(57)【要約】【課題】  本発明は、放射線照射下かつ高温高圧水環境下において耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れた高耐食性炉心材料を提供する。【解決手段】  本発明は、高温水中で中性子照射を受ける部材としてＴｉ及びＺｒの少なくとも１種を含むオーステナイト鋼を用いること、具体的にはＣ：０.００５％〜０.０４％，Ｓｉ：１％以下，Ｍｎ：２％以下，Ｃｒ：２３〜２８％，Ｎｉ：１６〜２５％，Ｍｏ：０.５ 〜３％と、Ｔｉ及びＺｒの少なくとも一種類を０.１ 〜２％とを含み、残部５０％以上のＦｅからなり、更にこれにＰｄ，Ｐｔ及びＨｆの少なくとも一種類以上を合計で１.０％ 含む組成からなり、原子炉の炉心構成材料として用いる。【選択図】なし【特許請求の範囲】
【請求項１】
水と接触し、放射線照射下で使用されるジルコニウム及びチタンの少なくとも１種を含むオーステナイト鋼で構成されていることを特徴とする耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れた高耐食性炉心材料。
【請求項２】
重量で、Ｃ：０.００５％〜０.０４％，Ｓｉ：１％以下，Ｐ：０.０２％以下，Ｎ：
０.０５％以下，Ｍｎ：２％以下,Ｃｒ：２０〜２８％,Ｎｉ：１６〜２５％，Ｍｏ：０.５〜３％と、Ｚｒ：０.１〜２％及びＴｉ：０.１〜２％の少なくとも一種類とを含み、残部が５０％以上のＦｅと不純物からなるオーステナイト組織を有することを特徴とする高耐食性炉心材料。
【請求項３】
重量で、Ｃ：０.００５％〜０.０４％，Ｓｉ：１％以下，Ｐ：０.０２％以下，Ｎ：
０.０５％以下，Ｍｎ：２％以下，Ｃｒ：２０〜２８％,Ｎｉ：１６〜２５％,Ｍｏ：０.５〜３％と、Ｚｒ：０.１〜２％及びＴｉ：０.１〜２％の少なくとも一種類と、Ｐｄ，Ｐｔ及びＨｆの少なくとも一種類以上を合計で１.０％ 以下とを含み、残部が５０％以上の
Ｆｅと不純物からなるオーステナイト組織を有することを特徴とする高耐食性炉心材料。
【請求項４】
請求項２又は３の高耐食性炉心材料において、
前記オーステナイト鋼は、鍛造，熱間圧延，固溶化熱処理を経た後、母相にＺｒまたはＴｉのいずれかを含む炭化物を形成することを特徴とする高耐食性炉心材料。
【請求項５】
請求項２又は３の高耐食性炉心材料において、
前記オーステナイト鋼は、鍛造，熱間圧延，固溶化熱処理を経た後、６５０℃〜７５０℃で熱処理することを特徴とする高耐食性炉心材料。
【請求項６】
請求項２又は３の高耐食性炉心材料において、
前記オーステナイト鋼は、水と接触し、放射線照射下で使用される部材において、400℃以上，２５ＭＰａの高温高圧水中に浸漬した際、減肉速度が０.０５mm／年 以下であることを特徴とする耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れた高耐食性炉心材料。
【請求項７】
請求項２又は３の高耐食性炉心材料において、
前記オーステナイト鋼は、水と接触し、放射線照射下で使用される部材において、300℃以上で照射損傷量で１０dpa まで照射後、スエリング量が１％以内であることを特徴とする耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れた高耐食性炉心材料。
【請求項８】
請求項２又は３の高耐食性炉心材料において、
前記オーステナイト鋼は、水と接触し、放射線照射下で使用される部材において、300℃以上，２５ＭＰａの高温高圧水中においてダブルＵベンド試験片を用いてＳＣＣ感受性評価試験を行った際、粒界割れが発生しないことを特徴とする耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れた高耐食性炉心材料。
【請求項９】
請求項２又は３の高耐食性炉心材料において、
前記オーステナイト鋼は、水と接触し、放射線照射下で使用される部材において、300℃以上の温度で照射損傷量１０dpa まで照射後、粒界におけるＣｒ濃度の減少量が母相の濃度に比べて５％以内であることを特徴とする耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れた高耐食性炉心材料。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明はオーステナイト鋼に関わり、特に耐全面腐食性，耐スエリング性及び耐粒界応力腐食割れ性に優れたオーステナイト鋼に関する。
