耐ＰＷＳＣＣ性に優れたＮｉ基合金の最終熱処理方法及びＮｉ基合金
【課題】 ６９０系Ｎｉ基合金に含まれる炭素量とその最終熱処理条件を最適化することにより、ＴＴ処理より耐ＰＷＳＣＣ性を向上させた６９０系Ｎｉ基合金を、ＴＴ処理を省略して作りだす。
【解決手段】 質量％で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１％、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不純物からなるＮｉ基合金に対し、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間加熱した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する、最終熱処理を施す。
【解決手段】 質量％で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１％、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不純物からなるＮｉ基合金に対し、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間加熱した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する、最終熱処理を施す。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラント等の高温水と接触する構造材料に適用するＮｉ基合金の熱処理方法及び、当該方法により熱処理されたＮｉ基合金に係り、詳しくは、一次冷却材応力腐食割れ（以下、「ＰＷＳＣＣ」と言う。）に対する耐性（以下、「耐ＰＷＳＣＣ性」と言う。）を向上させるＮｉ基合金の最終熱処理方法及び当該方法により得られたＮｉ基合金に関する。
【背景技術】
【０００２】
高温水と接する構造材料は、その使用環境、経済性に応じ選定されている。その中で原子力発電プラント等の一部には、特殊熱処理（以下、「ＴＴ処理」（Thermal Treatment）と言う。）した６９０合金（以下、「ＴＴ６９０合金」と言う。）が使用されている。
【０００３】
６９０合金（「６９０系Ｎｉ基合金」とも言う。）は、Ｎｉ、Ｃｒ、Ｆｅを主成分とし、同じくＮｉ、Ｃｒ、Ｆｅを主成分とする６００合金（６００系Ｎｉ基合金とも言う。）よりクロム量が多く耐ＰＷＳＣＣ性に優れた合金である。
【０００４】
ＴＴ処理は、耐ＰＷＳＣＣ性向上のために、固溶化処理後、金属の粒界に炭化物を析出させる熱処理（一例としては７００℃×１５時間）の工程を加えることにより、粒界を強化するものである（例えば特許文献１，２）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開昭５９−８５８５０号
【特許文献２】特開昭６０−５０１３４号
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、ＴＴ６９０合金は、６００合金などに比べて低いとはいえ、ＰＷＳＣＣ進展の感受性を有していることが実験的に確認されている。また、ＴＴ処理の工程が、その製造コストを増加させている。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明は、６９０系Ｎｉ基合金に含まれる炭素量とその最終熱処理条件を最適化することにより、ＴＴ処理より耐ＰＷＳＣＣ性を向上（ＰＷＳＣＣ進展速度を低下）させた６９０合金を、ＴＴ処理を省略して作り出すことを目的とする。
【０００８】
斯かる目的を達成するため、本発明は、質量％で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１％、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不可避不純物からなるＮｉ基合金に対し、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間保持した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する、最終熱処理を施すことを特徴とする。
【発明の効果】
【０００９】
Ｎｉ基合金の含有炭素量とその最終熱処理条件を最適化することにより、従来のＴＴ６９０合金より耐ＰＷＳＣＣ性が向上した粒界炭化物の析出したＮｉ基合金が得られる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明のＮｉ基合金の含有炭素濃度と最終熱処理温度との関係を示すグラフである。
【図２】本発明の実施例の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真である。
【図３】比較例の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真である。
【図４】本発明実施例と比較例との耐ＰＷＳＣＣ性を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
本発明に係るＮｉ基合金の熱処理方法について、以下に図１〜４及び表１，２を参照して説明する。
【００１２】
