(57)【要約】  本開示は、新規な耐高温−耐放射線フェライト・マルテンサイト鋼の組成について説明する。当該新規な鋼は、通常、９．０〜１２．０ｗｔ．％のＣｒと、０．００１〜１．０ｗｔ．％のＭｎと、０．００１〜２．０ｗｔ．％のＭｏと、０．００１〜２．５ｗｔ．％のＷと、０．１〜０．３ｗｔ．％のＣと、主にＦｅである残部と、を含有する。より具体的には、１０．０ｗｔ．％から１２．０ｗｔ．％のＣｒを有する当該鋼は、特に有利だと考えられる。また、特定の実施形態に応じて少量のＮ、Ｎｂ、Ｖ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｂが存在してもよく、存在しなくてもよい。また、いずれの実施形態においても不純物が存在してもよく、特に、０．０１ｗｔ．％未満のＳ、０．０４ｗｔ．％未満のＰ、０．０４ｗｔ．％未満のＣｕ、０．０５ｗｔ．％未満のＣｏ、０．０３ｗｔ．％未満のＡｓが考えられる。以上に挙げた鋼は、破壊靱性が向上し、熱クリープ性および膨張性が低減している。【特許請求の範囲】
【請求項１】
１０．０〜１２．０ｗｔ．％のＣｒと、
０．００１〜１．０ｗｔ．％のＭｎと、
０．００１〜２．０ｗｔ．％のＭｏと、
０．００１〜２．５ｗｔ．％のＷと、
０．１〜０．３ｗｔ．％のＣと、
０．１ｗｔ．％を上限とするＮと、
０．２ｗｔ．％を上限とするＮｂと、
０．５ｗｔ．％を上限とするＶと、
０．２ｗｔ．％を上限とするＴａと、
０．３ｗｔ．％を上限とするＴｉと、
０．３ｗｔ．％を上限とするＺｒと、
０．１ｗｔ．％を上限とするＢと、
残部としてＦｅおよびその他の元素と、からなる鋼であって、
当該その他の元素をそれぞれ０．１５ｗｔ．％以下含み、且つ、当該その他の元素の合計が０．３５ｗｔ．％を超えない、鋼。
【請求項２】
１０．０〜１１．０ｗｔ．％のＣｒを含む、請求項１に記載の鋼。
【請求項３】
１０．５〜１１．５ｗｔ．％のＣｒを含む、請求項１に記載の鋼。
【請求項４】
０．２０〜０．８０ｗｔ．％のＭｎを含む、請求項１〜３の何れか１項に記載の鋼。
【請求項５】
０．４０〜０．６０ｗｔ．％のＭｎを含む、請求項１〜４の何れか１項に記載の鋼。
【請求項６】
０．２０〜１．０ｗｔ．％のＭｏを含む、請求項１〜５の何れか１項に記載の鋼。
【請求項７】
０．４５〜０．５５ｗｔ．％のＭｏを含む、請求項１〜６の何れか１項に記載の鋼。
【請求項８】
０．５０〜１．５ｗｔ．％のＷを含む、請求項１〜７の何れか１項に記載の鋼。
【請求項９】
０．９０〜１．１ｗｔ．％のＷを含む、請求項１〜８の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１０】
０．１５〜０．２５ｗｔ．％のＣを含む、請求項１〜９の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１１】
０．１８〜０．２２ｗｔ．％のＣを含む、請求項１〜１０の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１２】
０．０１〜０．０８ｗｔ．％のＮを含む、請求項１〜１１の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１３】
０．０３〜０．０５ｗｔ．％のＮを含む、請求項１〜１２の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１４】
０．０２〜０．２０ｗｔ．％のＮｂを含む、請求項１〜１３の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１５】
０．０３〜０７ｗｔ．％のＮｂを含む、請求項１〜１４の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１６】
０．１０〜０．５０ｗｔ．％のＶを含む、請求項１〜１５の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１７】
０．２８〜０．３２ｗｔ．％のＶを含む、請求項１〜１６の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１８】
０．０１〜０．２０ｗｔ．％のＴａを含む、請求項１〜１７の何れか１項に記載の鋼。
【請求項１９】
０．０４〜０．０６ｗｔ．％のＴａを含む、請求項１〜１８の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２０】
０．０５〜０．３０ｗｔ．％のＴｉを含む、請求項１〜１９の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２１】
０．０５〜０．１０ｗｔ．％のＴｉを含む、請求項１〜２０の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２２】
０．０５〜０．３０ｗｔ．％のＺｒを含む、請求項１〜２１の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２３】
０．０５〜０．１０ｗｔ．％のＺｒを含む、請求項１〜２２の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２４】
０．００１〜０．０２ｗｔ．％のＢを含む、請求項１〜２３の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２５】
０．００７〜０．００９ｗｔ．％のＢを含む、請求項１〜２４の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２６】
前記その他の元素のうちの１つがＳであり、０．０１０ｗｔ．％を上限としてＳを含む、請求項１〜２５の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２７】
前記その他の元素のうちの１つがＰであり、０．０４０ｗｔ．％を上限としてＰを含む、請求項１〜２６の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２８】
前記その他の元素のうちの１つがＣｕであり、０．０４ｗｔ．％を上限としてＣｕを含む、請求項１〜２７の何れか１項に記載の鋼。
【請求項２９】
前記その他の元素のうちの１つがＣｏであり、０．０５０ｗｔ．％を上限としてＣｏを含む、請求項１〜２８の何れか１項に記載の鋼。
【請求項３０】
前記その他の元素のうちの１つがＡｓであり、０．０３０ｗｔ．％を上限としてＡｓを含む、請求項１〜２９の何れか１項に記載の鋼。
【請求項３１】
前記その他の元素のうちの１つがＳｉであり、Ｓｉを０．０５ｗｔ．％〜０．２ｗｔ．％含む、請求項１〜３０の何れか１項に記載の鋼。
【請求項３２】
前記その他の元素のうちの１つがＮｉであり、０．０５ｗｔ．％を上限としてＮｉを含む、請求項１〜３１の何れか１項に記載の鋼。
【請求項３３】
請求項１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる部品。
【請求項３４】
請求項１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる核燃料用被覆。