【背景技術】
【０００２】
現在、軽水炉の炉心構造物や機器のための構造部材にはＪＩＳ規格の３０４または316Lステンレス鋼が用いられており、これらには使用環境中での耐食性や耐粒界応力腐食割れ性向上のための施策がなされている。例えば、高温水中で使用される鋼中の粒界腐食や粒界型応力腐食割れを軽減又は防止する方法として、特公平１−１８１４３号公報に開示されているようにステンレス鋼中に含まれる炭素量を低減し、ＮｂやＴｉなどのような炭化物安定元素を添加し、粒界近傍のＣｒ枯渇現象を抑制，防止するものがある。また特開昭６２−１０７０４７号公報には、中性子照射に起因する粒界腐食を防止する方法に関して、ＳｉやＰを低減し、Ｍｏ，Ｎｂ，Ｔｉなどの安定な炭化物を生成する元素を添加し、
Ｃｒ炭化物の形成を抑制することが開示されている。さらに特開平３−７２０５４号公報には、ステンレス鋼中において母相の平均原子体積に対するＣｒの原子体積の比が0.900〜１.０３０ となるように成分配置を調整し、照射誘起粒界Ｃｒ欠乏層の発生メカニズムを抑制することが開示されている。これらの技術は、粒界近傍のＣｒ欠乏層の発生を抑制し、高温高圧水中における耐粒界腐食性向上を目的に開発され、特に原子炉炉心構造部品用ステンレス鋼への適用が考えられている。
【０００３】
以上述べた技術は、現行軽水炉の炉心構造物や機器に適用する構造部材に対するものであり、これらは冷却水温度で最高３６０℃、圧力で最高１６ＭＰａの高温高圧水（亜臨界水）での使用が想定されているのみである。
【０００４】
【特許文献１】特公平１−１８１４３号公報
【特許文献２】特開昭６２−１０７０４７号公報
【特許文献３】特開平３−７２０５４号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
一方近年では、現行軽水炉の高効率化を目的として、冷却水の更なる高温高圧化が図られつつあり、一部においては水の臨界点（３７４℃,２２.１ＭＰａ）を超えた条件（超臨界水）を冷却水として使用する原子炉の開発が進められている。この原子炉炉心における冷却水は、入口で約２９０℃，出口で約５５０℃，圧力２５ＭＰａ以上となるよう設計されており、現行軽水炉の炉心条件に比べて温度，圧力とも高く、炉心領域の冷却水として超臨界水を用いる。このような炉心環境で用いられる燃料被覆管や炉心構造物を構成する部材は、放射線照射下において耐全面腐食性，耐スエリング性及び耐粒界応力腐食割れ性に優れることが求められる。上記の従来技術は、現行軽水炉の使用温度及び圧力である約３５０℃，１６ＭＰａ程度までの放射線照射下で高温高圧水に接する炉心構成材料に対する諸特性の改善にのみ着目しており、軽水炉の高効率化を目的とした冷却水の高温高圧化に対する配慮がなされていない。また現行軽水炉において燃料被覆管として用いられているジルコニウム合金は、４００℃を超える領域においては機械的強度が極めて低くなるため適用は困難である。さらに、このような環境において燃料被覆管へ供されることを想定して開発された材料については、日本原子力学会２００３年春の年会要旨集（要旨番号
７４６）に示されているが、高温高圧水中の耐食性の向上にのみ着目されており、耐スエリング性改善への配慮がない。以上のような観点より、従来技術では軽水炉の高効率化を図ることを目的として冷却水を超臨界圧水条件とする高効率軽水炉の燃料被覆管や炉内構造物構成材料に供するための材料として、耐食性，耐応力腐食割れ性，耐スエリング性のいずれにも優れた材料を提供する点で問題がある。
【０００６】
本発明の目的は、高効率原子炉の燃料被覆管及び炉内構造物の構成材料に関して、特に耐全面腐食性、耐スエリング性及び耐粒界応力腐食割れ性に優れるオーステナイト鋼を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明の高耐食性炉心材料は、水と接触し、放射線照射下で使用される部材であって、Ｔｉ及びＺｒの少なくとも一つを含むオーステナイト鋼で構成され耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れたことを特徴とするものである。
