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JPH01180499A - 改良された耐摩耗性を有するステンレス鋼製管状要素 - Google Patents

改良された耐摩耗性を有するステンレス鋼製管状要素

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Publication number
JPH01180499A
JPH01180499A JP63002635A JP263588A JPH01180499A JP H01180499 A JPH01180499 A JP H01180499A JP 63002635 A JP63002635 A JP 63002635A JP 263588 A JP263588 A JP 263588A JP H01180499 A JPH01180499 A JP H01180499A
Authority
JP
Japan
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sleeve
nitriding
depth
stainless steel
chromium
Prior art date
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Granted
Application number
JP63002635A
Other languages
English (en)
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JP2657810B2 (ja
Inventor
Harts Dominique
ドミニク、ハーツ
Coutellier Jean-Michel
ジャン−ミシェル、クートウリエ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Fragema
Orano Demantelement SAS
Original Assignee
Fragema
Compagnie Generale des Matieres Nucleaires SA
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Publication date
Application filed by Fragema, Compagnie Generale des Matieres Nucleaires SA filed Critical Fragema
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Publication of JPH01180499A publication Critical patent/JPH01180499A/ja
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Solid-Phase Diffusion Into Metallic Material Surfaces (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、水で冷却および減速される原子炉の高圧・高
温水中で利用されるように設計された、クロム−ニッケ
ル・ステンレス鋼製管状要素に関する。
〔従来の技術〕
この種の原子炉において、冷却水はしばしば硼素生成物
を含有し、それが管状要素に接触するようになっており
、管状要素のいくつかはしばしば、ガイド内をそれに沿
って摺動移動され、それをこするようになっている。
これは特に、反応度制御棒クラスタ(集合体)のステン
レス鋼製スリーブにおいて起こる。原子炉の反応度を制
御するため、制御棒は燃料装置に設けられるガイドチュ
ーブに沿って、そして原子炉の内項部に設けられるガイ
ドに沿って移動される。特に原子炉が“負荷追従”(l
oadf’ol 1over)様式で用いられる時の幾
つかの制御棒の移動の周期および振幅は、各炉心再負荷
(co、rereloading )において幾つかの
クラスタを系統的に交換することがしばしば必要となる
程である。
摩擦を受ける管状要素の外面に、その摩耗を減少させる
ためにコーティングを付着させることは既に提案されて
いる。例えば、硬質クロムの電解メツキおよびニッケル
の化学メツキがこれまでに行なわれてきた。
〔発明が解決しようとする課題〕
しかし、電解クロムメツキはもろいし、一方、化学的に
付着されたニッケルは原子炉の主回路を汚染することが
ある。また、ニッケルークロム結合合金が付加された炭