本発明に用いられるＮｉ基合金は、いわゆる６９０系Ｎｉ基合金であり、質量で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１％、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不純物からなる。
【００１３】
耐ＰＷＳＣＣ性を向上させるためには、粒界に析出する炭化物の量が多すぎても少なすぎても悪く、粒界炭化物の析出を適正量にコントロールする必要がある。過剰な炭化物の析出を避けるため炭素量の上限は０．０４％であり、必要な炭化物の析出量を確保するため炭素量の下限は０．０２％である。本材料の主要な粒界炭化物は、Ｃｒ炭化物である。なお、元素の含有量は、ＩＮＣＯＮＥＬ６９０合金（ＩＮＣＯＮＥＬはハンティントン アロイズ カナダ リミテッドの登録商標）の仕様によるものである。
【００１４】
上記組成のＮｉ基合金に対し、最終熱処理を施す。最終熱処理は、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間保持した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する。
【００１５】
図１は、６９０系Ｎｉ基合金材料中の炭素濃度と熱処理温度との関係を示し、図１中、曲線Ｘは炭素の固溶曲線である。図１中の領域Ａが、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲に相当する。この熱処理温度は、炭素濃度によって完全固溶温度が変化すること、及び、完全固溶温度未満であると炭化物を完全に固溶できず、１１５０℃を超えると結晶粒が過剰に成長（大粒径化）することから決定した。この熱処理時間が１．５分未満であると炭化物が完全に固溶できない。また、この熱処理時間は材料の肉厚に依存し、肉厚が厚くなるほど時間が要するが、実用的な厚さでは６０分以上とする。
【００１６】
上記熱処理の後、所定の冷却速度で空冷すると図２に示す適切な炭化物析出が得られる。冷却速度は、遅すぎると図３に示すような過剰な炭化物が析出するため、１５０℃／分以上とし、また、早すぎると炭化物の析出が不足するため、５００℃／分以下とした。
【実施例】
【００１７】
以下に実施例を挙げて、本発明をさらに詳細に説明する。
【００１８】
表１に示す化学組成を有するＮｉ基合金を、溶解炉で溶製し、鍛造、熱間加工後、断面減少率２０％でロール圧延による冷間加工を加えた後、Ｔ−Ｌ方位で試験片を採取した。試験片は、ＡＳＴＭのＥ３９９ に準拠した形状の０．５ＴサイズのＣＴ（Compact Tension）試験片である。この試験片を、下記表１に示す条件で最終熱処理を施した。
【００１９】
【表１】
【００２０】
比較例として、表２の化学組成の６９０系Ｎｉ基合金を、表２に示す条件で最終熱処理を施した。
【００２１】
【表２】
【００２２】
実施例１と比較例１について、粒界炭化物の析出状況をＳＥＭで確認した。図２は、実施例１の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真であり、図３は、比較例１の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真である。
【００２３】
もともと粒界に炭化物を析出させて耐ＰＷＳＣＣ性を向上させるのがＴＴ処理であるが、図３を参照すれば、耐ＰＷＳＣＣ性からみれば炭化物の析出が過剰である。実施例１での熱処理を行なうことにより、図２に示されているように、図３に比較して、炭化物の析出が抑制されている。
【００２４】
次に、実施例と比較例とで、ＰＷＳＣＣ進展速度を測定した。この測定には、液循環型の腐食試験装置を用いた。この腐食試験装置において、加圧水型原子力発電所の一次系配管内を流れる水を模擬したPWR１次系環境模擬水として、ホウ素を５００ｐｐｍ、リチウム２ｐｐｍを含み、溶存水素濃度30cc-STP/kg-H2O（１Ｋｇの水中に１ａｔｍ、０℃条件の水素が３０ｃｃ相当溶存している濃度）、３６０℃の条件を採用した。試験は一定荷重条件下で行い、Ｋ値の計算にはＡＳＴＭ Ｅ−３９９で定義される式Ａ４−１および式Ａ４−２を用い試験初期のＫ値が３０ＭＰａ√ｍとなる条件を採用した。試験時間は１０００時間である。
【００２５】
大気中疲労破壊によって破面を開放した後、走査型電子顕微鏡（ＳＥＭ）にて、き裂長さを計測した。き裂進展速度、即ち、ＰＷＳＣＣ進展速度の算出には、き裂面積を板厚で除した平均き裂長さを用いた。耐ＰＷＳＣＣ性（ＰＷＳＣＣ進展速度）の測定結果を、図４に示す。
【００２６】
図４のグラフから、実施例１では耐ＰＷＳＣＣ性が高く、本発明の熱処理条件から外れる比較例では、炭化物の析出が不足あるいは過剰となることで耐ＰＷＳＣＣ性は低下していることが分かる。
【００２７】
以上説明したように、本発明によれば従来のＴＴ６９０合金よりＰＷＳＣＣ進展速度が遅く、耐ＰＷＳＣＣ性が向上した材料が製造可能である。また、ＴＴ処理を省略することにより製造コストを低下させることが可能である。
【産業上の利用可能性】
【００２８】
本発明は、原子力発電プラント等高温水と接する構造材料に利用可能である。
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラント等の高温水と接触する構造材料に適用するＮｉ基合金の熱処理方法及び、当該方法により熱処理されたＮｉ基合金に係り、詳しくは、一次冷却材応力腐食割れ（以下、「ＰＷＳＣＣ」と言う。）に対する耐性（以下、「耐ＰＷＳＣＣ性」と言う。）を向上させるＮｉ基合金の最終熱処理方法及び当該方法により得られたＮｉ基合金に関する。
