【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]
＜産業上の利用分野＞
この発明は、優れた耐食性、強度、加工性（溶
接性や切削性も含む）並びに衝撃靭性等を兼備し
ていて、特に原子炉の蒸気発生器における伝熱管
支持板用として好適なフエライト系ステンレス鋼
に関するものである。
＜背景技術＞
現用の原子炉の中でも加圧水型原子炉（PWR）
は、負の反応因子となる“沸騰により発生する気
泡”の心配がないので制御面からは沸騰水型原子
炉（BWR）に比べ有利であるとして長い歴史を
誇つて来たが、欧米において、最近、加圧水型原
子炉の蒸気発生器を構成する伝熱管に“デンテイ
ング”と呼ばれる不都合な現象の発生することが
見つかり、その改善策が急がれることとなつた。
加圧水型原子炉の蒸気発生器を構成する伝熱管
の“デンテイング”とは、第１図で示される如
く、伝熱管１の支持板２が両者の隙間部で腐食さ
れてマグネタイト（Fe3O4）を主体とした腐食生
成物３を堆積し、その成長によつて伝熱管１と支
持板２との隙間が埋め尽くされてしまうばかり
か、伝熱管１を局部的に圧迫・変形してしまう現
象のことであり、その発生原因として「コンデン
サーからの海水リークにより蒸気発生器二次側水
中に混入した塩化物が伝熱管と支持板との隙間部
で濃縮し、支持板材料の該部分が急速に腐食す
る」ことが挙げられているが、このようなデンテ
イングを生じると伝熱管内面に応力が発生するこ
ととなり、粒界応力腐食割れを引き起こす要因と
なつて、汚染水の漏洩につながる恐れを招きかね
ないものであつた。
幸いなことに、我が国では全ての原子力プラン
トが揮発性薬品処理（AVT）を実施していて水
質管理が十分になされているため現在のところデ
ンテイング現象の発生は見つかつていないが、そ
れでも欧米の対策に習つて、伝熱管支持板材料を
これまでの炭素鋼に代えてSUS405ステンレス鋼
に変更すると言う対処がなされるようになつてき
た。
しかしながら、その後の米国原子力関係機関の
報告では、「上記のようなSUS405ステンレス鋼
の適用のみでは原子炉蒸気発生器伝熱管のデンテ
イング防止策として一抹の不安が残るものであ
る」との見解も出されている。
ところで、これらの問題をも踏まえた上で、原
子炉蒸気発生器伝熱管の支持板材に要求される主
な特徴点として
(a) 耐食性（耐隙間腐食性、耐全面腐食性、耐応
力腐食割れ性、耐ガルバニツクコロージヨン性
等）に優れること、
(b) 機械的性質（例えば常温及び300℃程度の高
温での強度、衝撃特性等）が良好なこと、
(c) 物理的性質（比重、線膨張係数、ヤング率
等）が好適であること、
(d) 耐摩耗性（フレツテイング特性）に優れるこ
と、
(e) 溶接性が良好であること、
(f) 切削性（ドリルによる穴あけ加工性、ブロー
チ加工性等）が良好であること、
(g) 工業的見地から見て価格的に満足出来るもの
であること、
等が列挙されるが、高度な耐食性の点はともか
く、前記SUS405ステンレス鋼は上記要求点の殆
どを満足する材料として知られているものでもあ
つた。
＜発明の目的＞
そこで、本発明者等は、これまで原子炉蒸気発
生器伝熱管の支持板材として好適とされてきた
SUS405ステンレス鋼の長所を生かしつつ、実績
に基づいたもの以外の新たな適用には過大とも思
えるほどの慎重さで以つて臨む原子力関係分野の
特殊性をも考慮した上で、更に優れた耐食性を示
し、特に実質上蒸気発生器伝熱管にデンテイング
発生を懸念する必要がなく、しかも耐応力腐食割
れ性の点でより一層安心出来る材料を構成成分や
その含有割合を格別に異質なものとすることなく
実現し、原子力関係設備・機器類の信頼性を磐石
なものとすべく研究を行つたのである。なお、そ
の際に設定した上記デンテイング及び応力腐食割
れに関しての目標設定は、デンテイング現象に対
する伝熱管支持板の臨界腐食量が約60mg／cm2であ
ることから、原子炉の寿命を約40年とし、AVT
環境における40年間の推定腐食量の値が臨界腐食
量よりも小さいこととし、かつ応力腐食割れの発
生は不可であるとした。
＜従来の問題点を解決するための手段＞
そして、上述の如き見地に立つた本発明者等の
研究の結果、次のような事項が明らかになつた。
即ち、
実績に基づいたもの以外の新たな適用には慎
重な原子力関係の分野で蒸気発生器伝熱管の支
持板材としての使用実績のあるSUS405ステン
レス鋼は、機械的性質、物理的性質、耐摩耗
性、溶接性並びに切削性の面で、更にはコスト
面で該支持板材として十分にバランスの取れた
優れた材料であり、この点から見ても蒸気発生
器伝熱管の支持板材の材質をSUS405と大幅に
変えることは不利であること、
上記ステンレス鋼の耐食性（硫酸−硫酸銅溶
液中における耐全面腐食性）には特にCrが重
要な役割を有していて、蒸気発生器伝熱管の支
持板材としてはどうしてもCr含有量：11.50％
以上（以降、成分割合を表す％は重量％とす
る）の確保とＣ及びMnの低減が必要であり、
更にコスト面等を考慮した上でも微量のNi並
びにMoの添加は欠かせないこと、
上記ステンレス鋼の衝撃値や常温及び高温
（300℃程度）での強度を改善するにはNiの添