化クロムを含有するコーティングは、放射線被爆下にお
ける挙動が劣る。
従って、本発明の目的は、ステンレス鋼製管状要素の摩
耗に対する耐久性を改善することにある。本発明の他の
目的は、熱サイクルに対する上記管状要素の耐久性を増
大すると共に、水冷原子炉中での放射線被爆下での特性
を維持することにある。
〔課題を解決するための手段〕
本発明によれば、その外面が15〜40ミクロンの深さ
まで窒化されたクロム−ニッケル・ステンレス鋼からな
る管状要素、典型的には原子炉用制御棒シースが提供さ
れる。
窒化はイオン化状態で実施されることが有利である。管
状要素は窒素および水素を含有する稀薄(rarif’
1ed)雰囲気内での放電により作り出されるプラズマ
を受けて、イオンの深部拡散をもたらすに十分な高温に
おいて活性窒素イオンが注入される。
酸化媒体中での耐食性に対して有害な管状要素のマトリ
ックスの脱り6ムによる材料の増感状態を避けるために
、処理層が40μmを越えないように十分に低い処理時
間および温度を採用することが望ましい。実際には、約
500℃の温度で数時間処理することが可能である。
耐摩耗性をさらに増大するために、管状要素はイオン的
に表面不動態化することができる。
不動態化は、窒化された管状要素を、不動態化厚さが窒
化深さを越えず、かつ1時間より長く選択された時間、
500℃より低温において酸化プラズマ中に維持するこ
とにより行なわれる。
〔実 施 例〕
以下、添附図面を参照しながら、本発明の特定の実施例
について説明するが、本発明が下記実施例に限定される
ものでないことはもとよりである。
第1図は加圧水型原子炉の制御クラスタの一つのロッド
10を示している。ロッド10および他のロッド類は複
数のロッドを同時に垂直移動させるためのスパイダー1
2の腕部に固定されている。
ロッド類はガイドチューブ14内を摺動し、該ガイドチ
ューブ14は燃料装置に属すると共に端部ノズル16に
連結されている。
各ロッドは、クロム−ニッケル・ステンレス鋼、しばし
ばAISI304鋼からなるシースまたはスリーブ18
を備えており、上記AIS■304鋼の主成分は次の通
りである。Ni:8.50〜11重量%、Cr:17〜
19重量%、炭素:最大8重量%、Mn:最大2重量%
。残りは避けられない不純物を除いて鉄である。中性子
吸収材からなるペレット20(またはスラグ)がスリー
ブ内に堆積されている。スリーブ18は、同様にステン
レス鋼からなる上部プラグ22および下部プラグ24に
より密封閉鎖されている。 −例として、スリーブ18
は9〜25m+sの外径、および約0 、4 mm 〜
1 、 5 mmの肉厚を有することができる。スリー
ブは径が大きくなればなる程厚肉にすればよい。
一般に同様にステンレス鋼からなるガイドチューブ14
上を摩擦摺動する時のシース18の摩耗および引裂きを
低減するため、15〜40μm1典型的には20〜40
μmの深さの表面窒化処理が行なわれる。
窒化は第2図に概略的に示される装置において行なわれ
る。第2図の装置は密閉された包囲体26を備えており
、これには、内部の圧力を通常は30〜200パスカル
の値まで減少させるための真空ポンプ28と、窒素およ
び水素の混合体を導入するための流入パイプとが設けら
れている。包囲体26は処理される複数のスリーブから
なる1装填量を受容する懸架装置を包含している。操作
順序は以下のように行なわれる。
処理されるスリーブは洗浄されて、その下部プラグ24
が嵌合される。ステンレス鋼のスラグから構成され得る
熱緩衝体が各スリーブ18内に配置されてから、仮の上
部プラグ32が各スリーブに固定される。該プラグはコ
ーティング中のスリーブを保持するために用いられる。
スリーブ18は包囲体26内に置かれ、その上部プラグ
32に近接する部分は、この領域におけるステンレス鋼
の窒化を避けるためにマスキングすることが有利である
各部分は、包囲体26内で、約30Paの圧力下におい
てイオン的にエツチングされる。次いで、包囲体は掃気
されて、低圧(総圧力は200P aを越えず、また窒
素分圧はたとえば40〜60Pa)の窒素および水素雰
囲気が発生される。300v〜100OVの電圧が、発
電機34により、金属製包囲体26と処理されるスリー
ブ18との間に印加される。放電によるガス状混合体の
解離により形成へれる活性窒素イオンが、スリーブ18
の表面にイオン衝撃により打ち込まれる。
スリーブをその全長にわたって、周囲゛温度より高いが
510℃(典型的には、約500℃)より低い温度に維
持して、窒素イオンの拡散をもたらすための手段(図示
しない)が設けられ、この装置は通常のものとすること