【背景技術】
【０００２】
高温水と接する構造材料は、その使用環境、経済性に応じ選定されている。その中で原子力発電プラント等の一部には、特殊熱処理（以下、「ＴＴ処理」（Thermal Treatment）と言う。）した６９０合金（以下、「ＴＴ６９０合金」と言う。）が使用されている。
【０００３】
６９０合金（「６９０系Ｎｉ基合金」とも言う。）は、Ｎｉ、Ｃｒ、Ｆｅを主成分とし、同じくＮｉ、Ｃｒ、Ｆｅを主成分とする６００合金（６００系Ｎｉ基合金とも言う。）よりクロム量が多く耐ＰＷＳＣＣ性に優れた合金である。
【０００４】
ＴＴ処理は、耐ＰＷＳＣＣ性向上のために、固溶化処理後、金属の粒界に炭化物を析出させる熱処理（一例としては７００℃×１５時間）の工程を加えることにより、粒界を強化するものである（例えば特許文献１，２）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開昭５９−８５８５０号
【特許文献２】特開昭６０−５０１３４号
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、ＴＴ６９０合金は、６００合金などに比べて低いとはいえ、ＰＷＳＣＣ進展の感受性を有していることが実験的に確認されている。また、ＴＴ処理の工程が、その製造コストを増加させている。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明は、６９０系Ｎｉ基合金に含まれる炭素量とその最終熱処理条件を最適化することにより、ＴＴ処理より耐ＰＷＳＣＣ性を向上（ＰＷＳＣＣ進展速度を低下）させた６９０合金を、ＴＴ処理を省略して作り出すことを目的とする。
【０００８】
斯かる目的を達成するため、本発明は、質量％で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１％、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不可避不純物からなるＮｉ基合金に対し、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間保持した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する、最終熱処理を施すことを特徴とする。
【発明の効果】
【０００９】
Ｎｉ基合金の含有炭素量とその最終熱処理条件を最適化することにより、従来のＴＴ６９０合金より耐ＰＷＳＣＣ性が向上した粒界炭化物の析出したＮｉ基合金が得られる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明のＮｉ基合金の含有炭素濃度と最終熱処理温度との関係を示すグラフである。
【図２】本発明の実施例の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真である。
【図３】比較例の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真である。
【図４】本発明実施例と比較例との耐ＰＷＳＣＣ性を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
本発明に係るＮｉ基合金の熱処理方法について、以下に図１〜４及び表１，２を参照して説明する。
【００１２】
本発明に用いられるＮｉ基合金は、いわゆる６９０系Ｎｉ基合金であり、質量で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１％、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不純物からなる。
【００１３】
耐ＰＷＳＣＣ性を向上させるためには、粒界に析出する炭化物の量が多すぎても少なすぎても悪く、粒界炭化物の析出を適正量にコントロールする必要がある。過剰な炭化物の析出を避けるため炭素量の上限は０．０４％であり、必要な炭化物の析出量を確保するため炭素量の下限は０．０２％である。本材料の主要な粒界炭化物は、Ｃｒ炭化物である。なお、元素の含有量は、ＩＮＣＯＮＥＬ６９０合金（ＩＮＣＯＮＥＬはハンティントン アロイズ カナダ リミテッドの登録商標）の仕様によるものである。
【００１４】
上記組成のＮｉ基合金に対し、最終熱処理を施す。最終熱処理は、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間保持した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する。
【００１５】
図１は、６９０系Ｎｉ基合金材料中の炭素濃度と熱処理温度との関係を示し、図１中、曲線Ｘは炭素の固溶曲線である。図１中の領域Ａが、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲に相当する。この熱処理温度は、炭素濃度によって完全固溶温度が変化すること、及び、完全固溶温度未満であると炭化物を完全に固溶できず、１１５０℃を超えると結晶粒が過剰に成長（大粒径化）することから決定した。この熱処理時間が１．５分未満であると炭化物が完全に固溶できない。また、この熱処理時間は材料の肉厚に依存し、肉厚が厚くなるほど時間が要するが、実用的な厚さでは６０分以上とする。