加やＣの最低量確保が必要であるが、衝撃値に
関してはAl、Si、Mnの低減が好ましい。た
だ、上述したように耐食性の改善のためにはＣ
含有量の低減を必要とするが、このＣ含有量低
減によつて引き起こされる衝撃値や強度の低下
は適量のＮの添加によつて十分にカバーされる
上、Ｎの添加は切削性改善効果をも呼び起こす
こと、
Cl-イオン存在下の高温水中での耐全面腐食
性には微量のCu、Moの添加が極めて有効であ
り、このような微量成分が存在すると上記ステ
ンレス鋼部材表面の不働態被膜の極く表層部に
これらが濃化すると言う現象が起きて、この濃
化層が他の耐食性改善成分とともにCl-イオン
存在下の高温水中での耐全面腐食性や耐隙間腐
食性を格段に向上することから、蒸気発生器伝
熱管の支持板材に適用した場合、デンテイング
を実質上問題のない程度にまで低減し得るこ
と、
従つて、SUS405ステンレス鋼のＣ量を或る
程度まで低減するとともに適量のＮを添加した
上で、十分なCr量を確保し、かつ原子力関係
機材に適用するのが躊躇されない程度の量（こ
れはまた格別なコストアツプにつながらない量
でもある）でNi、Mo、Cuを含有せしめると、
SUS405ステンレス鋼が有するところの、蒸気
発生器伝熱管の支持板材として優れた機械的性
質、物理的性質、耐摩耗性、溶接性、切削性並
びにコスト面の特徴はそのままに、或いはそれ
を凌駕した上で、原子炉設備自体の寿命一杯は
全く問題にならない程度までに上記デンテイン
グ現象を抑え得るフエライト系ステンレス鋼が
得られること。
なお、第２図は、蒸気発生器伝熱管の支持板材
として従来使用されていた炭素鋼（Ｃ：0.17％、
Si：0.21％、Mn：0.66％、Cr：0.10％、残部：実
質的にFe）、最近になつて切り替えられた
SUS405ステンレス鋼（Ｃ：0.04％、Si：0.25％、
Mn：0.25％、Ni：0.5％、Cr：13.0％、Al：0.15
％、Ｎ：0.02％、残部：実質的にFe）、並びに後
で詳述する本発明ステンレス鋼（Ｃ：0.03％、
Si：0.25％、Mn：0.25％、Ni：0.57％、Cr：13.2
％、Al：0.15％、Mo：0.50％、Cu：0.50％、
Ｎ：0.04％、残部：実質的にFe）に関する、
5ppmCl-溶液（300℃、PH９、非脱気）中での全
面腐食性の調査結果を示すグラフであるが、この
第２図からも、SUS405ステンレス鋼の成分を調
整するとともに、これに微量のNi、Mo及びCuを
含有させると、その耐食性が予想外に向上するこ
とが分かる。
この発明は、上述のような知見に基づいてなさ
れたものであり、
原子炉の蒸気発生器伝熱管支持板用ステンレス
鋼を、
Ｃ：0.01〜0.08％、Si：1.00％以下、
Mn：1.00％以下、Cr：11.50〜14.50％、
Ni：0.60％未満、Al：0.10〜0.30％、
Ｎ：0.05超〜0.10％、
を含み、更に
Mo：0.30〜1.00％、Cu：0.30〜1.00％
の１種又は２種をも含有すると共に、残部が実質
的にFeより成る成分組成に構成することにより、
伝熱管支持板から伝熱管のデンテイングその他の
不都合を引き起こす因子を十分に取くことを可能
とした点、
に特徴を有するものである。
次に、この発明のステンレス鋼において、各構
成成分の含有成分を前記の如くに限定した理由を
説明する。
(A) Ｃ
Ｃ成分には鋼の強度及び衝撃値を確保する作
用があが、その含有量が0.01％未満では所望の
強度及び衝撃値の確保が困難となり、一方、含
有量が多くなるほど耐食性の劣化傾向が大きく
なつて、0.08％以上の含有量では目的とする耐
食性改善効果が得られなくなることから、Ｃ含
有量は0.01〜0.08％と定めた。
(B) Si
Siは、通常脱酸剤として鋼に添加されるもの
であるが、1.00％を越えて含有されると鋼の靭
性低下を招くことから、Si含有量は1.00％以下
と定めた。
(C) Mn
Mnも通常脱酸剤として鋼に添加されるもの
であるが、1.00％を越えて含有されると鋼の耐
食性及び溶接性を劣化するようになることか
ら、Mn含有量は1.00％以下と定めた。
(D) Cr
Cr成分は、ステンレス鋼としての耐食性を
十分に維持し、伝熱管支持板の使用中の腐食に
よる不都合発生を防止するのに欠かせないもの
であり、そのためには少なくとも11.50％の含
有量を確保する必要があるが、14.50％を越え
て含有させると溶接部の靭性、並びに加工性を
劣化させることから、Cr含有量は11.50〜14.50
％と定めた。
(E) Ni
Niは耐食性を向上させ、前記支持板の腐食
による伝熱管のデンテイングを防止する作用の
他、鋼の機械的性質の改善作用をも有していて
微量の含有量でも目立つた効果を発揮するが、
0.60％以上含有させることは鋼の著しいコスト
アツプにつながる上、焼戻し抵抗性が高くなつ
て硬さの上昇を招き、また熱間加工性を阻害し
たり溶接割れ感受性を高めたりすることにもな
ることから、Ni含有量は0.60％未満と定めた。
(F) Al
Alは強力なフエライト生成元素であり、溶
接熱影響部の靭性を改善する作用があるが、そ
の含有量が0.10％未満では前記作用に所望の効
果が得られず、一方、0.30％を越えて含有させ
