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Forschungsstelle
BFE
Projektnummer
37689
Projekttitel
Risskorrosion in druckführenden ferritischen Komponenten des Primärkreislaufes von SWR (RIKORR-I)

Texte zu diesem Projekt
 DeutschFranzösischItalienischEnglisch
Schlüsselwörter
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Kurzbeschreibung
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Publikationen / Ergebnisse
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Schlussbericht
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Erfasste Texte


KategorieText
Schlüsselwörter
(Deutsch)
TP0084;F-Kernenergie
Kurzbeschreibung
(Deutsch)
Risskorrosion in druckführenden ferritischen Komponenten des Primärkreislaufes von SWR (RIKORR-I)
Publikationen / Ergebnisse
(Deutsch)
Im Rahmen des vorliegenden Forschungsprojektes wird das Risskorrosionsverhalten von ferritischen Reaktordruckbehälter (RDB)-Stählen (unbeeinflusster Grundwerkstoff und Wärmeeinflusszonen (WEZ) und von RDB-Schweissgutwerkstoffen unter transienten und stationären Siedewaserreaktor (SWR)-Betriebsbedingungen experimentell untersucht. Die Versuche unter konstanter Last und monoton ansteigender Last mit konstanter Lastrate sowie bei niederfrequenter zyklischer Belastung mit Bruchmechanikproben in sauerstoffhaltigem Heisswasser bei Temperaturen zwischen 150 und 288 _C lieferten folgende Ergebnisse:Dehnungsinduzierte Risskorrosion (DRK) und Schwingrisskorrosion (SwRK): Als wesentliche Einflussparameter wurden das Korrosionspotential (ECP), der Sulfat-Gehalt und die Temperatur der Umgebung, der Schwefel-Gehalt des Stahls sowie die Belastungsgeschwindigkeit und -höhe identifiziert. Die DRK-Anfälligkeit nimmt mit ansteigendem ECP, Sulfat-Gehalt der Umgebung und Schwefel-Gehalt des Stahls zu. Unter stark oxidierenden Bedingungen (ECP > 100 mVswe) wurde in allen Werkstoffen (RDB-Grundwerkstoff und Schweissgut) ein Maximum der DRK-Anfälligkeit bei mittleren Temperaturen (~ 200 - 250 _C) und sehr niedrigen Dehnraten beobachtet. Die DRK-Risswachstumsraten waren für alle Werkstoffe sehr ähnlich und nahmen mit ansteigender Dehnrate und ansteigender Temperatur bis zu einem Maximum bei 250 _C zu. Das Maximum der DRK-Anfälligkeit bei mittleren Temperautren wird auf die Dynamische Reckalterung (Dynamic Strain Ageing, DSA) dieser Stähle zurückgeführt. Das DSA-Verhalten und der Gehalt an interstitiell gelöstem Stickstoff und Kohlenstoff können demnach ebenso wichtig sein wie der Schwefel-Gehalt dieser Stähle. In zyklischen Versuchen wurde unter stark oxidierenden Bedingungen (ECP > 100 mVswe) für alle Temperautren und WErkstoffe eine Zunahme des SwRK-Rissfortschritts pro Zyklus mit abnehmender Belastungsfrequenz beobachtet. Stabiles, stationäres SwRK-Risswachstum wurde bis hinab zu sehr niedrigen Frequenzen von 10-5 Hz festgestellt. Die SwRK-Risswachstumsraten waren für alle Werkstoffe sehr ähnlich und nahmen mit ansteigender Temperatur bis zu einem Maximum bei 250 _C zu.Konservativität der Regelwerke:Die ASME XI Ermüdungsrisswachstums-Grenzkurven des ASME BPV Regelwerks können bei niederfrequenter, zyklischer Belastung unter simulierten SWR-Bedingungen sowohl in RDB-Grund- als auch Schweissgutwerkstoffen deutlich überstritten werden und sind deshalb im Gegensatz zu hohen Belastungsfrequenzen nicht konservativ. Diese niederfrequenten Belastungen sind charakteristisch für Anfahr- und Abfahrvorgänge sowie für spezielle Betriebszustände mit Temperaturschichtungsphänomenen. Für eine bessere Bewertung sind weitere Experimente bei niedrigerer Belastungshöhe und insbesondere genaue Informationen zu den wasserchemischen und lokalen thermomechanischen Randbedingungen unter diesen Betriebsbedingungen notwendig. Die BWR VIP 60 Spannungsrisskorrosions (SpRK)-Grenzkurven für das SpRK-Risswachstum unter stationären SWR-Bedingungen können sowohl bei kleinen Lastfluktuationen ("Ripple Loading") als auch bei mittleren TEmperaturen (200 - 250 _C) für RDB-Stähle, die eine ausgeprägte DSA-Anfälligkeit zeigen, überschritten werden. Die Grenzkurven sind deshalb auf ihre Gültigkeit für RDB-Schweissnähte und WEZ und insbesondere für den Speisewasserstutzen (T ~ 220 - 270 _C, kleine Lastfluktuationen nicht ausschliessbar) zu überprüfen. Für den RDB-Grundwerkstoff im stationären SWR-Leistungsbetrieb (T~ 270 - 290 _C, ~ statische Belastung) sind die SpRK-Grenzkurven durch umfassende Laborexperimente bestätigt.

