Forschungen zum Wasserstoffeinfluss auf das Verhalten von Konstruktionswerkstoffen in Kernkraftwerken

Abstract

Wasserstoff in metallischen Konstruktionswerkstoffen stellt ein hohes Risikopotenzial dar, da er zur Versprödung des Werkstoffs und zu Rissbildungen führen kann. Wasserstoff kann sowohl bei der Herstellung oder durch chemische Reaktionen bei der Metallverarbeitung, als auch im Betrieb aus dem Betriebsmedium oder durch Korrosion an der Oberfläche in den Werkstoff eindringen. Die Anfälligkeit für wasserstoffbedingte Schädigungen hängt stark vom Werkstoff ab. Relativ anfällig sind hochfeste bzw. gehärtete Stähle, aber auch Hydride bildende Metalle wie Zirconium und seine Legierungen. Nickellegierungen und Stähle geringerer Festigkeit sind weniger anfällig. Eine allgemeingültige mechanistische Erklärung für die wasserstoffbedingte Veränderung der Werkstoffeigenschaften bzw. Schädigungen existiert bisher nicht. Eine besondere Schwierigkeit, Schäden als wasserstoffbedingt zu identifizieren und den Mechanismus aufzuklären, liegt dabei in der Tatsache, dass der Wasserstoff selbst nach Eintritt des Schadens in der Regel nicht mehr im Werkstoff vorhanden ist. Die Auswertung der deutschen Betriebserfahrung ergab verhältnismäßig wenige meldepflichtige Ereignisse durch wasserstoffbedingte Schädigungen. Relativ häufig waren Schrauben, Federn und ähnliche Bauteile aus hochfesten Stählen betroffen, deutlich weniger Brennstäbe und Kernbauteile aus Zirconiumlegierungen, nur selten Rohrleitungen oder Behälter aus Stählen mittlerer oder geringer Festigkeit und in keinem Fall Behälter-Einbauten. Bei allen betroffenen Bauteilen überwiegt der Anteil der Schäden durch herstellungsbedingten Wasserstoff. Die internationale Betriebserfahrung zeigt ein ähnliches Bild. Hinzu kommen jedoch Schädigungen an Komponenten, die in deutschen Anlagen so nicht vorhanden sind, z. B. Rissbildungen an CANDU-Druckrohren aus Zirconium-Legierungen. Die tatsächliche sicherheitstechnische Bedeutung war in der überwiegenden Zahl der Fälle gering. Für einige Ereignisse mit potenziell größerer sicherheitstechnischer Bedeutung wurden in GRS-Weiterleitungsnachrichten (WLN) und/oder Stellungnahmen der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) Empfehlungen abgegeben. Einige Fälle mit besonderer Bedeutung werden im Kapitel 7 im Hinblick auf deutsche Anlagen detailliert behandelt. Insgesamt ergeben sich im Rahmen dieses Vorhabens keine neuen Erkenntnisse, aus denen aus Sicht der GRS weiterer Handlungsbedarf für deutsche Anlagen abzuleiten ist. Hydrogen in metallic structural materials represents a high potential risk as it may involve embrittlement of the material and crack formation. Hydrogen may enter the material at the stage of manufacturing, processing or operation. The susceptibility to hydrogen-induced degradation depends strongly on the material. High-strength and hardened steels and also hydride-forming metals, such as zirconium, and its alloys are rather susceptible, while nickel alloys and steels of lower strength are less susceptible. A generally valid mechanistic theory for the hydrogen-induced changes of the material properties or degradation does not yet exist. A particular difficulty identifying hydrogen as the root cause of any damage lies in the fact that hydrogen has generally left the material after creating the damage. The evaluation of German operating experience showed that there were only few report able events due to hydrogen-induced damage. Bolts, springs and similar parts made of high-strength steels were affected relatively often, while fuel rods and other core internals made of zirconium alloys were significantly less affected. Piping and vessels made of medium- or low-strength steels were rarely affected and there was no case of vessel internals. Regarding all cases of hydrogen-induced damage altogether, manufacturing was the dominating source of hydrogen. International operating experience shows a sim ilar picture, with additional damage of some components that are not present in German plants, e.g. cracking of CANDU pressure tubes made of zirconium alloys. The actual significance for safety was low in most cases. For some cases of potentially higher significance, recommendations were published in a GRS information notice and/or a statement of the Reactor Safety Commission (RSK). In Chapter 7 of this report some cases with particular significance are addressed in detail with regard to German plants. Overall, from the point of view of GRS, there are no new findings resulting from this project calling for action with regard to German plants.