ると鋼の清浄性の劣化や焼入れ硬さの低下を招
くことから、Al含有量は0.10〜0.30％と定め
た。
(G) Mo
Mo成分は微量添加で耐食性を向上させ、前
記支持板の腐食による伝熱管のデンテイングを
防止する作用を有しているが、その含有量が
0.30％未満では該作用に所望の効果が得られ
ず、一方、1.00％を越えて含有させると鋼の靭
性低下を招くことから、Mo含有量は0.30〜
1.00％と定めた。
(H) Cu
Cu成分にも、他の各成分と一緒になつて微
量添加で耐食性を向上させ、前記支持板の腐食
による伝熱管のデンテイングを防止する重要な
作用があるが、その含有量が0.30％未満では該
作用に所望の効果が得られず、一方、1.00％を
越えて含有させると鋼の熱間加工性を阻害する
ようになることから、Cu含有量は0.30〜1.00％
と定めた。
(I) Ｎ
Ｎ成分は、通常、鋼中に0.02％程度含まれて
いる元素であるが、Ｎ成分には鋼の衝撃値及び
強度を向上する作用があるほか、その切削性を
改善する作用をも有しているので、これらの作
用に基づく十分な効果を得るためにこの発明の
鋼には積極的に含有せしめられるものである。
特に耐食性改善のためにＣ含有量を低減する必
要のあるこの発明の鋼においては、それによつ
て引き起こされる機械的性質の劣化をＮの添加
によつて補なわなけばならないことから極めて
重要な意味を持つ成分である。しかしながら、
その含有量が0.05％以下では前述したＮの作用
に基づく所望の効果が得られず、一方、0.10％
を越えてＮが含有されると鋼の熱間加工性の劣
化が目立つようになることから、Ｎ含有量は
0.05超〜1.10％と定めた。
続いて、この発明を、実施例により比較例と対
比しながら説明する。
＜実施例＞
まず、一般に採用されている方法により第１表
に示される如き化学成分組成の鋼を溶製し、鍛造
並びに熱間圧延にて板材とした。
続いて、炭素鋼を除くステンレス鋼については
982℃に60分間加熱・保持した後水冷の焼ならし
処理と、760℃に90分間加熱・保持した後放冷の
焼戻し処理とを施し、これらの板材から腐食試験
片を切り出して各種試験に供した。
このうち、腐食試験としては“全面腐食試験”
と“ダブルＵベンド（応力腐食割れ）試験”を実
施したが、その試験条件は次の通りであつた。
〔全面腐食試験〕
試験液：5ppmCl-水溶液、PH９、非脱気、
試験温度：300℃、
試験時間：500hr、
〔ダブルＵベンド試験〕
試験液：500ppmCl-++液、
試験温度：300℃、
試験時間：500hr。
得られた試験結果を第１表に併せて示す。
<Industrial Application Fields> This invention has excellent corrosion resistance, strength, workability (including weldability and machinability), and impact toughness, and is particularly suitable for use as a heat exchanger tube support plate in a steam generator of a nuclear reactor. The present invention relates to ferritic stainless steel suitable for use. <Background technology> Among the current nuclear reactors, pressurized water reactors (PWR)
BWRs have a long history of being more advantageous than boiling water reactors (BWRs) from a control point of view because they do not have to worry about bubbles generated by boiling, which can be a negative reaction factor. Recently, it has been discovered that an inconvenient phenomenon called "denting" occurs in the heat transfer tubes that make up the steam generators of pressurized water reactors, and there is an urgent need to find ways to improve the problem. "Denting" of the heat transfer tubes that constitute the steam generator of a pressurized water reactor is, as shown in FIG . ) is deposited, and its growth not only fills the gap between the heat exchanger tube 1 and the support