に
   よって得られた熱出力で蒸気タービンを回し、該蒸気タ
   ービンの回転によって発電機を駆動し、それによって電
   気出力を得る原子力発電プラントにおいて、前記原子炉
   の熱出力が3200MW以上，原子炉圧力７.０ＭＰａ 以上，
   原子炉水温度２８８℃以上，前記電気出力が1100MW以上
   であり、前記原子炉圧力容器及びその内部に設けられた
   炉心支持板，各種ノズル，ジェットポンプ，給水スパー
   ジャ，下部炉心格子，シュラウド及び上部格子板の各構
   成部品の少なくとも一つが、Ｃｒ１５〜２５重量％を含
   有するＮｉ基又はＦｅ基オーステナイト系合金からな
   り、前記構成部品の表面にオーステナイト再結晶粒内あ
   るいはその粒界にＣｒ炭化物が分散して形成されている
   ことを特徴とする原子力発電プラント。