ができる。この操作は注入の深さが所望値になるまで続
けられる。しかし実際には、処理時間は6時間を越えな
い。          ″ 包囲体26は再度掃気されて、窒化中とほぼ同じ圧力下
において、酸素を含有する酸化雰囲気を充填される。こ
の場合には活性酸素イオンを含有するプラズマが発生さ
れて、窒化層が限定的に酸化される。この工程は400
〜480℃の温度で、適切な不動態化が達成されるまで
実施される。一般に、持続時間は1時間よりは長く、か
つ窒素イオンにより達成されたものより大きい深さまで
金属を不動態化する時間より短くされる。
次いで、スリーブ18は包囲体26から取出される。仮
の上部プラグ32が取りはずされて、スリーブ18は吸
収性材料を装填されて、最終上部プラグが載置される。
変形例としては、スリーブはイオン窒化処理前に中性子
吸収材が装填されて閉鎖される゛。
本発明は制御棒(ロッド)以外の原子炉内で用いられる
管状要素に適用できる。
本発明は、特に、他の機能を有すると共に、その表面が
摩擦または振動摩耗に耐えなければならないロッドクラ
スタに利用できる。
また、内部を摺動する部材の摩擦を受けるような管類の
内面に同様の処理を行なうことも可能である。
〔発明の作用・効果〕
以上のように、本発明のクロム−ニッケル・ステンレス
鋼製管状要素は、15〜40μmの深さにわたって表面
窒化されたものであるため、従来のような電解メツキあ
るいは化学メツキのような問題もなく、高圧及び高温水
中下でも優れた耐摩擦性を示し、また、水冷原子炉中で
の放射線被爆下においてもこのような優れた特性を維持
することができる。従って、中性子吸収材を装填するた
めの制御棒のスリーブ(シース)として極めて有用であ
り、制御棒の出し入れの際のガイドチューブとの摩擦に
おいても優れた耐摩耗性を発揮する原子炉用制御棒が提
供される。また、本発明の方法によれば比較的短時間に
上記のような優れた特性を有する管状要素あるいは制御
棒が製造できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明により処理されるシースを備える制御
クラスタの1本のロッドを示す部分断面概略図、第2図
は本発明の実施例によるシース処理装置の概略図である
。 18・・・スリーブ(もしくはシース)、20・・・中
性子吸収材、22・・・上部プラグ、24・・・下部プ
ラグ、26・・・包囲体。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 (1)15〜40μmの深さにわたって表面窒化された
    、水減速および水冷の原子炉用のクロム−ニッケル・ス
    テンレス鋼製管状要素。 (2)クロム−ニッケル・ステンレス鋼からなる外部ス
    リーブと、該スリーブ内の中性子吸収材とから成り、前
    記スリーブが15〜40μmの深さまで表面窒化処理さ
    れている加圧水型原子炉用原子炉制御棒。 (3)ステンレス鋼がAISI340鋼であることを特
    徴とする請求項2記載の制御棒。(4)前記スリーブが
    最大で窒化深さに等しい深さにわたって表面不動態化さ
    れている請求項3記載の制御棒。 (5)クロム−ニッケル・ステンレス鋼製スリーブを用
    意し、該スリーブを減圧下で窒素−水素雰囲気中に維持
    すると共に、前記雰囲気中に放電を生ぜしめて窒素イオ
    ンを発生させることにより、前期スリーブの半径方向外
    面を窒化することからなる、水冷・減速される原子炉用
    シースの製造方法。 (6)前記窒化を、510℃を越えない温度において6
    時間までの持続時間で実施する請求項5記載の方法。 (7)包囲体内での窒化処理前に前記包囲体内でイオン
    ・エッチングの予備処理を実施する工程を含む請求項5
    記載の方法。 (8)窒化処理前に前記スリーブに熱緩衝体を充填して
    プラグにより閉鎖するようにした請求項5記載の方法。 (9)窒化処理前に前記スリーブに中性子吸収材を充填
    して閉鎖するようにした請求項5記載の方法。 (10)窒化処理の直後に酸化雰囲気中でプラズマを発
    生させることにより、最大で窒化深さに等しい深さにわ
    たって表面的に不動態化する工程をさらに含む請求項5
    記載の方法。
JP63002635A 1988-01-11 1988-01-11 改良された耐摩耗性を有するステンレス鋼製管状要素 Expired - Lifetime JP2657810B2 (ja)

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