plate 2, but also locally compresses and deforms the heat exchanger tube 1. This phenomenon is caused by ``chlorides mixed into the water on the secondary side of the steam generator due to seawater leakage from the condenser, condensing in the gap between the heat exchanger tube and the support plate, and causing that part of the support plate material to However, when this kind of denting occurs, stress is generated on the inner surface of the heat exchanger tube, which can cause intergranular stress corrosion cracking, which may lead to leakage of contaminated water. It was something that could have led to Fortunately, in Japan, all nuclear power plants implement volatile chemical treatment (AVT) and water quality is well controlled, so no occurrence of denting has been detected to date. Learning from previous countermeasures, measures have been taken to change the heat transfer tube support plate material to SUS405 stainless steel instead of the conventional carbon steel. However, a subsequent report from a U.S. nuclear power organization stated that ``some concern remains with the application of SUS405 stainless steel alone as a measure to prevent denting of reactor steam generator heat transfer tubes.'' has been done. By the way, taking these issues into account, the main features required for support plate materials for reactor steam generator heat transfer tubes are: (a) Corrosion resistance (crevice corrosion resistance, general corrosion resistance, stress corrosion cracking resistance) (b) Good mechanical properties (e.g. strength, impact properties, etc. at room temperature and high temperatures of around 300°C); (c) Physical properties (specific gravity, etc.); , coefficient of linear expansion, Young's modulus, etc.); (d) excellent wear resistance (fretting properties); (e) good weldability; (f) machinability (drilling). (g) satisfactory price from an industrial standpoint; apart from its high corrosion resistance, the above SUS405 stainless steel Steel was also known as a material that satisfied most of the above requirements. <Purpose of the Invention> Therefore, the present inventors have developed a material that has been considered suitable as a support plate material for heat exchanger tubes in a nuclear reactor steam generator.