【０００８】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、重量で、Ｃ：０.００５％〜０.０４％，Ｓｉ：１％以下、Ｐ：０.０２％以下，Ｎ：０.０５％以下，Ｍｎ：０.５〜１６％ ，Ｃｒ：２０〜２８％，Ｎｉ：１６〜２５％，Ｍｏ：０.５〜３％と、Ｚｒ：０.１〜２％またはＴｉ：
０.１ 〜２％の少なくとも一種類、及び５０％以上のＦｅと不可避な不純物を有して耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れたことを特徴とするものである。
【０００９】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、前述の鋼にＰｄ，Ｐｔ及びＨｆの少なくとも一種類以上を合計で１.０％ 以下含むことを特徴として耐食性，耐スエリング性及び耐応力腐食割れ性に優れたことを特徴とするものである。
【００１０】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、前述の鋼において、４００℃以上，２５ＭＰａの高温高圧水中に浸漬した際、減肉速度が０.０５mm／年 を上回らないようにＣｒ量を２０〜２８％、Ｎｉ量を１６〜２５％添加することを特徴とし、特に減肉速度が０.０３mm／年とするのが好ましく、かつオーステナイト組織を有するようＣｒ量を２３〜２８％、
Ｎｉ量を１８〜２３％添加することを特徴としたものである。
【００１１】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、前述の鋼において、３００℃以上で温度照射損傷量１０dpaまで照射後、スエリング量が１％以内となるようにＺｒまたはＴｉ量を０.１〜２％添加することを特徴とするものである。
【００１２】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、前述の鋼において、特にスエリング量が０.５％を上回らないことが好ましく、かつ機械的性質への影響を考慮して、Ｚｒ及びＴｉの添加量はそれぞれ０.５〜１％とすることが好ましい。固溶化熱処理のまま使用する場合は、Ｚｒ及びＴｉの炭化物を形成しないようＣ量は０.０２％ 以下とすることが好ましい。加えて、ＺｒまたはＴｉ量を１〜２％添加した上で６５０℃〜７５０℃の温度で熱処理し、母相中にこれらの炭化物を形成しても良い。この熱処理を実施する場合は、炭化物の析出を促進する目的で、Ｃ量は０.０２〜０.０３％とすることが好ましいものである。
【００１３】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、前述の鋼において、ダブルＵベンド試験片の形状に加工し、３００℃以上，２５ＭＰａの高温高圧水中に浸漬した際、粒界割れが発生しないことを特徴とするものである。
【００１４】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、前述の鋼において、３００℃以上で温度照射損傷量１０dpa まで照射後、粒界におけるＣｒ欠乏量が、母相のＣｒ濃度に比べて５％以内となるようにＺｒまたはＴｉ量を０.１ 〜２％添加することを特徴とするものである。特に粒界でのＣｒ欠乏量が２％を上回らないことが好ましく、かつ機械的性質への影響を考慮して、Ｚｒ及びＴｉの添加量はそれぞれ０.５ 〜１％とすることが好ましい。固溶化熱処理のまま使用する場合は、Ｚｒ及びＴｉの炭化物を形成しないようＣ量は０.０２％ 以下とすることが好ましい。加えて、ＺｒまたはＴｉ量を１〜２％添加した上で６５０℃〜
７５０℃の温度で熱処理し、母相中にこれらの炭化物を形成しても良い。この熱処理を実施する場合は、炭化物の析出を促進する目的で、Ｃ量は０.０２〜０.０４％とすることが好ましいものである。
【００１５】
