Fortschrittsbericht. Forschungsvorhaben auf dem Gebiet der. Reaktorsicherheit. Gesellschaft für Anlagenund. (GRS) mbh DE05FE803

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1 Gesellschaft für Anlagenund Reaktorsicherheit (GRS) mbh DE05FE803 Fortschrittsbericht Forschungsvorhaben auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit Berichtszeitraum 01. Juli Dezember 2004 Vom Bundesministerium für Wirtschaft und Arbeit geförderte Vorhaben GRS - F / 2

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3 Gesellschaft für Anlagenund Reaktorsicherheit (GRS) mbh Fortschrittsbericht Forschungsvorhaben auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit Berichtszeitraum 01. Juli-31. Dezember2004 Vom Bundesministerium für Wirtschaft und Arbeit geförderte Vorhaben GRS - F / 2

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5 Vorwort Das Bundesministerium für Wirtschaft und Arbeit (BMWA) fördert im Rahmen seiner Zuständigkeit für die Energieforschung Forschungsarbeiten zur Sicherheit von in Betrieb befindlichen Kernreaktoren. Mit den Arbeiten sollen Grundlagenkenntnisse, Verfahren und Methoden bereitgestellt werden, die zur realistischen sicherheitstechnischen Bewertung kerntechnischer Anlagen, zur Weiterentwicklung der Sicherheitstechnik sowie zur Nutzung des Potentials von innovativen sicherheitstechnischen Ansätzen beitragen. Die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbh informiert im Auftrag des BMWA halbjährlich und jährlich über den Stand solcher Forschungsarbeiten in den Fortschrittsberichten der GRS-F-Berichtsreihe. Jeder Fortschrittsbericht stellt eine Sammlung von Einzelberichten über Zielsetzung, durchgeführte Arbeiten, erzielte Ergebnisse, geplante Weiterarbeit etc. dar, die von den Forschungsstellen selbst als Dokumentation ihres Arbeitsfortschritts in einheitlicher Form erstellt werden. Die Fortschrittsberichte werden von der Forschungsbetreuung (FB) der GRS herausgegeben. Die inhaltliche Gliederung der Berichtssammlung erfolgt sowohl durch Zuordnung der Vorhaben zu Themenbereichen der Reaktorsicherheitsforschung als auch nach dem Klassifikationsschema des "Joint Safety Research Index (JSRI)". Die Anordnung der einzelnen Berichte erfolgt nach aufsteigenden Förderkennzeichen. Wir weisen darauf hin, dass für den Inhalt dieser Sammlung die Verfasser der Berichte verantwortlich sind. Das BMWA übernimmt keine Gewähr für die Richtigkeit, Genauigkeit und Vollständigkeit der Angaben sowie für die Beachtung privater Rechte Dritter.

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7 Preface Within its competence for energy research, the Bundesministerium für Wirtschaft und Arbeit (BMWA) (Federal Ministry of Economics and Labour) sponsors research projects into the safety of nuclear power plants in operation. The objective of these projects is to provide fundamental knowledge, procedures and methods to contribute to realistic safety assessments of nuclear installations, to the further development of safety technology and to make use of the potential of innovative safety-related approaches. The Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbh, by order of the BMWA, continuously issues information on the status of such research projects by publishing semi-annual and annual progress reports within the series of GRS-F-Fortschrittsberichte (GRS-F-Progress Reports). Each progress report represents a compilation of individual reports about the objectives, work performed, results achieved, next steps of the work etc. The individual reports are prepared in a standard form by the research organisations themselves as documentation of their progress in work. The progress reports are published by the Research Management Division of GRS. The compilation of the reports is classified according to general topics related to reactor safety research as well as to the classification system "Joint Safety Research Index (JSRI)". The reports are arranged in sequence of their project numbers. It has to be pointed out that the authors of the reports are responsible for the contents of this compilation. The BMWA does not take any responsibility for the correctness, exactness and completeness of the information nor for the observance of private claims of third parties.