While taking advantage of the strengths of SUS405 stainless steel, we have also taken into consideration the particularities of the nuclear power-related field, where new applications other than those based on actual results must be approached with extreme caution, and we have developed even better corrosion resistance. In particular, there is no need to worry about the occurrence of denting in the steam generator heat exchanger tubes, and the material is even more reliable in terms of stress corrosion cracking resistance, and its constituent components and their content ratios are extremely different. They conducted research to achieve this goal without any problems and to solidify the reliability of nuclear power-related equipment and equipment. The target setting for denting and stress corrosion cracking set at that time was based on the fact that the critical corrosion amount of the heat exchanger tube support plate against the denting phenomenon is approximately 60 mg/cm 2 , so the life of the reactor was set at approximately 40 years. ,AVT
It was assumed that the estimated amount of corrosion over a 40-year period in the environment was smaller than the critical corrosion amount, and that stress corrosion cracking was not possible. <Means for Solving Conventional Problems> As a result of the research conducted by the present inventors based on the above-mentioned viewpoints, the following matters have become clear.
In other words, SUS405 stainless steel, which has a proven track record of being used as a support plate material for steam generator heat transfer tubes in the nuclear power field, where new applications other than those based on actual results is cautious, has excellent mechanical properties, physical properties, and wear resistance. SUS405 is an excellent material that is well-balanced in terms of strength, weldability, and machinability, as well as cost, for use as the support plate material. However, Cr plays an especially important role in the corrosion resistance of the stainless steel mentioned above (general corrosion resistance in sulfuric acid-copper sulfate solution), and is used as a support for steam generator heat exchanger tubes. Cr content: 11.50% as a board material
It is necessary to ensure the above (hereinafter, % representing the component ratio is % by weight) and to reduce C and Mn.
Furthermore, it is essential to add small amounts of Ni and Mo even when considering cost aspects, and to improve the impact value and strength of the stainless steel at room temperature and high temperature (approximately 300℃), it is necessary to add Ni and C. It is necessary to ensure a minimum amount of Al, Si, and Mn, but in terms of impact value, it is preferable to reduce Al, Si, and Mn. However, as mentioned above, C
Although it is necessary to reduce the C content, the decrease in impact value and strength caused by reducing the C content can be sufficiently covered by adding an appropriate amount of N, and the addition of N has the effect of improving machinability. The addition of trace amounts of Cu and Mo is extremely effective in general corrosion resistance in high-temperature water in the presence of Cl - ions, and the presence of such trace components causes the passivation of the surface of the stainless steel member mentioned above. A phenomenon occurs in which these substances become concentrated in the very surface layer of the coating, and this concentrated layer, together with other corrosion resistance improving components, significantly improves general corrosion resistance and crevice corrosion resistance in high-temperature water in the presence of Cl - ions. Therefore, when applied to the support plate material of steam generator heat exchanger tubes, denting can be reduced to a virtually non-problematic level. Therefore, the amount of C in SUS405 stainless steel can be reduced to a certain degree. In addition to adding an appropriate amount of N, a sufficient amount of Cr is secured, and Ni, Mo, When containing Cu,
The excellent mechanical properties, physical properties, wear resistance, weldability, machinability, and cost characteristics of SUS405 stainless steel as a support plate material for steam generator heat exchanger tubes are maintained or surpassed. In the above, it is possible to obtain a ferritic stainless steel that can suppress the above-mentioned denting phenomenon to such an extent that it does not pose a problem at all throughout the life of the nuclear reactor equipment itself. Figure 2 shows carbon steel (C: 0.17%,
Si: 0.21%, Mn: 0.66%, Cr: 0.10%, balance: substantially Fe), recently switched
SUS405 stainless steel (C: 0.04%, Si: 0.25%,
Mn: 0.25%, Ni: 0.5%, Cr: 13.0%, Al: 0.15
%, N: 0.02%, remainder: substantially Fe), and the stainless steel of the present invention (C: 0.03%, which will be detailed later).
