Fortschritte im Automobilbau
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Abstrakt

Interaction of corrosion-induced hydrogen with emerging nanodefects in steel under neutron irradiation

Evgeniy Krasikov

Mit zunehmender Betriebsdauer eines Kernkraftwerks (KKW) muss dem möglichen Irrtum der Beschädigung alternder Teile mehr Aufmerksamkeit geschenkt werden. Integritätsprüfungen tragen zur erfolgreichen Wartung ausreichender Anlagensicherheitsparameter bei. Generell ist der Reaktordruckbehälter (RPV) das wichtigste Kernelement des KKW, das die Lebensdauer von Kernkraftwerken bestimmt. Natürlich verursachte Brüche in der gehärteten Stahlkorrosion, die die Ummantelung von RDBs verhindert, wurden als eines der technischen Probleme bei der Wartung von Leichtwasserreaktoren erkannt. Aufgrund von Hüllenschäden tritt daher das Problem der Wasserstoffversprödung (als Verbrauchsprodukt) des bestrahlten RDB-Stahls aufgrund der Einwirkung des Kühlmittels auf. Die Auswirkungen der Neutronenfluidität und der Bestrahlungstemperatur auf die Stahl-/Wasserstoffverbindungen (Adsorption, Desorption, Dispersion, mechanische Eigenschaften bei verschiedenen Stapelgeschwindigkeiten, Verfestigung nach der Bestrahlung) wurden berücksichtigt. Analysen zeigen deutlich, dass je höher die Neutronenfluidität und je niedriger die Lichttemperatur ist, desto mehr Wasserstoff-Strahlungswüsten auftreten, mit entsprechenden Auswirkungen auf die mechanischen Eigenschaften des RDB-Stahls. Es wurden Wasserstoff-Sammeltests und Wärmedesorptionstests durchgeführt, um den Nachweis der Wasserstoff-Strahlungswüsten zu erbringen. Bei Proben, die bei relativ niedriger Temperatur bestrahlt wurden, wurde eine sehr hohe Anfälligkeit für Wasserstoffversprödung festgestellt. Die Anfälligkeit nimmt jedoch mit steigender Lichttemperatur ab. Um Methoden zur Bewertung und Prognose der Restlebensdauer des RDB zu entwickeln, muss mehr Arbeit in die Beziehung zwischen bestrahltem Metall und Wasserstoff gesteckt werden, um den Zustand der RDB-Materialien zuverlässiger zu überwachen. Mit zunehmender Betriebsdauer eines in Betrieb befindlichen Kernkraftwerks (KKW) muss der erwarteten Fehleinschätzung der Alterung alternder Komponenten mehr Aufmerksamkeit gewidmet werden. Zuverlässigkeitsnachweistests tragen zur effektiven Aufrechterhaltung ausreichender Anlagensicherheitsparameter bei. Im Wesentlichen ist der Reaktordruckbehälter (RDB) das wichtigste Nebenelement des KKW, das die Lebensdauer von Kernkraftwerken bestimmt. Erdbedingte Brüche in der feuerfesten Stahlummantelung von RDBs, die Korrosion verhindert, gelten als eines der technischen Probleme bei der Wartung von Leichtwasserreaktoren. Aufgrund von Ummantelungsfehlern tritt daher das Problem der Wasserstoffversprödung (als Verbrauchsprodukt) des bestrahlten RDB-Stahls infolge der Einwirkung des Kühlmittels auf. Es wurden Wasserstoffanreicherungstests und Wärmedesorptionstests durchgeführt, um den Nachweis der Wasserstoffanreicherung bei Bestrahlungsausfällen zu erbringen. Bei Proben, die bei relativ niedriger Temperatur bestrahlt wurden, wurde eine sehr hohe Anfälligkeit gegenüber Wasserstoffversprödung festgestellt. Die Anfälligkeit nimmt jedoch mit zunehmender Bestrahlungstemperatur ab. Um Strategien