Zusammenhang zwischen bruchmechanischen und mechanisch-technologischen Kennwerten für Reaktordruckbehälterstähle

Im Rahmen der wissenschaftlich-technischen Zusammenarbeit zwischen Deutschland und Rußland und einem Koordinierten Forschungsprogramm der IAEA wird das Bestrahlungsverhalten russischer und westlicher Reaktordruckbehälter(RDB)stähle untersucht. Im unbestrahlten Ausgangszustand weisen die Chargen des Grundwerkstoffes 15Ch2MFA des russischen Druckwassereaktors WWER-440 eine große Streuung in den im Charpy-V Test ermittelten Übergangstemperaturen und Hochlageenergien auf. Eine geringe Streuung in diesen Kennwerten haben die untersuchten Chargen des Grundwerkstoffes 15Ch2NMFA(A) des russischen Druckwasserreaktors WWER-1000. Die ermittelten Übergangstemperaturen liegen niedriger als bei den ASTM RDB-Stählen A533B Cl. 1 und ASTM A508 Cl. 3. Die J-Integralwerte für technische (J0,2)- und physikalische Rißinitiierung der untersuchten RDB-Stähle und der dazugehörigen Schweißgüter wurden mit den Hochlageenergien aus dem Charpy-V Test und den Streckgrenzen des Zugversuches korreliert.