また、本発明の高耐食性炉心材料は、前述の鋼において、鍛造，熱間圧延，固溶化熱処理を経た後、６５０℃〜７５０℃で熱処理されることにより母相にＺｒまたはＴｉのいずれかを含む炭化物を形成させたことを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば放射線照射下で高温高圧水に接する環境で用いられるオーステナイト鋼において、特に耐全面腐食性，耐スエリング性及び耐粒界応力腐食割れ性の点で優れた性能を示すことが期待され、例えば、高効率軽水炉の実用化に大きく寄与する高耐食性炉心材料を提供することが実現できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１７】
以下、本発明の鋼について特に成分を中心として説明を行う。
【００１８】
Ｚｒ及びＴｉは、本発明に係わるオーステナイト鋼に添加することにより、放射線の照射によって生じる点欠陥（格子間原子及び原子空孔）の再結合を促進する。その結果、点欠陥の集積によって生じる転位ループやボイドの形成を抑制し、また点欠陥の粒界への拡散によって生じる照射誘起粒界偏析を抑制する元素である。この作用によって、放射線照射下でオーステナイト鋼に生じる粒界Ｃｒ欠乏及びボイドの発生を抑制することができる。但し多量の添加は脆い金属間化合物の形成を促進して、加工性の悪化や機械的強度の低下につながる場合がある。よって、Ｚｒ及びＴｉの過剰の添加は避けるべきであり、これらの問題がない範囲として、０.１〜２％とした。特に０.５〜１％が好ましい。
【００１９】
Ｃは放射線照射及び加熱によりＣｒと反応して粒界近傍にＣｒ炭化物を析出し、粒界近傍のＣｒ濃度を低下させる。Ｃｒ濃度が低下した粒界Ｃｒ欠乏層の形成は粒界の耐食性を低め、粒界型応力腐食割れの原因ともなるのでＣ量はできるだけ低い方がよい。一方Ｃは室温及び高温での機械的強度を高めるために有益であり、０.００２％ 以下のＣ量の著しく低いものでは強度を低め、耐照射脆性が悪化するので好ましくないことを考慮し、
０.００５％以上０.０４％以下とすべきである。
【００２０】
上記のＺｒ，Ｔｉ及びＣ量の関係においては、次の２点に配慮する必要がある。まず本発明鋼を固溶化熱処理後にＺｒ及びＴｉを母相に固溶させて使用する場合には、できるだけＺｒ及びＴｉの炭化物の析出を抑制するため、Ｃ量は０.００５％〜０.０２％とし、特に０.００８〜０.０２％が好ましい。次に母相内に均一に分散させたＺｒまたはＴｉの炭化物は固溶化状態のＺｒ及びＴｉよりも更に点欠陥どうしの再結合を促進することから、炭化物を析出させる場合はＺｒまたはＴｉを１〜２％添加した上で６５０℃〜７５０℃の温度で熱処理し、母相中にこれらの炭化物を分散させても良い。なおこの熱処理を実施する場合は、炭化物の析出を促進する目的でＣ量は０.０２〜０.０４％とすることが好ましく、特に０.０２５〜０.０３５％であることが好ましい。
【００２１】
Ｃｒは高温水中において強固な酸化皮膜を形成して耐食性を向上する働きがあるが、
３００℃以上，２５ＭＰａの高温高圧水中において、その耐食性を維持するためには２０％未満では不十分である。一方２８％を越えるとσ相を形成しやすく機械的性質が悪化するので、２０％〜２８％とすべきである。さらに、前述の６５０℃〜７５０℃形成熱処理の際、粒界近傍におけるＣｒの一部が炭化物形成に寄与し、粒界近傍の耐食性を損なう可能性があることを考慮してＣｒ量は２３％〜２８％が好ましく、特に２３％〜２６％が好ましい。
【００２２】
本発明の鋼は放射線照射下で用いる合金は照射脆化の観点から、オーステナイト相安定であることが望ましく、ＮｉとＭｎは合金中でオーステナイト組織を得るために必要な元素であることからそれぞれ添加する。特にＮｉは最低１６％が必要であり、Ｍｎは２％以下で添加すべきである。本発明鋼のＣｒ当量及びＮｉ当量に基づき、シェフラー線図等を参考に安定なオーステナイト層を形成するためには特にＮｉ量は１６％以上添加する必要がある。一方過剰のＮｉ，Ｍｎの添加は強度低下や脆化相の析出を誘発するため好ましくない。よって、先に述べた母材のオーステナイト組織安定の効果を満たす添加量として
Ｎｉ：１６〜２５％，Ｍｎ０.５ 〜２％が好ましく、特にＮｉは２０〜２５％が好ましい。
【００２３】
Ｆｅは本合金のベースとなる元素で、今までの炉心材料の使用実績から５０〜７０％が好ましく、特に５０〜６５％、より５２〜６０％が好ましい。