【請求項３５】
シェルと、複数の管と、管シートとを備える熱交換器であって、
前記シェル、前記管または前記管シートのうち少なくとも１つが請求項１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる、熱交換器。
【請求項３６】
請求項１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られるポンプインペラ。
【請求項３７】
請求項１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる留め具。
【請求項３８】
請求項１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる部品を少なくとも１つ含む、進行波炉。
【請求項３９】
１００メガパスカル・平方根メートル（ＭＰａ・ｍ０．５）よりも大きい破壊靱性と、
５９３℃、１０４時間では７１ＭＰａ以下であり、６４９℃、１０５時間では３０ＭＰａ以下である熱クリープと、
線量５００ｄｐａの中性子の照射後、５体積％未満の膨張とのうち、１つ以上を示す鋼。
【発明の詳細な説明】
【発明の詳細な説明】
【０００１】
２０１７年４月１１日に出願された本願は、２０１６年４月１１日に出願された米国仮出願第６２／３２１０６６号、および、２０１７年４月１０日に出願された米国出願第１５／４８４００１号による優先権の利益を主張する。該２つの出願は、参照によりその全文が本願に組み込まれるものとする。
【０００２】
〔イントロダクション〕
鋼は、鉄と炭素との合金を指し、様々な用途に役に立っている。過去５０年以上、より高い温度に耐えられる新規なフェライト・マルテンサイト鋼を開発するために、多大の労力が費やされてきた。産業上で最初に鋼を使用したのは凝縮器およびボイラ管である。そして原子力産業では、鋼はナトリウム高速炉へ用いられることがある。鋼の開発は、過去３０年間において主に８〜９ｗｔ．％のＣｒを有する鋼の改良に集中していた。しかし、数多くの鋼が開発されたにもかかわらず、商業上で利用可能なものは少なかった。
【０００３】
本開示は、新規な耐高温−耐放射線フェライト・マルテンサイト鋼の組成について説明する。当該新規な鋼は、通常、９．０〜１２．０ｗｔ．％のＣｒと、０．００１〜１．０ｗｔ．％のＭｎと、０．００１〜２．０ｗｔ．％のＭｏと、０．００１〜２．５ｗｔ．％のＷと、０．１〜０．３ｗｔ．％のＣと、主にＦｅである残部と、を含有する。より具体的には、１０．０ｗｔ．％から１２．０ｗｔ．％のＣｒを有する当該鋼は、特に有利だと考えられる。また、特定の実施形態に応じて少量のＮ、Ｎｂ、Ｖ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｂが存在してもよく、存在しなくてもよい。また、いずれの実施形態においても不純物が存在してもよく、特に、０．０１ｗｔ．％未満のＳ、０．０４ｗｔ．％未満のＰ、０．０４ｗｔ．％未満のＣｕ、０．０５ｗｔ．％未満のＣｏ、０．０３ｗｔ．％未満のＡｓが考えられる。以上に挙げた鋼は、破壊靱性が向上し、熱クリープ性および膨張性が低減している。
【０００４】
本願に記載の鋼の組成および方法を特徴付ける上記特性および他の様々な特性、ならびに有利な点は、以下の詳細な説明を読み、関連する図面を見ることにより、明白となるであろう。さらなる特性も以下の説明で述べるが、そうした特性の一部は当該説明から明白であろうし、または、当該技術を実施することによってわかるであろう。また、当該技術の利点および特性は、特に明細書、請求項および添付の図面に明示された構造によって実現し、達成されるであろう。
【０００５】
以上の概説および以下の詳細な説明は、共に例示的、注釈的なものであり、特許請求される本発明のさらなる説明となることが意図されている。
【０００６】
〔図面の簡単な説明〕
また、本願の一部を構成する以下の図面は、記載された技術の例示であり、本発明の範囲をいかなるかたちでも限定することを意味するものではない。本発明の範囲は、本願に添付される特許請求の範囲に基づくものとする。
【０００７】
図１は、熱力学的に分析されるフェライト・マルテンサイト鋼のいくつかの公称の実施形態の一覧表である。
【０００８】
図２は、耐高温−耐放射線フェライト・マルテンサイト鋼を適用可能な原子炉の一実施形態（この場合は進行波炉）の様々な構成要素を示す図である。
【０００９】
図３は、析出相をさらに調査するために選ばれたフェライト・マルテンサイト鋼の一覧表である。
【００１０】
図４Ａおよび４Ｂは、析出相を調査したサンプル結果である。
【００１１】
図５Ａ〜５Ｄは、様々な鋼の実施形態について熱力学的に計算した追加結果を示す。
【００１２】
図６Ａ〜６Ｌは、本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【００１３】
図７Ａは、複数の燃料要素からなる核燃料集合体の一実施形態の概略的な部分切欠き斜視図である。
【００１４】
図７Ｂは、燃料要素の一部を示す図である。
【００１５】
図７Ｃは、１つ以上のライナーが被覆と燃料との間に設けられている燃料要素の一実施形態を示す図である。
【００１６】
図８は、シェルと、シェルを用いて構成されたチューブ型熱交換器とを示す図である。
【００１７】
図９は、露出型、半露出型および閉鎖型のインペラの実施形態を示す図である。
【００１８】
図１０は、本願に記載のフェライト・マルテンサイト鋼の実施形態から製造可能な何種類かの留め具を示す図である。
【００１９】
図１１は、本願に記載のフェライト・マルテンサイト鋼の作製された実施形態の組成を示す図である。
【００２０】
図１２は、図１１に示された実施形態についてのクリープ破断試験の結果を示す図である。
【００２１】
〔詳細な説明〕
本開示は、新規な耐高温−耐放射線フェライト・マルテンサイト鋼の組成について説明する。当該新規な鋼は、通常、９．０〜１２．０ｗｔ．％のＣｒと、０．００１〜１．０ｗｔ．％のＭｎと、０．００１〜２．０ｗｔ．％のＭｏと、０．００１〜２．５ｗｔ．％のＷと、０．１〜０．３ｗｔ．％のＣと、主にＦｅである残部と、を含有する。より具体的には、１０．０ｗｔ．％から１２．０ｗｔ．％のＣｒを有する鋼が、特に有利だと考えられる。また、特定の実施形態に応じて、少量のＮ、Ｎｂ、Ｖ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｂが存在してもよく、存在しなくてもよい。また、いずれの実施形態においても不純物が存在しうる。特に、０．０１ｗｔ．％未満のＳ、０．０４ｗｔ．％未満のＰ、０．０４ｗｔ．％未満のＣｕ、０．０５ｗｔ．％未満のＣｏ、０．０３ｗｔ．％未満のＡｓが考えられる。
【００２２】
上記新規なフェライト・マルテンサイト鋼を更に詳細に開示し、説明する前に断っておくが、本願に用いられる用語は、特定の実施形態を説明するためのものに過ぎず、限定を意図するものではない。また、本開示において、単数形は、前後の文脈により明確に示された場合を除き、複数形を含む。したがって、例えば、「水酸化リチウム」という表現は、その量および種の限定と理解されるべきではない。「ステップ」という表現は、複数のステップを含んでもよい。反応の「生成」または「生成物」という表現は、反応による全ての生成物と理解されるべきではない。また、「反応」という表現は、当該反応ステップを１つ以上含んでもよい。したがって、反応のステップは、特定された反応生成物を生成する同様の材料に対する複数の反応、または、繰返しの反応を含んでもよい。
