Das Projekt "Einfluss von Wasserstoff auf die Zaehigkeitsabnahme von RDB-Staehlen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Leibniz-Institut für Festkörper- und Werkstoffforschung Dresden e.V. durchgeführt. Ziel des Projektes ist die Erarbeitung einer Entscheidungsvorlage zur Bewertung des Wasserstoffeinflusses auf den Zaehigkeitsverlust von Reaktordruckbehaelterstaehlen, Schweissmetall und Waermeeinflusszone. Ein Einfluss von Wasserstoff kann nach Literaturberichten, die sich insbesondere auf die Korrelation von Restwasserstoffgehelt bei Raumtemperatur mit mechanischen Eigenschaften beziehen, dabei nicht ausgeschlossen werden. Im Rahmen von Vorsorgeuntersuchungen wird ein moeglicher Wasserstoffeinfluss auf den Zaehigkeitsverlust der Werkstoffe bei Arbeitstemperaturen und -druecken des Reaktors geprueft und aus den Ergebnissen die Zuverlaessigkeit der Pruefung mit trockenen, gekapselten Voreilproben bewertet. Gleichzeitig werden Bestrahlungsprogramme hinsichtlich moeglicher Wasserstoffwirkung auf Aenderung mechanischer Eigenschaften von Reaktordruckbehaelterstaehlen ausgewertet und eine Konzeption zur Wasserstoffpruefung entnommener Rohrkernproben erarbeitet.
Das Projekt "Untersuchung des Zusammenhangs zwischen bruchmechanischen und mechanisch-technologischen Kennwerten bei bestrahlten Reaktordruckbehaelterstaehlen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Roßendorf e.V., Institut für Sicherheitsforschung durchgeführt. Bruchmechanische Kennwerte, wie Bruchzaehigkeit, Rissinitiierungszaehigkeit u.a., sollen in einem weiten Parameterbereich der Neutronendosis, der Temperatur und der metallurgischen Einfluesse an bestrahlten Proben aus typischen RDB-Staehlen ermittelt und mit mechanisch-technologischen Kennwerten korreliert werden. Besondere Aufmerksamkeit ist der Analyse des Zusammenhanges zwischen Kerbschlagarbeit und Risswiderstandskurven im Temperaturbereich der Kerbschlagarbeits-Hochlage zu schenken. Im Vordergrund stehen Untersuchungen an WWER-RDB-Staehlen und mit Proben des modifzierten Charpy-V-Typs. Weiterhin soll der Einfluss von Ausheilbehandlungen untersucht werden. Das Vorhaben dient dem Ziel, bruchmechanische Kennwerte fuer die Sicherheitsbewertung von WWER-Altanlagen bereitzustellen. Gleichzeitig wird ein Beitrag zur Entwicklung von Methoden geliefert, um unter Anwendung traditioneller Pruefverfahren und bestrahlungsgeeigneter Probenformen Kennwerte zu gewinnen, die eine qualifizierte, bruchmechanisch fundierte Beanspruchungsanalyse des Reaktordruckbehaelters ermoeglichen.
Das Projekt "Nachweis, Interpretation und Bewertung neutroneninduzierter Defektstrukturen bei WWER-Reaktordruckbehaelterstaehlen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Roßendorf e.V., Institut für Sicherheitsforschung durchgeführt. Zur zuverlaessigen Bewertung des Zustandes gealterter Reaktordruckbehaelter sind qualifizierte Kenntnisse ueber Ursachen und Mechanismen der Materialschaedigung infolge betriebsbedingter Strahlenbelastung noetig. Mit Hilfe moderner Methoden der Strukturanalytik sind gesicherte Vorstellungen zu den strukturellen Ursachen der Bestrahlungsversproedung von Druckbehaelterstaehlen des russischen WWER-Reaktortyps zu gewinnen und so ein Beitrag zur Entwicklung eines physikalisch begruendeten Modells der Bestrahlungsversproedung zu liefern. Bisher wurden Roentgen- und Neutronenkleinwinkelstreuexperimente an bestrahlten Cr-mo-V-legierten Staehlen mit unterschiedlichem Reiheitsgrad und nach verschiedenen thermischen Behandlungen durchgefuehrt. Die Groessenordnung der bestrahlungsinduzierten Struktureffekte ist bei gleicher Fluenz abhaengig vom metallurgischen Zustand des Materials, vom Cu-Gehalt sowie der Gluehtemperatur und korrelieren mit der Haerte.