Untersuchungen zum Ausheilverfahren von Reaktordruckbehälterstählen bei niedrigen Temperaturen; Reaktorsicherheitsforschung; Akronym: WetAnnealing

Abstract

Während des laufenden Betriebs sind Reaktornahe Komponenten eines Kernkraftwerks hoher Neutronenstrahlung ausgesetzt, was unter anderem zu einer Versprödung des Materials führt. Insbesondere für den Reaktordruckbehälter (RDB) erhöht dies mit fortlaufender Betriebsdauer das Risiko einer Schädigung bis hin zum kompletten Materialversagen und stellt einen limitierenden Faktor für den sicheren Langfristbetrieb eines Kernkraftwerks dar. Eine Wärmebehandlung kann die Versprödung zumindest teilweise rückgängig machen und bietet somit die Möglichkeit, den Zeitraum für einen sicheren Betrieb des Reaktors zu verlängern. Bei der sogenannten Nassausheilung (engl. wet annealing) wird eine Wärmebehandlung des RDB über die Erhitzung des Wassers im primären Kühlkreislauf realisiert. Dies hat den Vorteil, dass kein gesondertes Heizsystem eingebaut werden muss und vorhandene andere Komponenten des Reaktors während der Wärmebehandlung weitgehend eingebaut bleiben können. Durch die auf maximal 𝑇=343 °𝐶 limitierte Ausheiltemperatur verringert sich allerdings die Effektivität der Wärmebehandlung, was möglicherweise durch eine längere Behandlungszeit kompensiert werden kann. Um diesen Aspekt näher zu beleuchten wurden im vorliegenden Projekt Proben aus neutronenbestrahltem Material vom RDB des ehemaligen Kernkraftwerks Greifswald für bis zu 2000 Stunden bei 𝑇=343°𝐶 wärmebehandelt und hinsichtlich ausgewählter für die Versprödung charakteristischer Materialeigenschaften (Vickershärte, Duktil-Spröd-Übergangstemperatur und Referenztemperatur entsprechend dem Master-Curve-Konzept) sowie der strahlungsinduzierten Änderung der Mikrostruktur (nachgewiesen durch Kleinwinkel-Neutronenstreuung) mit unbestrahlten Proben desselben Materials verglichen. Dabei konnte schon nach relativ kurzen Glühzeiten von 100h bzw. 300h ein signifikanter Rückgang der strahlungsinduzierten Effekte beobachtet werden. Der Grad der Erholung steigt mit zunehmender Glühdauer weiter an und erreicht bis zu 77% bezüglich der Vickershärte und um die 40% bezüglich der anderen Parameter. Damit konnte gezeigt werden, dass auch eine Wärmebehandlung bei relativ niedrigen Temperaturen zu einem Rückgang der durch Neutronenstrahlung induzierten Versprödung führt und somit die Nassausheilung ein Werkzeug für Components near the core of a nuclear power plant are subject to strong neutron irradiation during operation, which among other effects leads to irradiation-induced embrittlement. Especially for the reactor pressure vessel (RPV), this over time increases the risk of material failure and therefore constitutes a limiting factor for the safe long-term operation of the power plant. By annealing at temperatures higher than the irradiation temperature/operation temperature of the power plant, irradiation-induced embrittlement can be at least partially recovered, thus offering an opportunity to prolong the timeframe of safe reactor operation. During so-called wet annealing, the RPV is heated via the primary coolant (e.g. water). This has the advantage that no extra heating system has to be installed and therefore other components can remain inside the reactor during the annealing process. The restricted temperature range of the cooling circle (max. 𝑇=343 °𝐶 for most NPPs) unfortunately limits the effectiveness of the annealing process. This might, however, be compensated by longer annealing times. The present project aims to investigate this aspect by annealing samples of neutron-irradiated base and weld material, which have been taken from the RPV of former nuclear power plant Greifswald, for up to 2000 hours at 343 °C and characterize the recovery of the irradiation-induced embrittlement and changes to the microstructure. Employed experimental methods include hardness-measurement according to Vickers, small-punch tests, master-curve testing and small angle neutron scattering. Comparison with unirradiated reference samples of the same material showed a significant recovery of the irradiation-induced changes after comparatively short annealing times of 100h respectively 300h. The degree of recovery increased with rising annealing time up to 77% with respect to the Vickers hardness and around 40% regarding the other investigated parameters. The project thereby proves that annealing at comparatively low temperatures induces recovery of the embrittlement caused by neutron-irradiation and therefore wet annealing can be used to prolong the window for safe long-term operation of nuclear power plants.