【００２３】
本願に記載の新規な鋼組成は、高温（すなわち、５００℃を超え、特に５５０〜７５０℃）下、かつ、放射性環境（例えば、原子炉の炉心付近）での性能が向上していることが確認されている。上記新規な鋼の実施形態は、９．０ｗｔ．％から１２ｗｔ．％までのＣｒと、０．００１〜１．０ｗｔ．％のＭｎと、０．００１〜２．０ｗｔ．％のＭｏと、０．００１〜２．５ｗｔ．％のＷと、０．１〜０．３ｗｔ．％のＣとを含有する。特に、１０．０ｗｔ．％から１２．０ｗｔ．％までのＣｒと、０．２〜０．８ｗｔ．％のＭｎと、０．２〜１．０ｗｔ．％のＭｏと、０．５〜１．５ｗｔ．％のＷと、０．１５〜０．２５ｗｔ．％のＣとを有する実施形態は、高温下でのクリープ強度、破壊靱性および耐膨張性が向上していると考えられる。また、１０．５ｗｔ．％から１１．５ｗｔ．％までのＣｒと、０．４〜０．６ｗｔ．％のＭｎと、０．２５〜０．３５ｗｔ．％のＭｏと、０．９〜１．１ｗｔ．％のＷと、０．１８〜０．２２ｗｔ．％のＣとを有する実施形態は、最も良い高温下性能を示しうる。なお、特定の鋼の実施形態に応じて少量のＮ、Ｎｂ、Ｖ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ、およびＢが存在してもよく、存在しなくてもよい。
【００２４】
表１および表２は、上記新規な耐高温−耐放射線フェライト・マルテンサイト鋼組成（量の単位はすべてｗｔ．％。残部は鉄および（もしあれば）不純物）の各実施形態の一覧表であるが、当該鋼組成を列挙し尽くしたものではない。ナンバーＡ１〜Ａ３の鋼については、異なるのグループの実施形態を表す異なる範囲が示されている。ナンバーＡ４〜Ａ９およびナンバーＢ１〜Ｂ８の鋼については、Ｎ、Ｎｂ、Ｖ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｂのような微量元素を有するより限定的な実施形態を記述する範囲が示されている。ナンバーＡ１０〜Ａ１５およびナンバーＢ９〜Ｂ１６の鋼は、異なる量のＮ、Ｎｂ、Ｖ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ、Ｂを有する公称の（nominal）実施形態の鋼である。
【００２５】
【表１】
2019516859.tif 000002
【００２６】
【表２】
2019516859.tif 000003
【００２７】
不純物は、各実施形態の一覧表には明確に示されていない元素の形態で、任意の実施形態において存在しうる。本願に記載の鋼の実施形態は、不純物の合計濃度として、０．３５ｗｔ％を超えない濃度を有しうる。一例として、本願に記載の、または、表１および表２に示されている任意の実施形態において、不純物として０．０１ｗｔ．％未満のＳ、０．０４ｗｔ．％未満のＰ、０．０４ｗｔ．％未満のＣｕ、０．０５ｗｔ．％未満のＣｏ、０．０３ｗｔ．％未満のＡｓが考えられる。Ｎｉも不純物と見なしてよく、Ｎｉの値は０．０５ｗｔ．％未満と考えられる。なお、表１および表２に記載の「０」とは、当該元素は検出可能な量に達していないと読むべきであり、全く存在しないという意味ではない。
【００２８】
表１および表２におけるナンバーＡ２〜Ａ１５およびナンバーＢ１〜Ｂ１６の鋼は、ナンバーＡ１の鋼として特定される全般的な実施形態の範囲内に含まれる例示的な実施形態である。なお、上述したように、表１および表２は、実現可能な全実施形態を列挙し尽くしたものではなく、単に幾つかの代表的な実施形態の一覧に過ぎない。
【００２９】
Ｎに関しては、０．１ｗｔ．％までのＮを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、或いはさらに０．０１ｗｔ％から、０．０５〜０．１ｗｔ％までものＮを有する実施形態が考えられる（つまり、例えばＮが０．００１から０．０５ｗｔ％である場合、Ｎが０．００５〜０．１ｗｔ％である場合、Ｎが０．０１〜０．０５ｗｔ％である場合のいずれも、本発明の鋼の実施形態に該当する）。
【００３０】
Ｎｂに関しては、０．５ｗｔ．％を上限とするＮｂを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、或いはさらに０．０１ｗｔ％から、０．０５ｗｔ％、０．１ｗｔ％、０．２ｗｔ％、或いはさらに０．５ｗｔ％までものＮｂを有する実施形態が考えられる。
【００３１】
Ｖに関しては、０．５ｗｔ．％を上限とするＶを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、或いはさらに０．０１ｗｔ％から、０．０５ｗｔ％、０．１ｗｔ％、０．２ｗｔ％、或いはさらに０．５ｗｔ％までものＶを有する実施形態が考えられる。
【００３２】
Ｔａに関しては、０．３ｗｔ．％を上限とするＴａを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、或いはさらに０．０１ｗｔ％から、０．０５ｗｔ％、０．１ｗｔ％、０．２ｗｔ％、或いはさらに０．３ｗｔ％までものＴａを有する実施形態が考えられる。
【００３３】
Ｔｉに関しては、０．５ｗｔ．％を上限とするＴｉを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、或いはさらに０．０１ｗｔ％から、０．０５ｗｔ％、０．１ｗｔ％、０．３ｗｔ％、或いはさらに０．５ｗｔ％までものＴｉを有する実施形態が考えられる。
【００３４】
Ｓｉに関しては、０．２ｗｔ．％を上限とするＳｉを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、或いはさらに０．０１ｗｔ％から、０．０５ｗｔ％、０．１ｗｔ％、或いはさらに０．２ｗｔ％までものＳｉを有する実施形態が考えられる。
【００３５】
Ｚｒに関しては、０．５ｗｔ．％を上限とするＺｒを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、或いはさらに０．０１ｗｔ％から、０．０５ｗｔ％、０．１ｗｔ％、０．３ｗｔ％、或いはさらに０．５ｗｔ％までものＺｒを有する実施形態が考えられる。
【００３６】
Ｂに関しては、０．０１２ｗｔ．％を上限とするＢを有する実施形態が考えられる。特に、０．００１ｗｔ％、０．００５ｗｔ％、０．００７ｗｔ％、或いはさらに０．００８ｗｔ％から、０．００５ｗｔ％、０．００７ｗｔ％、０．００９ｗｔ％、０．０１０ｗｔ％〜０．０１２ｗｔ％までものＢを有する実施形態が考えられる。
【００３７】
〔実施例〕
上記実施形態の鋼は、様々な組成を有する様々な初期の鋼の熱力学的分析の結果に基づいて選出した鋼である。図１は分析した初期の鋼を示す。初期の鋼を分析して、炭窒化物構造および安定性、粒状構造、第二相の構成、衝撃強さ、クリープ強度などの性質に各元素が与える影響を調べた。この分析結果に基づき、上記実施形態の鋼は、高温高放射線環境での使用、例えば図２のような進行波炉内の構成要素への使用に特に適していることが確認された。その詳細は後述する。
