Abteilung Konstruktionswerkstoffe
Im Rahmen des Programms NUSAFE (Nuclear Waste Management, Safety and Radiation Research) der Helmholtz-Gemeinschaft untersuchen wir Werkstoffe, die der Bestrahlung mit energiereichen Teilchen ausgesetzt sind.
Neutronenbestrahlung führt zur Bildung von nm-skaligen Defekten wie Versetzungsringen und Fremdatomclustern. Diese Defekte bewirken eine Härtung des Reaktordruckbehälterstahls, die mit einer Abnahme des Bruchwiderstands verbunden ist. Werkstoffe für weiterentwickelte Reaktorkonzepte werden höheren Temperaturen und Neutronenfluenzen ausgesetzt sein. Das Hauptziel unserer Forschung besteht darin, die Mechanismen der Strahlenschädigung zu identifizieren und die resultierenden Änderungen der mechanischen Eigenschaften zu bewerten.
Die Abteilung verfolgt zwei Hauptrichtungen:
- Für laufende Kernkraftwerke ist das Augenmerk auf Langzeitbestrahlungseffekte in Druckbehälterstählen gerichtet.
- Im Rahmen weiterentwickelter Reaktorkonzepte beschäftigen wir uns mit ferritisch/martensitischen Chromstählen, oxiddisperionsverfestigten Stählen und der neuen Materialklasse der Hochentropielegierungen.
Die neuen Einsichten tragen substanziell zum wissenschaftlichen Hintergrund der Sicherheitsbewertung von Kernreaktoren bei. Die Arbeiten sind in die Euratom-Projekte SOTERIA, MATISSE und M4F eingebunden. Die enge Zusammenarbeit mit der Gruppe Grundlagen und Simulation ermöglicht ein vertieftes Verständnis durch atomistische Simulationen.
Unsere Expertise:
- Bruchmechanische Prüfung bestrahlter Werkstoffe
- Materialcharakterisierung auf der nm-Skala
- Ionenbestrahlung zur Emulation neutroneninduzierter Defekte
Neuste Publikation
Structural MATerias research on parameters influencing the material properties of RPV steels for safe long-term operation of PWR NPPs
Kolluri, M.; Martin, O.; Naziris, F.; D’Agata, E.; Gillemot, F.; Brumovsky, M.; Ulbricht, A.; Autio, J.-M.; Shugailo, O.; Horvath, A.
This article provides a comprehensive overview of the STRUMAT-LTO project. Embrittlement of the reactor pressure vessel (RPV) due to neutron irradiation and high temperature conditions impose critical challenges for long-term operation (LTO) of pressurized water reactors (PWRs). Significant amount of past research conducted on RPV ageing phenomena has helped to enhance the understanding of the flux effect and the impact of chemical/microstructural heterogeneities on RPV embrittlement. Nonetheless, several unresolved questions regarding RPV embrittlement persist, such as the conflicting viewpoints on the underlying mechanisms that lead to accelerated embrittlement at high fluence conditions in certain low-copper (Cu) RPV steels and the synergistic
effect between nickel, manganese, and silicon (Ni-Mn-Si). Also, the accuracy of embrittlement trend curves (ETCs) for LTO beyond 60 years and the applicability of the master curve approach at high fluences for small/sub-sized specimens require further study. The aim of the STRUMAT-LTO is to address the above-mentioned scientific gaps in RPV embrittlement by employing a unique set of RPV steel specimens constituting systematic variations in Ni, Mn, and Si content, which are irradiated to high fluences resembling reactor operation beyond 60 years within the LYRA-10 experiment at high flux reactor (HFR) in Petten. The STRUMAT-LTO project has received funding from the Euratom research and training programme 2019–2020 under grant agreement
n◦945272. The project has a duration of 48 months.
Keywords: STRUMAT-LTO; RPV embrittlement; LYRA-10; HFR; mini-CT; LWRs; Long term operation; Embrittlement trent curve
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Nuclear Engineering and Design 406(2023), 112236
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2023.112236
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- Zweitveröffentlichung erwartet ab 08.03.2024
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