Konstruktionswerkstoffe
Die Sicherheit kerntechnischer Anlagen wird maßgeblich durch das mechanische Werkstoffverhalten unter extremen Betriebsbedingungen (Neutronenbestrahlung, hohe Temperaturen) bestimmt. Im Rahmen des Programms NUSAFE (Nuclear Waste Management, Safety and Radiation Research) der Helmholtz-Gemeinschaft untersuchen wir skalenübergreifend das Schädigungs- und Bruchverhalten von bestrahlten Reaktorwerkstoffen. Im Fokus stehen die
- Untersuchung von Langzeitbestrahlungseffekten in Reaktordruckbehälterstähle laufender und neuer Reaktoren im Hinblick auf Laufzeitverlängerung
- Beurteilung der Bestrahlungstoleranz innovativer Werkstoffe für zukünftige Reaktorkonzepte einschließlich Kernfusion
(e.g. ferritisch/martensitische Chromstähle, oxiddisperionsverfestigte Stähle, neuartige Hochentropielegierungen)
Das methodische Spektrum erlaubt die Betrachtung der gesamten Wirkungskette von Bestrahlungseffekten auf der nm-Skala bis zum makroskopischen mechanischen Werkstoffverhalten. Ziel ist es, Bestrahlungseffekte zu erkennen, besser zu verstehen und zu mildern. Mit den heißen Zellen zur Untersuchung neutronenbestrahlter Materialien und dem Ionenstrahlzentrum für Ionenbestrahlungsexperimente verfügt das HZDR über eine einzigartige Infrastruktur.
Unsere Expertise:
- Bruchmechanische Prüfung bestrahlter Werkstoffe
- Nano-/Mikrostrukturcharakterisierung bestrahlter Stähle
- Ionenbestrahlung zur Emulation neutroneninduzierter Defekte
Laufende Projekte
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Refraktäre Hoch-Entropie-Legierungen für sicherheitsrelevante nukleare Anwendungen
(HELENA, BMFTR Nukleare Sicherheitsforschung, 2025-2028) -
Zukunftsweisende Material-Strukturen für die hybride Fertigung strahlungsresistenter Komponenten im Dauerbetrieb – Teilvorhaben: Bestrahlungsresistenz additiv gefertigter Werkstoffe für die Kernfusion
(AM-Shield, BMFTR Basistechnologien für die Fusion, 2025-2028) -
Screening and design of high-entropy-alloys for nuclear applications
(ACCELL-NM, EU - CONNECT-NM & BMFTR Nukleare Sicherheitsforschung, 2026-2029) -
Additive maaufacturing Innovative Materials for Energy applications
(ANIMATE, EU - CONNECT-NM, 2026- 2029) -
Understanding transferability issues between ion and neutron-irradiated model materials - paving the way to a new generation of radiation resistant alloys
(NEUTION, EU - CONNECT-NM, 2026- 2029) -
Exploitation of existing data and investigation of irradiation damage and recovery mechanisms in LWR RPV steels containing high Ni and Mn for extended Long-Term Operation
(EXTENT-LTO, EU - CONNECT-NM, 2026- 2029) -
Expanding the Applications of Miniaturized Fracture Specimens for Toughness evaluation
(EXAM-FAST, EU, CONNECT-NM, 2026- 2029) -
Innovative structural materials for fission and fusion
(INNUMAT, EU, HORIZON-EURATOM, 2022-2026)
Neuste Publikation
On the solute segregation to grain boundaries in SA508 steel
Klupś, P.; Jenkins, B. M.; Chekhonin, P.; Douglas, J. O.; Carter, M.; Tang, Y. T.; Hyde, J. M.; Riddle, N.; Bagot, P. A. J.; Moody, M. P.
Abstract
Solute segregation to grain boundaries (GBs) within a high-Ni alloy (SA508 Grade 4N) aged at 427 °C
was studied to investigate the role of phosphorus in causing non-hardening embrittlement in these
steels. Electron backscatter diffraction (EBSD) and transmission Kikuchi diffraction (TKD) were employed
to identify and characterise grain boundaries prior to targeted atom probe tomography (APT) analysis.
Boundaries were classified as prior–austenite grain boundaries (PAGBs) and packet/block (lath) bound-
aries, enabling segregation behaviour to be directly correlated with crystallographic misorientation and
boundary type. Distinct segregation patterns were observed at PAGBs compared to other boundaries,
with strong anti–correlation between P/C and Ni/Mn/Si at PAGB interfaces. In unaged PAGBs, non–
equilibrium segregation driven by vacancy drag promoted Ni enrichment, whereas W–shaped Ni con-
centration profiles in aged PAGBs indicate P–driven reverse vacancy flow. In contrast, solute enrichment
at lath boundaries was found to depend strongly on misorientation angle. These results highlight the crit-
ical importance of controlling the 5-DoF when assessing segregation–driven embrittlement mechanisms
in bainitic/martensitic steels. They also emphasise the potential of grain boundary engineering as a design
strategy for improving resistance to embrittlement in nuclear and other demanding applications.
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Journal of Materials Research and Technology 270(2026), 163-173
DOI: 10.1016/j.jmst.2026.01.027
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