【００３８】
熱力学的分析の結果に基づき、図３に示す組成を、析出相のさらなる調査に供するために選出した。炭素濃度および窒素濃度の両方の関数として、析出相の変化を調べた。図４Ａおよび４Ｂは、析出相を調査したサンプル結果である。図４Ａは、本願に記載の鋼の１１．０ｗｔ．％Ｃｒの実施形態について、１０７５℃でＣ濃度を上げていくときの関数として、すべての溶質添加物に対する炭窒化物相のモル分率を示す。図４Ｂは、図４Ａと同じ実施形態について、１０７５℃でＮ濃度を上げていくときの関数として、すべての溶質添加物に対する炭窒化物相のモル分率を示す。
【００３９】
文献の検討および上記の熱力学的モデリングの両方に基づき、表１および表２に示す鋼の実施形態は、高温高線量下でのクリープ強度、衝撃強さ、破壊靱性および耐膨張性が向上している傾向が確認された。本開示の目的のために、膨張性は、「M. B. Toloczko and F. A. Garner, “Irradiation creep and void swelling of two LMR heats of HT9 at 〜400C and 165 dpa”, Journal of Nuclear Materials, 233-237 （1996） 289-292」に記載の技法に従って決定してもよい。破壊靱性は、ASTM E 1820の「Standard Test Method for Measurement of Fracture Toughness」に従って決定してもよい。クリープ試験は、ASTM E139-11の「Standard Methods for Conducting Creep, Creep-Rupture, and Stress-Rupture Tests of Metallic Materials」に従って行ってもよい。衝撃強さは、ASTM E23-12cの「Standard Methods for Notched Bar Impact Testing of Metallic Materials」に従って測定してもよい。
【００４０】
一例として、本願に記載の鋼の１つ以上の実施形態は、高温（７００℃に昇温）下で放射線に晒されたときに１００メガパスカル・平方根メートル（ＭＰａ・ｍ０．５）よりも大きい破壊靱性および経時変化への耐性を有すること、かつ／または、６００℃、１０５時間では９２ＭＰａ以上、６５０℃、１０５時間では４３ＭＰａ以上の熱クリープ破断強さを有すること、かつ／または、線量５００ｄｐａの中性子の照射後、膨張が５体積％未満であることが期待される。とりわけ、７００℃まで昇温する破壊靱性試験において脆性破壊が無く延性引裂のみを示す実施形態が期待される。
【００４１】
図５Ａ〜５Ｄは、様々な鋼の実施形態について熱力学的に計算した追加結果を示す。図５Ａは、上記計算に供された具体的な実施形態を示す。図５Ｂは、オーステナイト安定性が１００％となる推定温度範囲を示す。図５Ｃは、所定の合金に対してラーベス相およびＺ相が安定する温度の上限の比較を示す。図５Ｄは、選出された合金の熱力学的な溶解範囲の比較を示す。
【００４２】
図６Ａ〜６Ｌは、本願に記載した鋼の異なる実施形態に関する熱力学的予測である。図６Ｋは、異なる鋼の実施形態について予測された熱力学的な溶解範囲の比較を示す。図６Ｌは、図６Ｋと同じ鋼の実施形態に対してラーベス相が安定する予測温度の上限を示す。
【００４３】
上記モデリングに基づき、Ｔ−Ａ２〜Ｔ−Ａ８と名付けた７つの鋼の実施形態を製造し、クリープ破断性能について試験した。図１１は作製された各実施形態の組成を示し、図１２はクリープ破断試験の結果を示す。なお、図１１において、作製された実施形態に関する鋼の名称は、表１または表２の名称と一致するものではない。
【００４４】
例えばＴ−Ａ７とＴＡ８を比較すると、少量に制御されたＮｂ、Ｖ、Ｔａ、Ｔｉ、Ｓｉ、Ｚｒが鋼の性能に一定の相乗効果をもたらすことは、いかなる特定の理論に拘束されることなく、性能から見て取れる。
【００４５】
〔製造〕
以下は、上記した鋼の各実施形態（上記作製された各実施形態を含む）の熱体を製造する実施形態を説明する。まず、本実施形態の鋼の各組成を混合し、１つ以上のインゴットまたはスラブに鋳造する。この工程は、任意の好適な技法を用いて、例えば真空誘導溶解法（ＶＩＭ）を用いて、またはアルゴン−酸素脱炭法（ＡＯＤ）に続けてＶＩＭ法を用いて、行ってもよい。ここで、例えば真空アーク再溶解法（ＶＡＲ）、エレクトロスラグ再溶解法（ＥＳＲ）または消耗電極式真空アーク再溶解法（ＣＥＶＡＲ）を用いてさらに精錬を行って不純物を減らしてもよいし、精錬を行わなくてもよい。また、粉末冶金用途で当該鋼を使用するために、ＶＩＭ法を行った後に製粉のための不活性ガス噴霧を行ってもよい。続いて、上記組成のオーステナイト化温度よりも高い温度下で、インゴットまたはスラブを或る期間、均質化する。一例として、インゴットを１１２５℃（±１０℃）で４８時間、均質化してもよい。均質化は、酸化および脱炭（および鋼産物の損失）を最小限に抑える還元性雰囲気下で行ってもよい。均質化の後、インゴットまたはスラブを棒材に熱間鍛造し、それから、鍛造された棒材を焼なまし温度で設定期間焼なましを行って軟化させてもよい。一実施形態において、焼なましは７８０℃で１時間行ってもよい。さらに、酸化を最小限に抑えるため、真空炉で、または還元性雰囲気下で、または不活性雰囲気下で焼なましを行ってもよく、行わなくてもよい。続いて、鍛造された棒材を機械加工して任意の酸化物を除去してもよい。熱間鍛造後は、冷間圧延法を用いて冷間加工を導入してもよい。また、ピルガ圧延法を用いて冷間加工を導入してもよい。
【００４６】
以下は、本実施形態の鋼の冷間圧延法および熱処理法の実施形態を説明する。まず、形状（例えば棒材、スラブ、板材など）に関係なく、本実施形態の鋼の熱体を冷間圧延機で冷間加工してよい。上記熱体は、１回以上圧延して所望の形状に加工してもよい。任意で、上記したような中間の焼なまし処理を必要に応じて行ってもよく、例えば６８０〜８００℃の温度で０．５〜１．５時間焼なましを行い、上記熱体の柔軟さを維持してもよい。冷間圧延後、本実施形態の鋼の熱体に焼ならしを行ってもよい。焼ならしは、酸化を最小限に抑えるため、真空炉中で、または還元性雰囲気下で、または不活性保護ガスの存在下で行ってもよい。また、上記熱体を１０００〜１２５０℃に５分間〜１時間加熱して焼ならしを行ってもよい。例えば、一実施形態において、１０７５〜１１５０℃に１０〜３０分間加熱して焼ならしを行う。焼ならしに続き、酸化を最小限に抑えるため、真空炉中またはアルゴン雰囲気下で、上記熱体について７００℃で１時間焼もどしを行ってもよい。冷却速度は、焼ならし後、９９〜１００％のマルテンサイトが形成されるのに十分な冷却速度であればよい。これは、空冷、水急冷、塩浴急冷、または、焼ならし後の鋼を急速冷却してマルテンサイトを形成するための何らかの別の手段で達成してもよい。なお、厚い部分の構成要素については、マルテンサイトの形成に十分な冷却速度で鋼を冷却するために水急冷または塩浴急冷が必要な場合も有り得る。
【００４７】