zur Bewertung und Prognose der Restlebensdauer des RDBs zu entwickeln,Es muss mehr Arbeit in die Verbindung zwischen leichtem Metall und Wasserstoff gesteckt werden, um den Zustand der RDB-Materialien zuverlässiger zu überwachen. Der RDB ist eine große feste Struktur, die von Versprödung und Alterung abhängig ist und deren Ersatz sehr teuer ist. Im Wesentlichen bestimmt der Zustand des RDB die Lebensdauer von Kernkraftwerken. Durch Erdreich verursachte Risse in der Beschichtung von RDBs, die den Verbrauch von gehärtetem Stahl verhindern, gelten als eines der technischen Probleme bei der Wartung und Entwicklung von Leichtwasserreaktoren. Nach 13.000 Nettobetriebsstunden im JPDR (Japan Power Demonstration Reactor) wurden große Risse festgestellt, die zum Versagen der Beschichtung führten [2]. Einige der Risse haben das Grundmetall erreicht und sind als dünne Korrosion weiter in den RDB eingedrungen. Aufgrund von Versagen der Beschichtung entsteht daher das Problem der Wasserstoffversprödung des leichtem RDB-Stahls aufgrund der Einwirkung des Kühlmittels. Die wichtigste Quelle von freigesetztem Wasserstoff ist die Korrosionsreaktion an der Stahl-Wasser-Grenzfläche. Um die Genauigkeit der Messungen der Restlebensdauer eines RDB zu verbessern, muss in dieser Hinsicht mehr Arbeit in die Interaktion zwischen bestrahltem Metall und Wasserstoff gesteckt werden, damit der Materialzustand des RDB zuverlässiger verfolgt werden kann. Bewertung In den Hüllen der VVER-440-Anlagen wurde russischer RDB-Stahl 15Cr2MoV verwendet. Proben verschiedener Art – glatt, geriffelt, ringförmig Tabelle 3 enthält Daten über die Elastizitätseigenschaften unbestrahlter und bestrahlter glatter und geriffelter Proben aufgrund von Hydrierung. Aus diesen Ergebnissen folgt, dass Hydrierung die Elastizitätsgrenzen geringfügig verändern kann, jedoch zu einer erheblichen Verringerung der Elastizität führt. Dieser Effekt ist bei geriffelten Proben besonders ausgeprägt. Folglich müssen alle Fehler in der Metallstruktur den Grad der Wasserstoffversprödung beeinflussen. Dieser Effekt wird durch Neutronenbestrahlung noch verstärkt, bei der die Elastizitätseigenschaften auf Null sinken können. Es muss betont werden, dass die Hydrierung der stark bestrahlten, geritzten Proben die Festigkeit des Materials beeinträchtigt (von 1380 MPa auf 614 MPa) – eine potenziell gefährliche Tendenz. Wichtige Informationen können Tabelle 4 entnommen werden, in der die Auswirkungen wiederholter „Hydrierungs-/Anlassphasen“ auf neutronenbestrahlten Stahl dargestellt werden. Es ist deutlich zu erkennen, dass die zyklische Behandlung die Flexibilität und Festigkeit des Materials verringert. Daher ist in Übergangsphasen des Betriebs des Kernkraftwerks die Entwicklung der Wasserstoffversprödung des RDB-Stahls plausibler. Gleichzeitig ist aus Tabelle 4 ersichtlich, dass die Härtung nach dem Licht die Auswirkungen einer einzelnen „Bestrahlungs-+Hydrierungsphase“ praktisch vollständig zunichte macht. Auch diese Untersuchungen legen das Vorhandensein von verbleibenden (durch Härtung nicht wiederhergestellten) Verwitterungseffekten durch Hydrierung nahe.wie zuvor für die glatten und eingedrückten biegsamen Beispiele gezeigt. Anschließend entzündete sich der RPV-Stahl bei mäßig hoher (