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Einfluss von Wasserstoff auf die Zaehigkeitsabnahme von RDB-Staehlen

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.

Nachweis, Interpretation und Bewertung neutroneninduzierter Defektstrukturen bei WWER-Reaktordruckbehaelterstaehlen

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.

Untersuchung des Zusammenhangs zwischen bruchmechanischen und mechanisch-technologischen Kennwerten bei bestrahlten Reaktordruckbehaelterstaehlen

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