一実施形態において、前記方法は、大型ビレット（直径６インチだが、他のサイズでもよい）を熱間鍛造した後、該ビレットにガンドリリングして中央に円筒状の空洞を開孔する工程を含む。続いて、ビレットを高温（例えば１０００〜１１５０℃）になるまで加熱する。その後、加熱されたビレットは押出圧延を経て管に成形される。
【００４８】
〔産業上の利用〕
本願に記載の実施形態の鋼は、高温下の性能が活かされるいかなる用途にも好適である。さらに、耐膨張性、クリープ強度および破壊靱性が活かされる用途も、本願に記載の鋼に好適である。上記実施形態の鋼は、特に、鋼が核放射線に晒される任意の用途において、向上した性能を有しうる。本願に記載の鋼が高温下で使用される例としては、例えば炉心構成要素、格納容器、配管および構造支持物が挙げられる。
【００４９】
本願に記載の実施形態の鋼の特別な用途としては、核燃料用の被覆材が挙げられる。燃料の被覆は、燃料要素（「燃料棒」または「燃料ピン」と呼ばれる場合もある）の外層を指し、核分裂生成物が燃料から原子炉内に漏れるのを防ぐためのものである。核燃料被覆用に開発された鋼は、高中性子束および高温に晒されるため、幾つかの共通要件、すなわち、良好な耐膨張性、照射クリープおよび熱クリープの高い強度、並びに、優れた相安定性を備えている。ボイドスウェリングとは、空孔欠陥が蓄積してナノメートル規模の空洞となる傾向のことであり、構成部品に対してバルク（bulk）寸法の変化（膨張）をもたらしうる。こうした変化は、構成要素の機能性を損なうほど深刻なものになりうる。一方、印加される応力が上記欠陥の束（defect flux）の原動力となる点において、照射クリープは熱クリープと同様である。但し、照射クリープの欠陥は放射線照射に起因するものであり、温度に直接起因するものではない。また、照射クリープは、応力に線形依存していることが一般に認識されている。しかし、照射クリープによる影響は、クリープ変形が寸法変化をもたらす点において、熱クリープと同じである。
【００５０】
高中性子束に対抗するために必要なものの例が、共通グレードの３０４鋼および３１６鋼などのオーステナイト系ステンレス鋼の反応によって示される。このような鋼は、長い間、原子炉の環境下にて適用されてきたが、その固溶化焼なましの条件が大多数の原子炉への適用には不十分であることはすぐに認識された。なぜなら、このような鋼は、たとえ、１原子当たりの弾き出し（ｄｐａ）を僅かにもたらす短時間の放射線照射であっても、該照射後、１原子当たりの弾き出しに対するボイドスウェリング率が１％にまで高くなりうるためである。物質内の放射線量は「ｄｐａ」を単位として測定される。「ｄｐａ」とは、物質内の各原子がその格子位置から弾き出された回数の測定値である。高線量下での適用において耐膨張性を向上させるため、オーステナイト系ステンレス鋼が数多く改良されてきたが、このような鋼は、非常に高い線量下では、寸法安定性を維持することや、燃料被覆に関して必要な性能を満たすことはできない。ほとんどの原子は、永久的損傷なしに格子位置に速やかに戻るため、バルク特性が著しく低下するまでには、平均して１原子につき複数回の弾き出しが発生しうる。改良型オーステナイト系ステンレス鋼、例えばＤ９鋼（３１６鋼＋Ｔｉおよび他の溶質添加物。常に２０％冷間加工の条件下で作製される）ならば、バルクの膨張が厳しい限界を迎えるまでに約１００ｄｐａの照射損傷に耐えることもできる。
【００５１】
しかしながら、多くの現代の原子炉設計では、改良型オーステナイト系ステンレス鋼から作られる設計よりも性能が向上した燃料被覆によって利益を享受するであろう。実施形態において、炉心構成要素、具体的には約２００、３００、４００、または５００ｄｐａ以上のピーク放射の線量に耐えられる燃料被覆が好適であろう。今のところ、現在入手可能なこのような鋼はない。そのため、原子炉設計は、現在入手可能な鋼の低い性能を補うために制限される。例えば、本願に記載の鋼の諸実施形態は、５５０℃以上の原子炉の公称の出口温度において、４０年以上にも及ぶ燃料寿命期間のあいだ鋼が使用され続けるような、十分な耐クリープ性を有し得る。同様に、諸実施形態は、同様に向上した耐膨張性を有し、４０年以上にも及ぶ燃料寿命期間のあいだ、５％以下の体積膨張、および３６０℃に上げた温度での照射後の破損または故障に耐えるのに十分な破壊靱性を示してもよい。
【００５２】
図７Ａは、複数の燃料要素からなる核燃料集合体の実施形態の概略的な部分切欠き斜視図である。図７Ａは、一実施形態に係る核燃料集合体１０の一部を示す図である。当該燃料集合体は、核分裂性核燃料集合体（fissile nuclear fuel assembly）または核燃料親物質集合体（fertile nuclear fuel assembly）であってもよい。当該集合体は、燃料要素（「燃料棒」または「燃料ピン」）１１を含んでもよい。図７Ｂは、一実施形態に係る燃料要素１１の一部を示す図である。この実施形態に示すように、燃料要素１１は、被覆材１３、燃料１４、および、場合によっては、少なくとも１つの空隙１５を含んでもよい。
【００５３】
燃料は、外側の被覆材１３によって空洞内部に密封されてもよい。場合によっては、図１（ｂ）に示すように、複数の燃料物質は、軸方向に積み重ねられてもよいが、必ずしもそうである必要はない。例えば、燃料要素は、１つの燃料物質のみを含有してもよい。一実施形態において、空隙（複数の空隙）１５は、燃料物質と被覆材との間に存在してもよいが、必ずしも空隙（複数の空隙）が存在している必要はない。一実施形態において、空隙は、加圧されたヘリウム雰囲気等の加圧された雰囲気で満たされている。さらなる実施形態において、空隙は、ナトリウムで満たされていてもよい。
【００５４】
燃料は、任意の核分裂性物質を含有してもよい。核分裂性物質は、金属および／または金属合金を含有してもよい。一実施形態において、当該燃料は、金属燃料であってもよい。金属燃料は、比較的高い重金属負荷と優れた中性子経済をもたらすことができ、これは核分裂反応炉の増殖および燃焼行程にとって望ましいことが十分に理解され得る。用途に応じて、燃料は、Ｕ、Ｔｈ、Ａｍ、Ｎｐ、およびＰｕから選択される少なくとも１種類の元素を含有してもよい。用語「元素（element）」は、本願において元素記号として表される場合、周期表において見出される元素に言及してもよく、燃料要素（fuel element）の「要素（element）」と混同されるべきではない。
【００５５】
図７Ｃは、１つ以上のライナーが被覆と燃料との間に設けられている、燃料要素の実施形態を示す。特に高い燃焼度において、燃料および被覆の要素は拡散しがちであり得ることがあり、これにより、望ましくない合金化を招き、それゆえ、（例えば、燃料および／または被覆層の脱合金化、もしくは低下した機械的性質を有する新たな合金の形成によって）燃料物質および被覆材の品質低下を招く。図示されたライナー１６は、燃料１４と被覆１３との間のバリア層として機能して、各要素のこのような原子間の拡散を軽減してもよい。例えば、ライナー１６を用いて、燃料の要素と被覆材の要素とのあいだの原子間の拡散を軽減し、それによって、燃料および／または被覆材が異質の（望ましくないこともある）要素によって劣化するのを防いでもよい。ライナー１６は、一層でもよいし、複数の層（例えば、少なくとも２、３、４、５、６、またはそれ以上の層）を含んでもよい。当該ライナーが複数の層を含む場合、これらの層は、同一または異なる物質を含んでもよく、かつ／または、同一または異なる性質を有してもよい。例えば、一実施形態において、少なくともいくつかの層は、被覆と同一の鋼を含んでもよいが、ライナー１６のいくつかの層は、異なる物質を含む。