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9 Inhalt Vorhaben zugeordnet zu Themenbereichen der KEG-Klassifikation (JSRI) Vorhaben zugeordnet zu Themenbereichen der Reaktorsicherheitsforschung Numerische Auflistung der Vorhaben nach Förderkennzeichen Einzelberichte zu den Vorhaben entsprechend numerischer Auflistung Verteiler V

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11 Themenbereiche der KEG - Klassifikation (JSRI) Förderkennzeichen 01. Integrität und Zuverlässigkeit 01.1 Mechanische Komponenten (einschl. Brennelemente) Verformungs- und Permeationsverhalten eines ferritischen Feinkornbaustahles unter gasförmigem sowie korrosionsbedingt entstehendem Wasserstoff. Kritsche Überprüfung des Masterkurve-Ansatzes in Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken Kritische Überprüfung des Masterkurve-Ansatzes im Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken. Untersuchungen zur fertigungsbedingten Entstehung von Fehlstellen bei Mischschweißverbindungen Bewertung der Ermüdung und Restlebensdauer anhand der fraktalen Dimension von Verformungsstrukturen Bewertung der Ermüdung und Restlebensdauer anhand der fraktalen Dimension von Verformungsstrukturen Mikrostrukturelle Mechanismen der Strahlenversprödung Beschreibung des Kurzzeitstandverhaltens bei auslegungsüberschreitenden Temperaturen bis 1200 C auf der Basis von Schädigungsmechanismen Wissenschaftlich-technische Zusammenarbeit des FZR mit Rußland auf dem Gebiet der Sicherheitsforschung für KKW Einfluss von Wasserstoff auf die Zähigkeitsabnahme von bestrahlten RDB-Stählen Ultraschallanalyseprüfung im Bereich von Mischschweißnähten und Plattierungen bei komplexen Bauteilgeometrien unter spezieller Berücksichtigung der Anisotropien Optimierung und Bewertung elektromagnetischer Prüfverfahren zum Nachweis von Werkstoffveränderungen in Kraftwerkskomponenten verursacht durch betriebsbedingte Kupferausscheidung Anwendung des Master-Curve-Konzeptes zur Charakterisierung der Zähigkeit neutronenbestrahlter Reaktordruckbehälterstähle VII

12 Bewertung von Rissen in der Plattierung Analytischer zerstörungsfreier Nachweis der durch Helium und Wasserstoff verursachten Werkstoffversprödung an Komponenten der Kernenergiegewinnung sowie an Transport- und Lagerbehältern Ermittlung von Bruchmechanikkennwerten mittels vorbestrahlter Proben an Werkstoffen der deutschen DWR-Baulinien. Einordnung der Ergebnisse in das Mäste r-kurve-konzept Numerische Bewertung der Auswirkung von Ratcheting auf das Verformungs- und Versagensverhalten von Bauteilen Bruchmechanische Untersuchungen zu Mischschweißverbindungen Analyse von Radiolysegasdetonationen Anwendung des Small-Punch-Tests zur Charakterisierung des Sprödbruchverhaltens bestrahlter Reaktorwerkstoffe Weiterentwicklung der strukturmechanischen Analysemethodik zur RS 1127 Bestimmung der Strukturzuverlässigkeit passiver Komponenten Entwicklung eines Werkzeuges zur Qualifizierung von RS 1138 strukturmechanischen Analysemethoden und Anwendern am Beispiel der Integritätsanalysen von Reaktordruckbehältern Weiterentwicklung der Analysemethode zur Bewertung des Tragverhaltens RS 1153 von Mischnähten Weiterentwicklung der Analysemethodik zur Bestimmung der Integrität von Sicherheitsbehältern aus Spannbeton RS Auslegungsstörfälle 02.1 Reaktorphysik und Brennstabverhalten Entwicklung eines Kernmodells für den Einsatz in einer Sicherheitserhöhenden digitalen Leittechnik Sicherheitsuntersuchungen zu Druckwasserreaktoren mit Th/Pu-Mischoxid-Brennstoffen Vertiefte nichtlineare Analyse des Stabilitätsverhaltens von Siedewasserreaktoren. Entwicklung einer Transport-Näherung für das reaktordynamische Rechenprogramm DYN3D Weiterentwicklung der Methoden zur Analyse des Brennstabverhaltens bei Reaktivitäts- und Kühlmittelverlust-Störfällen RS 1149 VIII