【００２４】
Ｍｏは高温水中での母相の耐食性向上の見地から、３％以下添加するとよい。しかし、３％を越えるとσ相の生成を促進して機械的性質を著しく損なったり、粒界に集積するため、１.０〜２.０％が好ましい。
【００２５】
Ｈｆは中性子照射下での耐食性，耐照射脆性に有効である。特に微細な炭化物を形成して、Ｃｒ炭化物の析出を防止するとともに粒界近傍のＣｒ濃度低下を防止できる。しかしＨｆの元素のＦｅ−Ｎｉ−Ｃｒ合金への固溶限界を考慮し、かつ十分な添加効果が得られる添加量として１.０％以下添加することが好ましく、特に０.１〜０.５％が好ましい。
【００２６】
Ｐｄ及びＰｔはＦｅ中に全率固溶する元素で、母相中において水素を吸蔵する元素であるため、添加することにより、鋼中に発生・侵入した水素と粒内で結合して粒界への拡散を抑制，粒界型応力腐食割れの抑制に寄与する。またこれらの元素はオーステナイト相を安定化する働きがあるが、多量の添加は加工性の悪化につながる場合がある。そこで十分な添加効果が得られる添加量として、Ｐｄ及びＰｔの一種または二種を１.０％ 以下添加することが好ましく、特に０.１〜０.６％が好ましい。
【００２７】
ＮはＣ同様に母相中に固溶して鋼の強度を上げる成分であるため、０.００３％ 以下の非常に低いものでは強度を低め、耐照射脆性が悪化するので好ましくない。従って、0.05
％以下が好ましく、特に０.０３％以下、より０.０１〜０.０２％が好ましい。
【００２８】
Ｐ，Ｓのこれらの元素は不可避な不純物として含有される。これらの不純物は照射誘起粒界偏析メカニズムにより粒界に集積し、粒界の耐食性を著しく損なう。よってＰは0.05
％以下、Ｓは０.０１％ 以下が好ましい。Ｓｉは中性子照射，高温高圧水環境下ですき間腐食感受性を抑制する働きがあり、さらに製鋼の工程で脱酸素剤として働くため１％以下とし、特に０.１〜０.５％とすることが好ましい。以上、中性子照射による照射脆化や工業的プロセスを考慮すると、Ｓｉは０.３〜０.６％、Ｐは０.０２％以下、Ｓは０.００５％以下がより好ましい。
【００２９】
以上のような成分を有するオーステナイト鋼は溶解，鍛造，熱間圧延及び固溶化熱処理を経て製造されるが、溶解の雰囲気は真空が好ましい。また製造の工程で粗大な析出相、例えば炭化物やσ相等が形成するため、これを抑制するために１１００℃以上の温度で固溶化熱処理した後、５０％以下の冷間圧延と１０００〜１１５０℃の温度で焼鈍を一回以上繰り返すことで粗大な析出相の形成を抑制することができ、加工性の向上が計れる。本発明に係る鋼はオーステナイト相の均一な固溶体とすることが好ましい。
【００３０】
このように製造したオーステナイト鋼につき、特にＺｒ及びＴｉの炭化物を母相中に分散させる場合には、６５０〜７５０℃での熱処理することが出来る。この場合、Ｃｒ炭化物の粒界への析出を極力抑制するため、熱処理温度は７００〜７５０℃とすることが好ましい。
【００３１】
本発明の鋼は室温における耐力が１８kg／mm2以上，引張強さが４９kg／mm2以上，伸び率４０％以上，絞り率６０％以上，ヴィッカース硬さ２００以下が好ましく、特に、耐力２５〜５０kg／mm2，引張強さ５５〜８０kg／mm2，伸び率４０〜７５％が好ましい。
【００３２】
以上のようなオーステナイト鋼を、冷却水の高温高圧化によって高効率化を図る原子炉の燃料被覆管や炉内構造物，機器に適用することにより、従来のＪＩＳ３０４，３１６系ステンレス鋼に比べ、優れた耐食性を示すことが期待される。
【実施例】
【００３３】
実施例１
表１は本発明及び従来鋼に係わる合金の化学組成（重量％）を示し、これらについて
（１）〜（５）の実験を行った。これらの鋼は、真空溶解後、鍛造及び熱間圧延を施し、１１００℃で固溶化熱処理後、所望の試験片厚さまで冷間圧延と焼鈍を繰り返し、最終的に１１００℃で３０分間固溶化熱処理を行ったものである。また、Ｎo.６と１２は、固溶加熱処理後それぞれ母相中にＺｒ及びＴｉの炭化物を分散させる熱処理として７００℃で１時間保持した後大気中にて冷却したものである。さらにＮo.１７，１８，１９はそれぞれＪＩＳ３０４，３１０及び３１６Ｌステンレス鋼の従来材である。