【００５６】
熱交換器シェル、管、および管シートは、上述の鋼の諸実施形態によって製造され得る、プロセス用機器の構成要素の別の例である。図８は、 シェルと、シェルを用いて構成されたチューブ型熱交換器を示す。交換器８００は、シェル８０２、Ｕ字型管８０４一式、管シート８０６、多数のバッフル８０８、および多様なアクセスポート８１０を備える。これらの構成要素はいずれも、上述の、耐高温・耐放射線の鋼の諸実施形態から製造可能である。また、図８は、１種類の熱交換器に過ぎず、本願に開示する鋼の諸実施形態は、いかなる熱交換器の設計（例えば、空冷式の熱交換器、二重管式熱交換器、およびプレートフレーム熱交換器）にも適している。
【００５７】
ポンプインペラは、上述の鋼の諸実施形態から製造可能なプロセス用機器の構成要素の別の例である。ある原子炉の設計において、ポンプインペラは、炉心内部にあって高線量の放射線にさらされてもよい。図９は、開放型、半開放型、および閉鎖型のインペラの諸実施形態を示す。開放型のインペラ９０２は、羽根の中心部９０６に取り付けられる羽根９０４のみで構成される。半開放型のインペラ９０８の実施形態は、羽根９１２の片面および羽根の中心部９１４の一方の側に取り付けられた円盤９１０を用いて構成される。閉鎖型のインペラ９１６は、羽根９１８の両側に取り付けられた円盤９２０を有する。図９は、インペラの設計のいくつかの代表的な諸実施形態しか示さないが、本願に開示される鋼の諸実施形態は、いかなるインペラの設計（例えば、渦巻型インペラ、遠心型インペラ、プロペラ、シュレッダー型インペラ、閉鎖チャネルインペラ、斜流インペラ、ラジアルインペラ、半軸流インペラ、および軸流インペラ等）にも適していると理解される。
【００５８】
構造部材および留め具は、上述の鋼の諸実施形態から製造可能な構成要素の、さらに他の例である。本願に開示する鋼の諸実施形態から作られるナット、ボルト、Ｕ字型ボルト、ワッシャ、およびリベットの例を図１０に示しており、高温の環境下および高放射線量の環境下においても特に役立つであろう。
【００５９】
図２は、当該技術において周知の進行波炉の実施形態を示す。図２は、進行波炉２００の主要な構成要素のうちの多く（原子炉ヘッド２０２、原子炉、および保護容器２０４等）、ならびに遮蔽ドーム２０６を示すだけでなく、多くの付属の原子炉構成要素（構造部材、フランジ、蓋板、導管、柵、骨組み、連接棒、および支持部等）をも示す。図２に示す原子炉構成要素はいずれも、また、炉心内に配置されるこれらの構成要素は特に、上述の鋼の諸実施形態から製造可能である。
【００６０】
進行波炉２００は、原子炉および保護容器２０４の底部に配置される炉心２０８に、多数の核燃料ピンを保持するように設計される。原子炉ヘッド２０２は、放射性物質を原子炉および保護容器２０４内に密封する。示した実施形態において、炉心２０８へは、原子炉ヘッド２０２を通してのみアクセス可能である。例えば、容器内燃料操作機２１６が備えられる。燃料操作機２１６により、燃料ピンおよび他の機器を炉心から持ち上げるとともに、原子炉ヘッド２０２に配置される大小の回転プラグ２１８一式を介して容器から取り除くことが可能になる。この設計により、容器２０４を、任意の貫通孔がない一体物にすることが可能になる。
【００６１】
また、熱シールドは、原子炉ヘッド２０２の下に備えられて、原子炉ヘッド２０２の上方の遮蔽ドーム２０６内の領域の温度を低下させてもよい。この領域は、示されているように、ハッチ２２０によってアクセスされてもよい。また、さらなるアクセスハッチが、示されているように、遮蔽ドーム２０６内の異なる場所に備えられても良い。
【００６２】
ナトリウムは、運転温度において液体であり、炉心２０８から熱を除去するための一次冷却材である。原子炉および保護容器２０４は、ポンプ２１０を用いて炉心２０８を通して循環されるナトリウムで、あるレベルまで満たされる。２つのナトリウムポンプ２１０が備えられる。ポンプ２１０は、それぞれ、インペラ２１０Ａを含む。インペラ２１０Ａは、炉心２０８の近傍に配置されるとともに、原子炉ヘッド２０２を通って延伸するシャフト２１０Ｂによって、原子炉ヘッド２０２の上方に配置されるモータ２１０Ｃに接続される。
【００６３】
ポンプ２１０は、原子炉および保護容器２０４内に配置される１つ以上の中間熱交換器２１２を通してナトリウムを循環させる。中間熱交換器２１２は、一次冷却用ナトリウムから二次冷却材へと熱を移送する。新たな二次冷却材が、（１つ以上の二次冷却材注入口２２２を介して）遮蔽ドーム２０６および原子炉ヘッド２０２を通って、二次冷却材が加熱される中間熱交換器２１２へ管で運ばれる。加熱された二次冷却材は、その後、原子炉ヘッド２０２を通って逆流して、１つ以上の二次冷却材排出口２２４で遮蔽ドーム２０６から出る。実施形態において、加熱された二次冷却材は、蒸気を発生させるために使用され、当該蒸気は発電システムに移送される。二次冷却材は、冷却用ナトリウムまたは他の冷却塩（冷却用マグネシウムナトリウム等）であってもよい。
【００６４】
添付される特許請求の範囲にかかわらず、本開示は下記項目のようにも定義される。
【００６５】
＜１＞１０．０〜１２．０ｗｔ．％のＣｒと、０．００１〜１．０ｗｔ．％のＭｎと、０．００１〜２．０ｗｔ．％のＭｏと、０．００１〜２．５ｗｔ．％のＷと、０．１〜０．３ｗｔ．％のＣと、０．１ｗｔ．％を上限とするＮと、０．２ｗｔ．％を上限とするＮｂと、０．５ｗｔ．％を上限とするＶと、０．２ｗｔ．％を上限とするＴａと、０．３ｗｔ．％を上限とするＴｉと、０．３ｗｔ．％を上限とするＺｒと、０．１ｗｔ．％を上限とするＢと、残部としてＦｅおよびその他の元素と、からなる鋼であって、当該その他の元素をそれぞれ０．１５ｗｔ．％以下含み、且つ、当該その他の元素の合計が０．３５ｗｔ．％を超えない、鋼。
【００６６】
＜２＞１０．０〜１１．０ｗｔ．％のＣｒを含む、項目１に記載の鋼。
【００６７】
＜３＞１０．５〜１１．５ｗｔ．％のＣｒを含む、項目１に記載の鋼。
【００６８】
＜４＞０．２０〜０．８０ｗｔ．％のＭｎを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００６９】
＜５＞０．４０〜０．６０ｗｔ．％のＭｎを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７０】
＜６＞０．２０〜１．０ｗｔ．％のＭｏを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７１】
＜７＞０．４５〜０．５５ｗｔ．％のＭｏを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７２】
＜８＞０．５０〜１．５ｗｔ．％のＷを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７３】
