Einfluss von Wasserstoff auf die Zähigkeit von bestrahlten Reaktordruckbehälterstählen


Einfluss von Wasserstoff auf die Zähigkeit von bestrahlten Reaktordruckbehälterstählen

Uhlemann, M.; Müller, G.; Ulbricht, A.; Böhmert, J.

Das Projekt liefert einen Beitrag zum Kenntnisstand der Wirkung von Bestrah-lung und Umgebungseinflüssen auf den Reaktordruckbehälter und dient zur Aufrechterhaltung eines hohen Sicherheitsstandards. Bis heute ist der Me-chanismus der Versprödung von RDB-Stählen nicht vollständig verstanden. Gesichert ist die Wirkung des Neutronenfeldes auf die Zähigkeitsabnahme von RDB Stählen. Zunehmend wird aber ein synergistischer Effekt zwischen Wasserstoff und den durch Bestrahlung erzeugten nanodispersen Strukturde-fekten diskutiert.
Ziel des Projektes war es eine experimentellen Nachweis über die Wechsel-wirkung von Wasserstoff und den bestrahlungsbedingten Strukturdefekten zu erbringen, den möglichen Einfluss auf die Zähigkeitsabnahme von RDB Stäh-len zu untersuchen und Unterschiede im Verhalten gegenüber dem unbe-strahlten Zustand auszuweisen.
Zur Untersuchung des Einflusses von Wasserstoff auf das Zähigkeitsverhal-ten von Reaktordruckbehälterstählen wurden einachsige Zugversuche bei verschiedenen Dehnraten an unbestrahlten und bestrahlten, wasserstoffvor- und in-situ beladenen Proben bei Raumtemperatur und 250°C durchgeführt. Die Bestimmung der mechanischen Eigenschaften wurde durch fraktografi-sche Untersuchungen der Bruchflächen ergänzt.
Mit SANS-Untersuchungen, der Analyse von Wasserstoffgehalten und Ther-modesorptions-untersuchungen wurde geprüft, ob Strahlendefekte als Haft-stellen für Wasserstoff wirksam werden.
Es konnte gezeigt werden, dass die Empfindlichkeit gegenüber Wasserstoff-versprödung von der chemischen Zusammensetzung des RDB-Stahles, der Fluenz bis zu der bestrahlt wurde, der Bestrahlungstemperatur und der Art der gebildeten Strahlendefekte bestimmt wird. Eine verstärkte Anfälligkeit ge-genüber Wasserstoffversprödung wird bei RT, in-situ Wasserstoffbeladung und langsamen Dehnraten sowie geringen Bestrahlungstemperaturen beo-bachtet. Bei 250°C ist eine Versprödung durch Wasserstoff nicht mehr nach-weisbar. Aus den Ergebnissen ist abzuleiten, dass bestrahlungsinduzierte De-fekte keine bevorzugten Plätze für eine höhere Aufenthaltswahrscheinlichkeit für Wasserstoff unter Betriebstemperaturen von RDB darstellen. Sie sind so-mit keine internen Quellen für Wasserstoff. Bei Betriebstemperaturen ist des-halb nicht mit einer erhöhten Versprödungsanfälligkeit zur zu rechnen. Durch die höheren Festigkeiten der bestrahlten Stähle steigt aber allgemein die Empfindlichkeit gegenüber Wasserstoffversprödung.
Der Integritätsnachweis von RDB’s außerhalb des Leistungsbetriebes unter Wasserstoffwirkung ist deshalb noch zu erbringen.

Keywords: diffusivity; hydrogen embrittlement; mechanical properties; reaktor pressure vessel steels; solubility; SANS

  • Invited lecture (Conferences)
    55. Sitzung des RSK-Ausschusses „Druckführende Komponenten und Werkstoffe“, 05.-06.07.2005, Berlin, Germany

Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-7524
Publ.-Id: 7524