13 Weiterentwicklung der nuklearen Rechenmethodik für hohe Abbrände, MOX-Einsatz und Aktiniden-Verbrennung in Leichtwasserreaktoren RS Reaktivitätsstörfälle Schnelle Transienten in Kernreaktoren Sicherheitstechnische Untersuchung zur Borreduzierung in deutschen DWR Weiterentwicklung von Neutronentransportmodellen für Anwendungen in der nuklearen Kernauslegung und die Analyse von Reaktivitätsstörfällen RS Kühlmittelverluststörfälle Aufbau und Durchführung von Experimenten an der Mehrzweck-Thermohydraulikversuchsanlage TOPFLOW für generische Untersuchungen von Zweiphasenströmungen und die Weiterentwicklung und Validierung von CFD-Codes. Untersuchung des Verhaltens von freigesetztem Isolationsmaterial in einer Kühlmittelströmung (Kühlmittelströmung mit Feststoffpartikeln) Entwicklung von CFD-Software zur Simulation mehrdimensionaler Strömungen im Reaktorkühlsystem Transienten-Untersuchungen in der PKL-Versuchsanlage CFD-Modellierung von Vermischungsvorgängen in Druckwasserreaktoren in Anwesenheit von Dichtegradienten Experimentelle Bestimmung der lokalen Grenzflächendichten der horizontalen Gas-Flüssigkeitsströmung mit beliebigen Gasvolumenanteilen unter Berücksichtigung von Anlaufeffekten Laseroptische Untersuchung und Simulation der Kondensationsvorgänge am Wasserstrahl Modellierung und experimentelle Untersuchung der Schichtenströmung in horizontalen Kanälen Untersuchung von Strömungs- und Vermischungsphänomenen im Reaktorkühlkreislauf Validierung von Computational Fluid Dynamic Methoden für Reaktoranalysen Weiterentwicklung von CFD-Codes zur Simulation mehrdimensionaler Strömungen im Reaktorkühlsystem Methodentransfer im Rahmen der internationalen Kooperation des BMWi mit mittel- und osteuropäischen Ländern RS1134 RS1135 RS 1141 RS 1144 IX

14 Weiterentwicklung von Methoden zur Analyse von Störfällen und Transienten in WWER-Reaktoren (Wissenschaftlich-technische Zusammenarbeit mit Rußland) Validierung des weiterentwickelten Rechenprogrammsystems ATHLET/ATHLET-CD RS1145 RS Schwere Störfälle Modell-Entwicklung zum Verhalten von Kernschmelze im unteren Plenum des Reaktordruckbehälters für den Einbau in ATHLET-CD: Einfluss des Unfallablaufs auf die Kühlbarkeit und Zustände bei einem RDB-Versagen Kernschädigung Externe Validierung des Programms ATHLET-CD anhand ausgewählter Experimente Dampfexplosion Untersuchungen zur Eingrenzung möglicher Belastungen aus Dampfexplosionen im Rahmen schwerer LWR-Störfälle - Arbeiten im internationalen Kontext zur Ertüchtigung von Rechenprogrammen für reaktorspezifische Sicherheitsanalysen Verhalten der Kernschmelze im RDB und Containment Thermo-mechanische Finite-Elemente-Modellierung zur Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum Freisetzung von Kernschmelze in den Sicherheitsbehälter RS Spaltprodukte im Primärkreis und Containment Versuchsanlage und Programm zur Untersuchung offener Fragen zum Spaltproduktverhalten im Sicherheitsbehälter Validierung von Programmen zur Unfallanalyse in Reaktoranlagen anhand von Ergebnissen der PHEBUS FP-Experimente (PHEBEN2) RS Transport von Aerosolen und Gasen Externe Validierung des Programmsystems COCOSYS anhand ausgewählter Experimente