＜９＞０．９０〜１．１ｗｔ．％のＷを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７４】
＜１０＞０．１５〜０．２５ｗｔ．％のＣを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７５】
＜１１＞０．１８〜０．２２ｗｔ．％のＣを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７６】
＜１２＞０．０１〜０．０８ｗｔ．％のＮを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７７】
＜１３＞０．０３〜０．０５ｗｔ．％のＮを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７８】
＜１４＞０．０２〜０．２０ｗｔ．％のＮｂを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００７９】
＜１５＞０．０３〜０７ｗｔ．％のＮｂを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８０】
＜１６＞０．１０〜０．５０ｗｔ．％のＶを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８１】
＜１７＞０．２８〜０．３２ｗｔ．％のＶを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８２】
＜１８＞０．０１〜０．２０ｗｔ．％のＴａを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８３】
＜１９＞０．０４〜０．０６ｗｔ．％のＴａを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８４】
＜２０＞０．０５〜０．３０ｗｔ．％のＴｉを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８５】
＜２１＞０．０５〜０．１０ｗｔ．％のＴｉを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８６】
＜２２＞０．０５〜０．３０ｗｔ．％のＺｒを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８７】
＜２３＞０．０５〜０．１０ｗｔ．％のＺｒを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８８】
＜２４＞０．００１〜０．０２ｗｔ．％のＢを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００８９】
＜２５＞０．００７〜０．００９ｗｔ．％のＢを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９０】
＜２６＞前記その他の元素のうちの１つがＳであり、０．０１０ｗｔ．％を上限としてＳを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９１】
＜２７＞前記その他の元素のうちの１つがＰであり、０．０４０ｗｔ．％を上限としてＰを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９２】
＜２８＞前記その他の元素のうちの１つがＣｕであり、０．０４ｗｔ．％を上限としてＣｕを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９３】
＜２９＞前記その他の元素のうちの１つがＣｏであり、０．０５０ｗｔ．％を上限としてＣｏを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９４】
＜３０＞前記その他の元素のうちの１つがＡｓであり、０．０３０ｗｔ．％を上限としてＡｓを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９５】
＜３１＞前記その他の元素のうちの１つがＳｉであり、Ｓｉを０．０５ｗｔ．％〜０．２ｗｔ．％含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９６】
＜３２＞前記その他の元素のうちの１つがＮｉであり、０．０５ｗｔ．％を上限としてＮｉを含む、上記何れか１項目に記載の鋼。
【００９７】
＜３３＞上記何れか１項目に記載の鋼から作られる部品。
【００９８】
＜３４＞項目１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる核燃料用被覆。
【００９９】
＜３５＞シェルと、複数の管と、管シートとを備える熱交換器であって、前記シェル、前記管または前記管シートのうち少なくとも１つが項目１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる、熱交換器。
【０１００】
＜３６＞項目１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られるポンプインペラ。
【０１０１】
＜３７＞項目１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる留め具。
【０１０２】
＜３８＞項目１〜３２の何れか１項に記載の鋼から作られる部品を少なくとも１つ含む、進行波炉。
【０１０３】
＜３９＞下記のうち、１つ以上を示す鋼：１００メガパスカル・平方根メートル（ＭＰａ・ｍ０．５）よりも大きい破壊靱性；５９３℃、１０４時間では７１ＭＰａ以下であり、６４９℃、１０５時間では３０ＭＰａ以下である熱クリープ；線量５００ｄｐａの中性子の照射後、５体積％未満の膨張。
【０１０４】
濃度、量、およびその他の数値データは、本願において、範囲の形で表現または提示された。当然のことながら、このような範囲の形は便宜および簡略化のためのみに使用されるため、当該範囲の限界として明確に記載されている数値のみを含むのではなく、当該範囲内に含まれる個々の数値または小領域の全てをも、各数値および小領域が明確に記載されているかのように含むものとして柔軟に解釈されるべきである。実例として、「４％〜７％」という数値範囲は、４％〜７％という明確に記載されている数値のみを含むのではなく、当該範囲内の個々の数値および小範囲をも含むものとして解釈されるべきである。つまり、この数値範囲に含まれるのは、４．５、５．２５および６等の個々の数値および４〜５、５〜７、および５．５〜６．５等のような小領域である。１つの数値のみを記載している範囲についても同様の原理が適用される。９．０〜１２．０との形式にて示される場合の範囲は、当該範囲の限界を含む（すなわち、９．０〜１２．０は、９．０を有する組成、および１２．０を有する組成を含む）。また、このような解釈は、記載された範囲の広さや特徴にかかわらず適用されるべきである。
【０１０５】