Auftragnehmer/Contractant/Contraente/Contractor:


Autorschaft/Auteurs/Autori/Authors:
Seifert,Hans-Peter
Ineichen,Ulrich
Tschanz,Urs
Ritter,Stefan
Gerodetti,Bruno
Zugehörige Dokumente
Publikationen / Ergebnisse
(Englisch)
The present report summarizes the experimental work performed by PSI on the environmentally-assisted cracking (EAC) of low-alloy steels (LAS) in the frame of the RIKORR-project during the period from January 2000 to August 2001. Within this project, the EAC crack growth behaviour of different low-alloy reactor pressure vessel (RPV) steels, weld filler and weld heat-affected zone materials is investigated under simulated transient and steady-state BWR/NWC power operation conditions.The EAC crack growth behaviour of different low-alloy RPV steels was characterized by slow rising load (SRL) / low-frequency corrosion fatigue (LFCF) and constant load tests with pre-cracked fracture mechanics specimens in oxygenated high-temperature water at temperatures of either 288, 250, 200 or 150 _C. These tests revealed the following important interim results. ...

Auftragnehmer/Contractant/Contraente/Contractor:


Autorschaft/Auteurs/Autori/Authors:
Seifert,Hans-Peter
Ritter,Stefan
Zugehörige Dokumente
Schlussbericht
(Deutsch)
Im Rahmen des RIKORR-Forschungsprojektes wurde das Risskorrosionsverhalten von ferritischen Reaktordruckbehälter(RDB)-Stählen (unbeeinflusster Grundwerkstoff und Wärmeeinflusszonen (WEZ) und von RDB-Schweissgutwerkstoffen unter transienten und stationären Siedewasserreaktor(SWR)-Betriebsbedingungen experimentell unetrsucht. Das beobachtete Risswachstumsverhalten wurde dabei mit den Risswachstumskurven in den Regelwerken verglichen. Da das Risskorrosionsverhalten möglicherweise durch die Dynamische Reckalterung (DSA) beeinflusst werden kann, wurde ergänzend die DSA-Anfälligkeit der verschiedenen RDB-Stähle mittels Zugversuchen bei verschiedenen Temperaturen/Dehnraten und Messungen der inneren Reibung charakterisiert. Die experimentellen Arbeiten wurden durch eine umfassende Literaturrecherche zur Risskorrosion in niedriglegierten Stählen in Heisswasser ergänzt. Im ersten Teil dieses Abschlussberichtes werden die wesentlichen Ergebnisse der experimentellen Untersuchungen zur Risskorrosions- und DSA-Anfälligkeit ausführlich beschrieben. Der zweite Teil des Berichtes fasst die aus praktischer Sicht wesentlichen Schlussfolgerungen aus der Literaturrecherche und der experimentellen Parameterstudie zusammen. ...

Auftragnehmer/Contractant/Contraente/Contractor:


Autorschaft/Auteurs/Autori/Authors:
Seifert,Hans-Peter
Ineichen,Ulrich
Tschanz,Urs
Ritter,Stefan
Gerodetti,Bruno
Zugehörige Dokumente
Schlussbericht
(Englisch)
The present report is a summary of a literature survey on the stress corrosion cracking (SCC) behaviour/ mechanisms in low-alloy steels (LAS) in high-temperature water with special emphasis to primary-pressure-boundary components of boiling water reactors (BWR). A brief overview on the current state of knowledge concerning SCC of low-alloy reactor pressure vessel and piping steels under BWR conditions is given. After a short introduction on general aspects of SCC, the main influence parameter and available quantitative literature data concerning SCC of LAS in high-temperature water are discussed on a phenomenological basis followed by a summary of the most popular SCC models for this corrosion system. The BWR operating experience and service cracking incidents are discussed with respect to the existing laboratory data background knowledge. Finally, the most important open questions and topics for further experimental investigations are outlined.

Auftragnehmer/Contractant/Contraente/Contractor:


Autorschaft/Auteurs/Autori/Authors:
Seifert,Hans-Peter
Zugehörige Dokumente