15 Organisation des Internationalen Standardproblems ISP 47 - Teil Rückhaltung von Spaltprodukten im Containment (Sprühen, Filtern, etc.) Weiterentwicklung der Rechenprogramme COCOSYS und ASTEC Intensiverte Validierung der Rechenprogramme COCOSYS und ASTEC RS 1139 RS Risikoanalysen 06.1 Probabilistische Sicherheits-/Risikoanalysen Aussagesicherheit von Rechenprogrammergebnissen zum Kühlkreislauf und Sicherheitsbehälter Methodenentwicklung für die Berücksichtigung menschlicher Eingriffe im Rahmen einer dynamischen PSA der Stufen 1 und 2. RS1142 RS Menschliches Verhalten Geteilte Wissensstrukturen als Element der Sicherheitskultur Mensch-Maschine Wechselwirkung Anwendung von Methoden des Soft Computing zur nichtinvasiven Zustandsüberwachung an Siedewasserreaktoren ATLAS XP Erweiterung des Einsatzspektrums für komplexe Analyseanforderungen RS Automatisierung, Einsatz von Rechnern Qualifizierung integrierter Werkzeugumgebungen zur Entwicklung rechnerbasierter Systeme in KKW Vorgehen zum effizienten Nachweis der Sicherheit und Benutzbarkeit rechnergestützter Leittechniksysteme Sonstiges Langfristige Sicherung von Versuchsdaten RS1143 XI

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17 Themenbereiche der Reaktorsicherheitsforschung Förderkennzeichen I. Komponentensicherheit 1.1 Ermittlung von Bauteil-Belastungen Untersuchungen zur fertigungsbedingten Entstehung von Fehlstellen bei Mischschweißverbindungen Numerische Bewertung der Auswirkung von Ratcheting auf das Verformungs- und Versagensverhalten von Bauteilen Bruchmechanische Untersuchungen zu Mischschweißverbindungen Weiterentwicklung der strukturmechanischen Analysemethodik zur RS 1127 Bestimmung der Strukturzuverlässigkeit passiver Komponenten Entwicklung eines Werkzeuges zur Qualifizierung von RS 1138 strukturmechanischen Analysemethoden und Anwendern am Beispiel der Integritätsanalysen von Reaktordruckbehältern Weiterentwicklung der Rechenprogramme COCOSYS und ASTEC RS 1139 Weiterentwicklung der Analysemethode zur Bewertung des Tragverhaltens RS 1153 von Mischnähten Weiterentwicklung der Analysemethodik zur Bestimmung der Integrität von Sicherheitsbehältern aus Spannbeton RS Beanspruchbarkeit von Werkstoffen Verformungs- und Permeationsverhalten eines ferritischen Feinkornbaustahles unter gasförmigem sowie korrosionsbedingt entstehendem Wasserstoff. Beschreibung des Kurzzeitstandverhaltens bei auslegungsüberschreitenden Temperaturen bis 1200 C auf der Basis von Schädigungsmechanismen Einfluss von Wasserstoff auf die Zähigkeitsabnahme von bestrahlten RDB-Stählen Analyse von Radiolysegasdetonationen XIII