本技術の広い範囲について説明する数値範囲およびパラメータはおおよその値であるが、具体例において記載される数値は、可能な限り正確に報告する。しかし、どのような数値も、潜在的に、それぞれの試験測定で見られる標準偏差による一定の誤差を必然的に含む。
【０１０６】
本願に記載のシステムおよび方法は、本願に固有の目的および利点と同時に、言及した目的および利点を達成するように、うまく好適化されていることは明確である。本開示の目的のために様々な実施形態を記載したが、本開示により意図される範囲内において、様々な変更および修正を施し得る。例えば、１０．５〜１１．５ｗｔ．％のＣｒ、０．４〜０．６ｗｔ．％のＭｎ、０．２５〜０．３５ｗｔ．％のＭｏ、０．９〜１．１ｗｔ．％のＷ、０．１８〜０．２２ｗｔ．％のＣ、０．０３〜０．０５ｗｔ．％のＮ、０．０８〜０．１２ｗｔ．％のＮｂ、０．２８〜０．３２ｗｔ．％のＶ、および０．０１ｗｔ．％未満の各Ｔａ、Ｔｉ、Ｚｒ、およびＢ（もちろん残部はＦｅ）等の実施形態は、表１または表２に記載されていないが、明白に意図される。当業者が容易に思いつき、かつ本開示の精神に包含される、多数の他の変更を行い得る。
【図面の簡単な説明】
【０１０７】
【図１】熱力学的に分析されるフェライト・マルテンサイト鋼のいくつかの公称の実施形態の一覧表である。
【図２】耐高温−耐放射線フェライト・マルテンサイト鋼を適用可能な原子炉の一実施形態（この場合は進行波炉）の様々な構成要素を示す図である。
【図３】析出相をさらに調査するために選ばれたフェライト・マルテンサイト鋼の一覧表である。
【図４Ａ】析出相を調査したサンプル結果である。
【図４Ｂ】析出相を調査したサンプル結果である。
【図５Ａ】様々な鋼の実施形態について熱力学的に計算した追加結果を示す。
【図５Ｂ】様々な鋼の実施形態について熱力学的に計算した追加結果を示す。
【図５Ｃ】様々な鋼の実施形態について熱力学的に計算した追加結果を示す。
【図５Ｄ】様々な鋼の実施形態について熱力学的に計算した追加結果を示す。
【図６Ａ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｂ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｃ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｄ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｅ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｆ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｇ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｈ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｉ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｊ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｋ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図６Ｌ】本願に記載の鋼の異なる実施形態に関する熱力学的な予測である。
【図７Ａ】複数の燃料要素からなる核燃料集合体の一実施形態の概略的な部分切欠き斜視図である。
【図７Ｂ】燃料要素の一部を示す図である。
【図７Ｃ】１つ以上のライナーが被覆と燃料との間に設けられている燃料要素の一実施形態を示す図である。
【図８】シェルと、シェルを用いて構成されたチューブ型熱交換器とを示す図である。
【図９】露出型、半露出型および閉鎖型のインペラの実施形態を示す図である。
【図１０】本願に記載のフェライト・マルテンサイト鋼の実施形態から製造可能な何種類かの留め具を示す図である。
【図１１】本願に記載のフェライト・マルテンサイト鋼の作製された実施形態の組成を示す図である。
【図１２】図１１に示された実施形態についてのクリープ破断試験の結果を示す図である。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４Ａ】
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【図４Ｂ】
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【図５Ａ】
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【図５Ｂ】
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【図５Ｃ】
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【図５Ｄ】
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【図６Ａ】
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【図６Ｂ】
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【図６Ｃ】
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【図６Ｄ】
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【図６Ｅ】
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【図６Ｆ】
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【図６Ｇ】
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【図６Ｈ】
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【図６Ｉ】
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【図６Ｊ】
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【図６Ｋ】
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【図６Ｌ】
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【図７Ａ】
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【図７Ｂ】
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【図７Ｃ】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【国際調査報告】
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