Si: 0.25%, Mn: 0.25%, Ni: 0.57%, Cr: 13.2
%, Al: 0.15%, Mo: 0.50%, Cu: 0.50%,
N: 0.04%, balance: substantially Fe),
This is a graph showing the results of a general corrosion test in a 5ppmCl - solution (300℃, PH9, non-degassed). From this figure 2, we can see that while adjusting the components of SUS405 stainless steel, we added a trace amount of It can be seen that when Ni, Mo and Cu are contained, the corrosion resistance is unexpectedly improved. This invention was made based on the above-mentioned knowledge, and the stainless steel for the support plate of a heat exchanger tube in a steam generator of a nuclear reactor is made of: C: 0.01 to 0.08%, Si: 1.00% or less, Mn: 1.00% The following contains Cr: 11.50 to 14.50%, Ni: less than 0.60%, Al: 0.10 to 0.30%, N: more than 0.05 to 0.10%, and one type of Mo: 0.30 to 1.00%, Cu: 0.30 to 1.00%. Or, by containing two types and configuring the composition to have a composition in which the remainder substantially consists of Fe,
The present invention is characterized in that it is possible to sufficiently eliminate factors that cause heat exchanger tube denting and other problems from the heat exchanger tube support plate. Next, the reason why the contents of each component in the stainless steel of the present invention are limited as described above will be explained. (A) C The C component has the effect of ensuring the strength and impact value of steel, but if its content is less than 0.01%, it will be difficult to secure the desired strength and impact value.On the other hand, as the content increases, the corrosion resistance will increase. The C content was determined to be 0.01 to 0.08% because the tendency of deterioration of C increases and the desired corrosion resistance improvement effect cannot be obtained with a content of 0.08% or more. (B) Si Si is normally added to steel as a deoxidizer, but if it is contained in excess of 1.00%, it will reduce the toughness of the steel, so the Si content has been set at 1.00% or less. . (C) Mn Mn is also normally added to steel as a deoxidizing agent, but if it is contained in an amount exceeding 1.00%, the corrosion resistance and weldability of the steel will deteriorate, so the Mn content should be 1.00%. % or less. (D) Cr The Cr component is essential for maintaining sufficient corrosion resistance as stainless steel and preventing problems caused by corrosion during the use of the heat exchanger tube support plate. It is necessary to ensure a Cr content of 11.50 to 14.50%, but if it exceeds 14.50%, the toughness and workability of the weld will deteriorate.
%. (E) Ni Ni not only improves corrosion resistance and prevents denting of heat exchanger tubes due to corrosion of the support plate, but also improves the mechanical properties of steel, and has a noticeable effect even in a small amount. However,
Containing more than 0.60% will not only lead to a significant increase in the cost of the steel, but also increase tempering resistance and hardness, impede hot workability and increase weld cracking susceptibility. Therefore, the Ni content was determined to be less than 0.60%. (F) Al Al is a strong ferrite-forming element and has the effect of improving the toughness of the weld heat affected zone, but if its content is less than 0.10%, the desired effect cannot be obtained; The Al content was set at 0.10 to 0.30%, since if the Al content exceeds 0.1%, the cleanliness of the steel would deteriorate and the quenching hardness would decrease. (G) Mo The Mo component improves corrosion resistance when added in a small amount, and has the effect of preventing denting of the heat exchanger tube due to corrosion of the support plate.
If the Mo content is less than 0.30%, the desired effect cannot be obtained, and on the other hand, if the Mo content exceeds 1.00%, the toughness of the steel will decrease.
It was set at 1.00%. (H) Cu The Cu component also has an important effect of improving corrosion resistance when added in small amounts together with other components and preventing denting of the heat exchanger tube due to corrosion of the support plate. If the Cu content is less than 0.30%, the desired effect cannot be obtained, while if the Cu content exceeds 1.00%, the hot workability of the steel will be inhibited, so the Cu content should be 0.30 to 1.00%.
It was determined that (I) N The N component is an element that is normally contained in steel at about 0.02%, but the N component has the effect of improving the impact value and strength of steel, as well as its machinability. Therefore, in order to obtain sufficient effects based on these actions, the steel of the present invention is actively included.