（１）オーステナイト相安定性はそれぞれの供試材化学成分よりＣｒ当量及びＮｉ当量を求め、シェフラー線図を参照の上、相安定性を評価すると共に、それぞれの条件で熱処理をした供試材についてフェライトスコープを用いて比較した。
（２）それぞれの条件で熱処理をした供試材を、大気中５５０℃で５×１０-3／秒のひずみ速度の引張試験により機械的強度（０.２％ 耐力，引張強度，全伸び）を評価し、比較した。
（３）（２）と同様に、それぞれの条件で熱処理をした供試材より全面腐食試験片を作成し、温度４００及び５５０℃，圧力２５ＭＰａ溶存酸素量８ppm の高温高圧水(超臨界水)中に５００時間浸漬し、浸漬後の重量変化を測定した。その結果に基づいて減肉速度（mm／年）に換算し、耐食性を評価した。
（４）（２）と同様に、それぞれの条件で熱処理をした供試材に１ＭｅＶの電子線を450℃及び５５０℃で照射して１０dpa まで損傷を与え、その後の微細組織観察よりボイドスエリング量を評価し、比較した。
（５）（２）と同様に、それぞれの条件で熱処理をした供試材よりダブルＵベンド試験片を作成し、温度３００及び５５０℃，圧力２５ＭＰａ，溶存酸素量８ppm の高温高圧水
（超臨界水）中に５００時間浸漬し、浸漬後の応力腐食割れの発生有無を評価し、比較した。
（６）（２）と同様に、それぞれの条件で熱処理をした供試材に１ＭｅＶの電子線を300℃及び５５０℃で照射して１０dpa まで損傷を与え、その後照射した粒界でのＣｒ量をエネルギー分散型Ｘ線分析装置を用いて分析し、母相と粒界上でのＣｒ濃度の差を以て欠乏量とし、比較した。
【００３４】
表２は（１）〜（５）の実験の結果をまとめたものである。以下実験の結果について述べる。
（１）各供試材のオーステナイト相安定性は、ＳＵＳ３０４(従来鋼１７)と同程度かそれよりも安定であることが分かった。ＳＵＳ３０４と同程度のものはシェフラー線図の５％フェライト領域に位置しており、準オーステナイト安定なものである。またＳＵＳ３０４よりも相安定性の良いものは、シェフラー線図で全オーステナイトとなる領域に位置するものであった。
（２）各供試材の高温強度は、全てＳＵＳ３０４（従来鋼１７）よりも良好であることが分かった。本発明鋼はＮｉを多く含有することから、良好な高温強度が得られたものと思われる。
（３）各供試材の減肉速度は、ＳＵＳ３０４（従来鋼１７）やＳＵＳ３１０(従来鋼１８)に比べて小さく、減肉速度はいずれも０.０５mm／年を下回っていた。特にＣｒ含有量の多い発明鋼の減肉速度は０.０３mm／年を下回り、良好な耐食性であることが明らかとなった。
（４）各供試材のスエリング量は、ＳＵＳ３０４（従来鋼１７）やＳＵＳ３１０（従来鋼１８）に比べて小さく、特にオーステナイト鋼でスエリングが顕著となる４５０℃においても１％を下回る値を示した。Ｎｉ添加量が多い発明鋼や、熱処理により炭化物を分散させた発明鋼においては、スエリング量は０.５％ 以下を示し、良好な耐スエリング性であることが明らかとなった。
（５）各供試材の応力腐食割れ感受性は、ＳＵＳ３０４（従来鋼１７）において３００℃で粒界型の応力腐食割れが発生したが、本発明鋼においては観察されなかった。
（６）各供試材の粒界における照射下Ｃｒ欠乏量は、ＳＵＳ３０４（従来鋼１７），
ＳＵＳ３１０（従来鋼１８），ＳＵＳ３１６Ｌ（従来鋼１９）においては５％以上であったのに対し、本発明鋼ではいずれも３％以下であった。照射下Ｃｒ欠乏量は、照射下でのＳＣＣ感受性評価の一指標とすることができ、本発明鋼は照射下ＳＣＣ感受性の点で良好な特性を示すことが示された。
【００３５】
以上に示したように、本発明によれば、冷却水の条件が温度で２９０℃以上５５０℃以下、圧力で２５ＭＰａとなる高効率軽水炉の炉心で使用される燃料被覆管や炉心構成材料を提供することができる。
【産業上の利用可能性】
【００３６】
本発明によれば前述したオーステナイト鋼を、例えば冷却水の高温高圧化によって高効率化を図る原子炉の燃料被覆管や炉内構造物，機器に適用することが実現出来る。
表１  本発明鋼と従来鋼の化学成分と熱処理
表２  実施例（１）〜（５）に係る実験結果
【００３７】
【表１】
2007031803.tif 000002
【００３８】
【表２】
2007031803.tif 000003