[发明专利]原子能用Ni基合金管

说明书

本发明的目的在于提供SCC裂纹进展速度小的原子能用Ni基合金管。本发明的原子能用Ni基合金管为具有15～55mm的壁厚的Ni基合金管，化学组成以质量％计为C：0.010～0.025％、Si：0.10～0.50％、Mn：0.01～0.50％、P：0.030％以下、S：0.002％以下、Ni：52.5～65.0％、Cr：20.0～35.0％、Mo：0.03～0.30％、Co：0.018％以下、Sn：0.015％以下、N：0.005～0.050％、Ti：0～0.300％、Nb：0～0.200％、Ta：0～0.300％、Zr：0％以上且不足0.03％、余量：Fe以及杂质，组织为奥氏体单相，化学组成满足下式(1)。‑0.0020≤[N]/14－{[Ti]/47.9+[Nb]/92.9+[Ta]/180.9+[Zr]/91.2}≤0.0015(1)其中，式(1)中的元素标记处代入对应的元素的以质量％表示的含量。

技术领域

本发明涉及原子能用Ni基合金管，更详细而言涉及具有15～55mm的壁厚的原子能用Ni基合金管。

背景技术

轻水堆中，自工作开始经过40年以上的机械设备增加，结构材料的经年劣化成为问题。经年劣化之一有应力腐蚀裂纹(以下，称为SCC)。SCC在材料、环境、以及应力这三个因素共同作用下产生。

在轻水堆的压力边界，特别是在要求优异的耐SCC性的部位使用Alloy600(15Cr-70Ni-Fe)、Alloy690(30Cr-60Ni-Fe)。Alloy690其特征在于，作为改善了Alloy600的SCC产生的材质而被实用化，实施了在晶界积极地析出M₂₃C₆，并且补救Cr欠缺层的特殊热处理。

特殊热处理例如记载于Yonezawa et al,”Effects of Metallurgical Factorson Stress Corrosion Cracking of Ni-Base Alloys in High Temperature Water”,Proceedings of JAIF International Conference on Water Chemistry in NuclearPower Plants,volume 2(1988),pp.490-495。

公开了用于提高这些合金的耐SCC性的各种手法。日本专利第2554048号公报中公开了，通过成为在γ基地具有γ’相以及γ”相的至少任一种、在晶粒边界半连续状地优先析出M₂₃C₆的组织，从而提高耐SCC性的高强度Ni基合金。日本专利第1329632号公报、以及日本特开昭30-245773号公报中公开了，通过规定冷轧后的加热温度和加热时间，从而提高耐SCC性的Ni基合金。日本专利第4433230号公报中公开了，利用含有Ti或Nb的碳氮化物而使晶体粒径微细化的原子能用高强度Ni基合金管。

发明内容

认为对于SCC而言作为现象分为“产生”和“裂纹进展”。上述的文献大多关于抑制SCC的产生，着眼于在晶界析出的M₂₃C₆的控制。

在此，对于SCC产生和SCC裂纹进展的区别进行叙述。如上所述，耐腐蚀性优异的Alloy690等Ni基合金管用作轻水堆的压力边界的结构材料。然而，在基于所应用的部位所谋求的耐腐蚀性上存在差异。

例如，压水堆(以下，称为PWR)的蒸汽发生器导热管(以下，SG管)为细径薄壁(外径约20mm，壁厚约1mm)、约3000～6000根聚集而构成蒸汽发生器。SG管为薄壁，因此产生SCC时采取快速地封住管端而弃用的处置。因此，对于SG管等薄壁管要求SCC产生敏感性低。