Beitrag zur Bewertung des Bestrahlungsverhaltens russischer WWER Reaktordruckbehälterstähle

In dem Vortrag werden Ergebnisse von Bestrahlungsexperimenten vorgestellt, die im Druckwasserreaktor WWER-2 des KKW Rheinsberg durchgeführt worden sind. Im WWER-2 wurden ISO-V und Bruchmechanikproben aus unterschiedlichen Chargen
von WWER-Grundwerkstoff und Schweißgut bestrahlt. Der Schwerpunkt liegt auf Ergebnissen eines Bestrahlungsprogrammes (WTZBRh), das im Rahmen der wissenschaftlich-technischen Zusammenarbeit zwischen Deutschland und Russland mit den Zielstellungen:der Untersuchung des Einflusses von Begleit- (P, Cu) und Legierungselementen (Ni) auf die bestrahlungsinduzierte Versprödung, der Bewertung der Gültigkeit der Vorhersageformeln des russischen Regelwerkes und der Untersuchung des Ausheilverhaltens durchgeführt worden ist. Die Prüfung der Proben des WTZBRh erfolgte im Rahmen von Förderprojekten des BMBF/BMWi durch das Forschungszentrum Jülich GmbH, die Staatliche Materialprüfungsanstalt Universität Stuttgart und das Forschungszentrum Rossendorf e.V.
Das Bestrahlungs- und Ausheilverhalten der WWER-RDB-Stähle wird auf der Basis der im ISO-V- und Bruchmechaniktests ermittelten Parameter bewertet. Als bruchmechanische Parameter wurden im unteren Spröd-Duktil Übergangsbereich
Referenztemperaturen T0 nach dem Master-Curve Konzept und im duktilen Bereich Risswiderstandskurven und Risseinleitungszähigkeiten ermittelt.