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Dr. Hans-Werner Viehrig
Head Fracture Mechanic testing of Materials
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Mario Houska
Fracture Mechanic testing of Materials
m.houskaAthzdr.de
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Bruchmechanische Materialprüfung

Üblicherweise wird das Bestrahlungsverhalten der Reaktordruckbehälterwerkstoffe mit sogenannten Voreilproben ermittelt.

Mit der bruchmechanischen Untersuchung von Material der Reaktordruckbehälter (RDB) des stillgelegten Kernkraftwerks (KKW) Greifswald besteht erstmals die Möglichkeit der Überprüfung des realen Versprödungszustandes.

Bei den Reaktoren WWER-440/V-230 des ehemaligen Kernkraftwerkes Greifswald handelt es sich um die erste Generation dieses Reaktortyps. Bei diesen Reaktoren wurde die bestrahlungsinduzierte Materialalterung noch nicht durch Voreil-Proben-Programme überwacht. Die Vorhersage der Versprödung basiert lediglich auf Trendkurven, die die Realität nicht immer hinreichend widerspiegeln.

Die RDBs bestehen aus mehreren Schmiederingen, die durch umlaufende Schweißnähte verbunden sind. Bei den Schweißnähten handelt es sich um mittels Mehrlagen-Unterpulver-Lichtbogen-Schweißung hergestellte Doppel-V-Nähte. Diese bestehen aus einer mit unlegiertem Schweißdraht geschweißten Wurzel und den mit legiertem Draht geschweißten Fülllagen. Der Grundwerkstoff ist ein niedrig legierter (Cr, Mo, V) Kohlenstoffstahl mit einem bainitischen Vergütungsgefüge.

Das seit 1990 stillgelegte KKW Greifswald bestand aus 4 Blöcken, die sich 11-17 Jahre in Betrieb befanden.

Mit den Blöcken 1 bis 4 stehen (drei verschiedene) sehr interessante Bestrahlungszustände zu Verfügung:

  • der unplattierte RDB von Block 1 wurde bestrahlt, thermisch ausgeheilt und wiederbestrahlt,

  • der unplattierte RDB von Block 2 wurde bestrahlt und thermisch ausgeheilt,

  • der plattierte RDB von Block 3 wurde bestrahlt und thermisch ausgeheilt und

  • der plattierte RDB von Block 4 wurde bestrahlt.


Probenfertigung

Von den RDB der Blöcke 1, 2 und 4 wurden mit einer speziell entwickelten Bohrvorrichtung Bohrkerne entnommen. Es wurden sowohl Bohrkerne von der Schweißnaht als auch vom geschmiedeten Grundwerkstoff untersucht. Die Bohrkerne werden mittels Drahterodieren in Scheiben geschnitten. Aus diesen Scheiben werden Zugproben und SE(B)-Proben mit Charpy-Geometrie hergestellt.

Bei den Schweißgut-Bohrkernen wird die genaue Lage der Schweißnaht vorher mittels Makroätzung sichtbar gemacht. Aus bereits geprüften Probenhälften werden zusätzlich
weitere Proben rekonstituiert.


Versuchsprogramm

Die Charakterisierung des RDB-Materialzustandes über die Wanddicke umfasst folgende Untersuchungen:

  • Ermittlung von Bruchzähigkeitswerten im unteren spröd-duktilen Übergangsbereich und

  • Bestimmung der Referenztemperatur T0 mit dem Master-Curve-Konzept nach ASTM Teststandard E1921-09a und SINTAP

  • Aufnahme von J-Ca Risswiderstandskurven

  • Charpy-V Kerbschlagarbeits-Temperatur-Kurven nach DIN EN 10045-1 (1991)

  • Zugversuchseigenschaften

  • Härtemessung HV10

  • chemische Analyse unterschiedlicher Tiefenlagen

  • metallographische Charakterisierung

  • Materialparameterermittlung mittels Small Punch Test


Bisherige Ergebnisse des Bohrkernes aus der RDB-Schweißnaht im Bereich des Reaktorkernes von Block1:

  • Die für die Sprödbruchsicherheitsbewertung benötigten Bruchzähigkeiten der Greifswald RDB’s (Grundwerkstoff und Schweißgut) werden nach dem Prüfstandard ASTM E1921, welcher das Master-Curve-Konzept beinhaltet, ermittelt.

  • In den Abbildungen sind der Verlauf der nach ASTM E1921 bestimmten Bruchzähigkeit KJc (rechts) und der Referenztemperatur T0 (links) in Abhängigkeit von der Prüftemperatur bzw. vom Abstand von der RDB-Innenwand dargestellt.

  • Die T0 variiert stark über die Dicke der Schweißnaht, wobei der tiefste Wert im Bereich der Schweißwurzel ermittelt wurde.

  • Die Bruchzähigkeit wird von der Lage der Rissfront des Ermüdungsrisses im Gefüge der Schweißnaht bestimmt. Hervorzuheben ist, dass nicht wie erwartet an der RDB-Innenwand die niedrigste Zähigkeit gemessen wurde.

  • Das Ergebnis bestätigt die Wirksamkeit der thermischen Ausheilung und die Versprödung während des zweijährigen Weiterbetriebes ist gering.

Greifswald Unit 1 weld metal SN.0.1.4 IAI Master CurveGreifswald Unit 1 weld metal SN.0.1.4 IAI Master Curve


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