18 1.3 Ermittlung von Beanspruchungsgrenzen Kritsche Überprüfung des Masterkurve-Ansatzes in Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken Kritische Überprüfung des Masterkurve-Ansatzes im Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken. Anwendung des Master-Curve-Konzeptes zur Charakterisierung der Zähigkeit neutronenbestrahlter Reaktordruckbehälterstähle Bewertung von Rissen in der Plattierung Ermittlung von Bruchmechanikkennwerten mittels vorbestrahlter Proben an Werkstoffen der deutschen DWR-Baulinien. Einordnung der Ergebnisse in das Master-Kurve-Konzept Anwendung des Small-Punch-Tests zur Charakterisierung des Sprödbruchverhaltens bestrahlter Reaktorwerkstoffe 1.4 Zerstörungsfreie Prüfungen Bewertung der Ermüdung und Restlebensdauer anhand derfraktalen Dimension von Verformungsstrukturen Bewertung der Ermüdung und Restlebensdauer anhand der fraktalen Dimension von Verformungsstrukturen Ultraschallanalyseprüfung im Bereich von Mischschweißnähten und Plattierungen bei komplexen Bauteilgeometrien unter spezieller Berücksichtigung der Anisotropien Optimierung und Bewertung elektromagnetischer Prüfverfahren zum Nachweis von Werkstoffveränderungen in Kraftwerkskomponenten verursacht durch betriebsbedingte Kupferausscheidung II. Anlagenverhalten und Unfallabläufe 11.1 Thermohydraulik bei Transienten und Leckstörfällen Aufbau und Durchführung von Experimenten an der Mehrzweck-Thermohydraulikversuchsanlage TOPFLOW für generische Untersuchungen von Zweiphasenströmungen und die Weiterentwicklung und Validierung von CFD-Codes. Untersuchung des Verhaltens von freigesetztem Isolationsmaterial in einer Kühlmittelströmung (Kühlmittelströmung mit Feststoffpartikeln) XIV

19 Entwicklung von CFD-Software zur Simulation mehrdimensionaler Strömungen im Reaktorkühlsystem Transienten-Untersuchungen in der PKL-Versuchsanlage CFD-Modellierung von Vermischungsvorgängen in Druckwasserreaktoren in Anwesenheit von Dichtegradienten Experimentelle Bestimmung der lokalen Grenzflächendichten der horizontalen Gas-Flüssigkeitsströmung mit beliebigen Gasvolumenanteilen unter Berücksichtigung von Anlaufeffekten Laseroptische Untersuchung und Simulation der Kondensationsvorgänge am Wasserstrahl Modellierung und experimentelle Untersuchung der Schichtenströmung in horizontalen Kanälen Untersuchung von Strömungs- und Vermischungsphänomenen im Reaktorkühlkreislauf Validierung von Computational Fluid Dynamic Methoden für Reaktoranalysen Weiterentwicklung von CFD-Codes zur Simulation mehrdimensionaler Strömungen im Reaktorkühlsystem Aussagesicherheit von Rechenprogrammergebnissen zum Kühlkreislauf und Sicherheitsbehälter Validierung des weiterentwickelten Rechenprogrammsystems ATHLET/ATHLET-CD RS1134 RS 1135 RS 1141 RS1142 RS Reaktorphysik und Brennstabverhalten Entwicklung eines Kernmodells für den Einsatz in einer Sicherheitserhöhenden digitalen Leittechnik Schnelle Transienten in Kernreaktoren Sicherheitsuntersuchungen zu Druckwasserreaktoren mit Th/Pu-Mischoxid-Brennstoffen Sicherheitstechnische Untersuchung zur Borreduzierung in deutschen DWR Vertiefte nichtlineare Analyse des Stabilitätsverhaltens von S iede wasse rreakto re n. Entwicklung einer Transport-Näherung für das reaktordynamische Rechenprogramm DYN3D Weiterentwicklung von Neutronentransportmodellen für Anwendungen in der nuklearen Kernauslegung und die Analyse von Reaktivitätsstörfällen RS1128 XV