【００１６】
上記熱処理の後、所定の冷却速度で空冷すると図２に示す適切な炭化物析出が得られる。冷却速度は、遅すぎると図３に示すような過剰な炭化物が析出するため、１５０℃／分以上とし、また、早すぎると炭化物の析出が不足するため、５００℃／分以下とした。
【実施例】
【００１７】
以下に実施例を挙げて、本発明をさらに詳細に説明する。
【００１８】
表１に示す化学組成を有するＮｉ基合金を、溶解炉で溶製し、鍛造、熱間加工後、断面減少率２０％でロール圧延による冷間加工を加えた後、Ｔ−Ｌ方位で試験片を採取した。試験片は、ＡＳＴＭのＥ３９９ に準拠した形状の０．５ＴサイズのＣＴ（Compact Tension）試験片である。この試験片を、下記表１に示す条件で最終熱処理を施した。
【００１９】
【表１】
【００２０】
比較例として、表２の化学組成の６９０系Ｎｉ基合金を、表２に示す条件で最終熱処理を施した。
【００２１】
【表２】
【００２２】
実施例１と比較例１について、粒界炭化物の析出状況をＳＥＭで確認した。図２は、実施例１の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真であり、図３は、比較例１の粒界炭化物析出状況を示すＳＥＭ写真である。
【００２３】
もともと粒界に炭化物を析出させて耐ＰＷＳＣＣ性を向上させるのがＴＴ処理であるが、図３を参照すれば、耐ＰＷＳＣＣ性からみれば炭化物の析出が過剰である。実施例１での熱処理を行なうことにより、図２に示されているように、図３に比較して、炭化物の析出が抑制されている。
【００２４】
次に、実施例と比較例とで、ＰＷＳＣＣ進展速度を測定した。この測定には、液循環型の腐食試験装置を用いた。この腐食試験装置において、加圧水型原子力発電所の一次系配管内を流れる水を模擬したPWR１次系環境模擬水として、ホウ素を５００ｐｐｍ、リチウム２ｐｐｍを含み、溶存水素濃度30cc-STP/kg-H2O（１Ｋｇの水中に１ａｔｍ、０℃条件の水素が３０ｃｃ相当溶存している濃度）、３６０℃の条件を採用した。試験は一定荷重条件下で行い、Ｋ値の計算にはＡＳＴＭ Ｅ−３９９で定義される式Ａ４−１および式Ａ４−２を用い試験初期のＫ値が３０ＭＰａ√ｍとなる条件を採用した。試験時間は１０００時間である。
【００２５】
大気中疲労破壊によって破面を開放した後、走査型電子顕微鏡（ＳＥＭ）にて、き裂長さを計測した。き裂進展速度、即ち、ＰＷＳＣＣ進展速度の算出には、き裂面積を板厚で除した平均き裂長さを用いた。耐ＰＷＳＣＣ性（ＰＷＳＣＣ進展速度）の測定結果を、図４に示す。
【００２６】
図４のグラフから、実施例１では耐ＰＷＳＣＣ性が高く、本発明の熱処理条件から外れる比較例では、炭化物の析出が不足あるいは過剰となることで耐ＰＷＳＣＣ性は低下していることが分かる。
【００２７】
以上説明したように、本発明によれば従来のＴＴ６９０合金よりＰＷＳＣＣ進展速度が遅く、耐ＰＷＳＣＣ性が向上した材料が製造可能である。また、ＴＴ処理を省略することにより製造コストを低下させることが可能である。
【産業上の利用可能性】
【００２８】
本発明は、原子力発電プラント等高温水と接する構造材料に利用可能である。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
質量％で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１%、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不純物からなるＮｉ基合金に対し、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間保持した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する、最終熱処理を施すことを特徴とするＮｉ基合金の熱処理方法。
【請求項２】
請求項１に記載の方法により熱処理されたＮｉ基合金。
【請求項１】
質量％で、Ｃ：０．０２〜０．０４％、Ｓｉ：０．５％以下、Ｍｎ：０．５％以下、Ｐ：０．０３％以下、Ｓ：０．０１５％以下、Ｃｒ：２７〜３１％、Ｆｅ：７〜１１%、Ｃｕ：０．５％以下、Nｉ：５８％以上を含み、残部が不純物からなるＮｉ基合金に対し、炭素量に応じた炭素の完全固溶温度以上であって１１５０℃以下の範囲で１．５〜６０分間保持した後、冷却速度５００℃／分〜１５０℃／分で空冷する、最終熱処理を施すことを特徴とするＮｉ基合金の熱処理方法。
【請求項２】
請求項１に記載の方法により熱処理されたＮｉ基合金。
【図１】
【図４】
【図２】
【図３】
【図４】
【図２】
【図３】
【公開番号】特開２０１０−２４８５４２（Ｐ２０１０−２４８５４２Ａ）
【公開日】平成２２年１１月４日（２０１０．１１．４）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２００９−９６５０６（Ｐ２００９−９６５０６）
【出願日】平成２１年４月１０日（２００９．４．１０）
【出願人】（５９５０３５１３１）株式会社原子力安全システム研究所 (10)
【公開日】平成２２年１１月４日（２０１０．１１．４）
【国際特許分類】
【出願日】平成２１年４月１０日（２００９．４．１０）
【出願人】（５９５０３５１３１）株式会社原子力安全システム研究所 (10)
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