Particularly in the steel of this invention, where it is necessary to reduce the C content to improve corrosion resistance, the deterioration of mechanical properties caused by this must be compensated for by adding N, which is extremely important. It is a meaningful ingredient. however,
If the content is less than 0.05%, the desired effect based on the action of N cannot be obtained;
If N is contained in excess of
It was set at over 0.05 to 1.10%. Next, the present invention will be explained using Examples and comparing with Comparative Examples. <Example> First, steel having the chemical composition shown in Table 1 was melted by a commonly used method, and was made into a plate material by forging and hot rolling. Next, regarding stainless steel excluding carbon steel,
A normalizing treatment was performed by heating and holding at 982℃ for 60 minutes, followed by water cooling, and a tempering treatment was performed by heating and holding at 760℃ for 90 minutes, followed by cooling. Corrosion test pieces were cut from these plates and subjected to various tests. provided. Among these, the “full surface corrosion test” is the corrosion test.
A "double U-bend (stress corrosion cracking) test" was conducted, and the test conditions were as follows. [Full surface corrosion test] Test liquid: 5ppmCl -aqueous solution, PH9, non-degassed, Test temperature: 300℃, Test time: 500hr, [Double U bend test] Test liquid: 500ppmCl -++ liquid, Test temperature: 300℃, Test time: 500hr. The test results obtained are also shown in Table 1.
【表】【table】
【表】
第１表に示された結果からも明らかなように、
本発明鋼は耐食性（耐デンテイング性）並びに機
械的性質が共に良好であるのに対して、従来材で
は耐蝕性にややおとることが分かる。また、これ
とは別に本発明鋼について実施した物理的性質の
測定、耐摩耗性試験、溶接性試験並びに切削性試
験の結果はいずれも十分に満足できるものであ
り、これらをも勘案すると本発明鋼は原子炉蒸気
発生器伝熱管の支持板材として極めて優れた性能
及び実用性を有していることが明らかである。
＜効果の総括＞
以上に説明した如く、この発明によれば、格別
な成分の多量添加や特殊処理を要せずに、蒸気発
生器伝熱管のデンテイングを引き起こす懸念の内
優れた耐食性、優れた強度、良好な加工性（溶接
性や切削性も含む）並びに十分満足出来る衝撃靭
性等を兼備していて、特に原子炉の蒸気発生器に
おける伝熱管支持板用として好適な材料をコスト
安く提供することができ、原子力設備の信頼性を
一段と向上することが可能となるなど、産業上極
めて優れた効果がもたらされるのである。[Table] As is clear from the results shown in Table 1,
It can be seen that the steel of the present invention has good corrosion resistance (denting resistance) and mechanical properties, whereas the conventional steel has slightly lower corrosion resistance. In addition, the results of physical property measurements, wear resistance tests, weldability tests, and machinability tests conducted on the steel of the present invention were all sufficiently satisfactory, and taking these into consideration, the present invention was confirmed. It is clear that steel has extremely excellent performance and practicality as a support plate material for heat exchanger tubes in nuclear reactor steam generators. <Summary of Effects> As explained above, according to the present invention, excellent corrosion resistance and excellent To provide a material at a low cost that has strength, good workability (including weldability and machinability), and sufficiently satisfactory impact toughness, and is particularly suitable for use as heat exchanger tube support plates in nuclear reactor steam generators. This will bring about extremely excellent industrial effects, such as making it possible to further improve the reliability of nuclear equipment.
【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]
第１図は、原子炉蒸気発生器の伝熱管に生じる
デンテイング現象を説明するための概略模式図、
第２図は、本発明鋼と従来鋼とについて、
5ppmCl-溶液（300℃、PH９、非脱気）中での全
面腐食性を調査した結果を示すグラフである。
図面において、１……伝熱管、２……支持板、
３……腐食生成物。
FIG. 1 is a schematic diagram for explaining the denting phenomenon that occurs in heat exchanger tubes of a nuclear reactor steam generator;
Figure 2 shows the steel of the present invention and the conventional steel.
It is a graph showing the results of investigating general corrosion in a 5ppmCl - solution (300°C, PH9, non-degassed). In the drawings, 1... heat exchanger tube, 2... support plate,
3...Corrosion product.