Maßnahmen zur Sicherung der Betriebsdauer des Reaktordruckbehälters


Maßnahmen zur Sicherung der Betriebsdauer des Reaktordruckbehälters

Viehrig, H.-W.; Boehmert, J.

Die uneingeschränkte Nutzung eines RDB bis zum Ende der Betriebsdauer des KKWs auf einem unverändert hohen Sicherheitsniveau ist nur durch ein ganzheitliches und umfassendes Programm von Maßnahmen und Instrumentarien zu gewährleisten. Entscheidend werden dafür die Weichen bereits bei der Auslegung gestellt, indem hochzähe, strahlenversprödungsresistente Werkstoffe verwendet werden, die Neutronenbelastung durch einen ausreichend breiten Wasserspalt redu-ziert wird, die fortschreitende Materialalterung durch ein gut konzipiertes repräsentatives Überwachungsprogramm erfasst und Herstellung und Konstruktion gute Prüfbarkeit ebenso wie die Vermeidung von Spannungsdiskontinuitäten absichern. Betriebliche Maßnahmen können die Bean-spruchung bei Betrieb oder im Störfall reduzieren (Transientenregime, Einspeisung von vorge-wärmten Notkühlwasser), die Neutronenflussdichte durch ein geeignetes Beladeregime senken oder mit aktualisierten Überwachungsprogrammen die Charakterisierung des Materialzustandes verbessern. Als ultimo ratio steht die Ausheilglühung zur Verfügung, deren Praktikabilität inzwi-schen bereits erwiesen ist.
Schließlich erweist sich nicht zuletzt die Einführung neuer Konzepte zur Sprödbruchsicherheitsanalyse als wertvoll. Als ein hinsichtlich seiner Einführung bereits fortgeschrittenes Beispiel dieser Art wurde das Master-Curve-Konzept vorgestellt. Dieses Konzept wird gegenwärtig zur Bestimmung einer bruchmechanisch definierten Übergangstemperatur be-nutzt, mit der die KIc-Universalkurve der Regelwerke materialspezifisch auf der Temperaturachse positioniert werden kann. Die so ermittelten Referenztemperaturen liegen ca. 40 - 60 K niedriger als die bisher verwendeten Referenztemperaturen, die auf den NDT- oder den Charpy-V-Übergangstemperaturen beruhen. Auf diese Weise kann eine unnötige Konservativität der Bewertung abgebaut werden. Das wurde bereits in realen Anwendungsfällen zweifelsfrei nachgewiesen. Langfristig könnte die statistisch definierte MC selbst als Bruchzähigkeitskurve verwendet werden. Damit erfolgt die Bestimmung der Materialparameter nach einem durchgehend physikalisch defi-nierten Konzept, welches Aussagen zur Versagenswahrscheinlichkeit ermöglicht.

Keywords: Kernreaktor; Reaktordruckbehälter; Betriebsdauer; Sprödbruchsicherheitsnachweis; Thermo-schock; Bruchzähigkeit; Referenzkurve; Master-Curve-Konzept; Neutronenversprödung; Versprödungsüberwachungsprogramm; Trendkurve; Alterung; thermische Ausheilung

  • Lecture (Conference)
    Vertiefungskurs der Schweizerischen Vereinigung für Atomenergie, Betriebsdauermanagement der Kernkraftwerke, 27. und 28. November 2003, Winterthur, Schweiz.
  • Contribution to external collection
    Vertiefungskurs der Schweizerischen Vereinigung für Atomenergie, Betriebsdauermanagement der Kernkraftwerke, 27. und 28. November 2003, Winterthur, Schweiz.

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Publ.-Id: 5670