Fraktografische Untersuchungen an unbestrahlten und bestrahlten Reaktordruckbehälterstählen

Der Druckbehälter eines Kernkraftwerkes ist von herausragender sicherheitstechnischer Bedeutung. Während des Betriebes eines Kernkraftwerkes kommt es zur Verschlechterung der mechanischen Eigenschaften des Reaktordruckbehälterstahls infolge der Strahlenbelastung - das Material altert.
Das Institut für Sicherheitsforschung im Forschungszentrum Dresden – Rossendorf besitzt die Kompetenz, mikrostrukturelle und bruchmechanische Untersuchungen an bestrahlten Werkstoffen durchzuführen sowie die thermomechanische Beanspruchung von Bauteilen zu bestimmen mit dem Ziel, die Integrität von Reaktorkomponenten zu beurteilen.
Bei der bruchmechanischen Charakterisierung des Zähigkeitsverhaltens der Reak-tordruckbehälterstähle werden dynamische und quasistatische Kennwerte ermittelt und unter Anwendung statistischer Methoden nach dem Master-Curve-Konzept ausgewertet. Die fraktografischen Untersuchungen der Bruchflächen der geprüften Pro-ben mit dem Rasterelektronenmikroskop dienen zusätzlich der Interpretation und Absicherung der ermittelten Bruchzähigkeitswerte. Insbesondere die Charakterisierung der Bruchtypen, der Rissfrontverlauf, die Ausbildung einer Stretchzone, Rissinitiierungspunkte sowie Besonderheiten auf der Bruchfläche stehen im Mittelpunkt der des Interesses. Da bestrahlte oder radioaktiv kontaminierte Proben nicht unmittelbar im REM untersucht werden können, kommt hierfür eine speziell entwickelte Abdrucktechnik zur Anwendung. Die Abdrücke sind kontaminationsfrei und detailgenau, die Methode muss in einer Heißen Zelle praktikabel sein.
Für die REM- und EDX- Untersuchungen wird ein Zeiss EVO 50 mit einem Bruker Leichtelement-X-Flash-Detektor 4010 verwendet.