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 innovative Werkstoffe für zukünftige Reaktorkonzepte
(e.g. ferritisch/martensitischen Chromstähle, oxiddisperionsverfestigten Stähle, neuartige Hochentropielegierungen)
Das methodische Spektrum erlaubt die Betrachtung der gesamten Wirkungskette von mikrostrukturellen Veränderungen auf der nm-Skala durch bestrahlungsinduzierte Schädigung bis zum makroskopischen mechanischen Werkstoffverhalten. Ziel ist die Identifikation der Mechanismen der Strahlenschädigung und die Aufklärung von Mikrostruktur-Eigenschaftsbeziehungen. Die Arbeiten tragen zum wissenschaftlichen Hintergrund der Sicherheitsbewertung von Kernreaktoren bei. 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
- INNUMAT (EU HORIZON-EURATOM, 2022-2026)
- ENTENTE (EU-H2020-Euratom, 2020-2024)
- FRACTESUS (EU-H2020-Euratom, 2020-2024)
- STRUMAT-LTO (EU-H2020-Euratom, 2020-2024)
- WetAnnealing (BMWI, 2020-2025)
- IOANIS 2 (EERA-JPNM Pilote Project, 2023 - 2027)
- INSITEX (EERA-JPNM Pilote Project, 2023 - 2027)
- SHERPA (EERA-JPNM Pilote Project, 2023 - 2027)
Neuste Publikation
Microstructure-informed prediction of hardening in ion-irradiated reactor pressure vessel steels
Lai, L.; Brandenburg, J.-E.; Chekhonin, P.; Duplessi, A.; Cuvilly, F.; Etienne, A.; Radiguet, B.; Rafaja, D.; Bergner, F.
Ion irradiation combined with nanoindentation is a promising tool to study irradiation-induced hardening of nuclear materials including reactor pressure vessel (RPV) steels. For RPV steels, the major sources of hardening are nm-sized irradiation-induced dislocation loops and solute atom clusters, both representing barriers for dislocation glide. The dispersed barrier hardening (DBH) model provides a link between the irradiation-induced nanofeatures and hardening. However, a number of details of the DBH model still require consideration. These include the role of the unirradiated microstructure, the proper treatment of the indentation size effect (ISE), and the appropriate superposition rule of individual hardening contributions. In the present study, two well characterized RPV steels, each ion-irradiated up to two different levels of displacement damage, were investigated. Dislocation loops and solute atom clusters were characterized by transmission electron microscopy and atom probe tomography, respectively. Nanoindentation with a Berkovich indenter was used to measure indentation hardness as a function of the contact depth. In the present paper, the measured hardening profiles are compared with predictions based on different DBH models. Conclusions about the appropriate superposition rule and the consideration of the ISE (in terms of geometrically necessary dislocations) are drawn.
Keywords: reactor pressure vessel steels; ion irradiation; microstructure characterization; transmission electron microscopy; atom probe tomography; nanoindentation; hardening
Verknüpfte Publikationen
- DOI: 10.17815/jlsrf-3-159 is cited by this (Id 38696) publication
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Data publication: Microstructure-informed prediction of hardening in …
ROBIS: 38698 HZDR-primary research data are used by this (Id 38696) publication
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Metals 14(2024)3, 257
Online First (2024) DOI: 10.3390/met14030257
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