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Dr. Eberhard Altstadt

Leiter
Konstruktions­werkstoffe
e.altstadtAthzdr.de
Tel.: +49 351 260 2276

Dr. Cornelia Kaden

c.kaden@hzdr.de, c.heintzeAthzdr.de
Tel.: +49 351 260 3431

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:


Neuste Publikation

Using mini-CT specimens for the fracture characterization of ferritic steels within the ductile to brittle transition range: a review

Sánchez, M.; Cicero, S.; Kirk, M.; Altstadt, E.; Server, W.; Yamamoto, M.

The use of mini-CT specimens for the fracture characterization of structural steels is currently a topic of great interest from both scientific and technical points of view, mainly driven by the needs and requirements of the nuclear industry. In fact, the long-term operation of nuclear plants requires accurate characterization of the reactor pressure vessel materials and evaluation of the embrittlement caused by neutron irradiation without applying excessive conservatism. However, the amount of material placed inside the surveillance capsules used to characterize the resulting degradation is generally small. Consequently, in order to increase the reliability of fracture toughness measurements and reduce the volume of material needed for the tests, it is necessary to develop innovative characterization techniques, among which the use of mini-CT specimens stands out. In this context, this paper provides a review of the use of mini-CT specimens for the fracture characterization of ferritic steels, with particular emphasis on those used by the nuclear industry. The main results obtained so far, revealing the potential of this technique, together with the main scientific and technical issues will be thoroughly discussed. Recommendations for several key topics for future research are also provided.

Keywords: mini-CT; ductile-to-brittle transition range; reference temperature; master curve


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Dr. Eberhard Altstadt801/P1512276
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c.kaden@hzdr.de, c.heintzeAthzdr.de

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f.bergnerAthzdr.de
Dr. Paul Chekhonin801/P1462149
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3550
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Dr. Andreas Ulbricht801/P1463155
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