Einfluss von Wasserstoff auf die Zähigkeit von Reaktordruckbehälterstählen

Niedriglegierte ferritische Stähle gelten ebenso wie die hochlegierten austentischen Stähle als anfällig gegen Wasserstoffversprödung. Im Kernreaktor können Korrosion oder Radiolyse zur Bildung von atomaren Wasserstoff an der inneren Oberfläche des Reaktordruckbehälters und folglich zur Wasserstoffaufnahme während des Reaktorbetriebes führen. Der Beitrag stellt Ergebnisse zum Wasserstoffdiffusionsverhalten, zur Wasserstofflöslichkeit und zum Einfluss des Wasserstoffs auf die mechanischen Eigenschaften vor. Sie wurden an unbestrahlten Druckbehälterstählen unterschiedlicher Art gewonnen und beziehen sich auf solche Bedingungen, die denen im DWR nahe kommen.