20 Weiterentwicklung der Methoden zur Analyse des Brennstabverhaltens bei Reaktivitäts- und Kühlmittelverlust-Störfällen Weiterentwicklung der nuklearen Rechenmethodik für hohe Abbrände, MOX-Einsatz und Aktiniden-Verbrennung in Leichtwasserreaktoren RS1149 RS 1150 II.5 Vorgänge bei Kernzerstörung im Reaktordruckbehälter Externe Validierung des Programms ATHLET-CD anhand ausgewählter Experimente Untersuchungen zur Eingrenzung möglicher Belastungen aus Dampfexplosionen im Rahmen schwerer LWR-Störfälle - Arbeiten im internationalen Kontext zur Ertüchtigung von Rechenprogrammen für reaktorspezifische Sicherheitsanalysen Thermo-mechanische Finite-Elemente-Modellierung zur Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum Modell-Entwicklung zum Verhalten von Kernschmelze im unteren Plenum des Reaktordruckbehälters für den Einbau in ATHLET-CD: Einfluss des Unfallablaufs auf die Kühlbarkeit und Zustände bei einem RDB-Versagen Kernschmelze im Sicherheitsbehälter Freisetzung von Kernschmelze in den Sicherheitsbehälter RS 1152 II.9 Spaltproduktverhalten im Sicherheitsbehälter Externe Validierung des Programmsystems COCOSYS anhand ausgewählter Experimente Versuchsanlage und Programm zur Untersuchung offener Fragen zum Spaltproduktverhalten im Sicherheitsbehälter Organisation des Internationalen Standardproblems ISP 47 -Teil 2 Validierung von Programmen zur Unfallanalyse in Reaktoranlagen anhand von Ergebnissen der PHEBUS FP-Experimente (PHEBEN2) Langfristige Sicherung von Versuchsdaten Intensiverte Validierung der Rechenprogramme COCOSYS und ASTEC RS1122 RS 1143 RS Spezielle Fragestellungen von Reaktoren sowjetischer Bauart Mikrostrukturelle Mechanismen der Strahlenversprödung XVI

21 Wissenschaftlich-technische Zusammenarbeit des FZR mit Rußland auf dem Gebiet der Sicherheitsforschung für KKW Analytischer zerstörungsfreier Nachweis der durch Helium und Wasserstoff verursachten Werkstoffversprödung an Komponenten der Kernenergiegewinnung sowie an Transport- und Lagerbehältern Methodentransfer im Rahmen der internationalen Kooperation des BMWi RS 1144 mit mittel- und osteuropäischen Ländern Weiterentwicklung von Methoden zur Analyse von Störfällen und RS 1145 Transienten in WWER-Reaktoren (Wissenschaftlich-technische Zusammenarbeit mit Rußland) Probabilistische Sicherheitsanalysen Methodenentwicklung für die Berücksichtigung menschlicher Eingriffe im Rahmen einer dynamischen PSA der Stufen 1 und 2. RS 1148 III. Mensch-Maschine Wechselwirkung III.1 Menschliches Verhalten Geteilte Wissensstrukturen als Element der Sicherheitskultur Mensch-Maschine Schnittstellen ATLAS XP Erweiterung des Einsatzspektrums für komplexe Analyseanforderungen RS Technische Systeme zur Unterstützung des Menschen Anwendung von Methoden des Soft Computing zur nichtinvasiven Zustandsüberwachung an Siedewasserreaktoren Qualifizierung integrierter Werkzeugumgebungen zur Entwicklung rechnerbasierter Systeme in KKW Vorgehen zum effizienten Nachweis der Sicherheit und Benutzbarkeit rechnergestützter Leittechniksysteme XVII

22 Auflistung der Vorhaben nach Förderkennzeichen RS1122 RS1127 RS1128 RS 1134 RS 1135 RS1138 RS 1139 RS1141 RS1142 RS1143 RS1144 RS1145 RS1147 RS1148 RS1149 RS 1150 RS1151 RS1152 RS1153 RS1154 RS1155 XVIII

23 /3 Berichtszeitraum / Period Klassifikation / Classification Förderkennzeichen / Project Number Vorhaben / Project Title Verformungs- und Permeationsverhalten eines ferritischen Feinkornbaustahles unter gasförmigem sowie korrosionsbedingt entstehendem Wasserstoff. Deformation and Permeation Behaviour of a Ferritic Fine Grained Structural Steel in Gaseous Hydrogen as well as under Corrosion Produced Hydrogen Arbeitsbeginn / Initiated Arbeitsende / Completed Berichtsdatum / Last Updating Fördernde Institution / Sponsor BMWA Land / Country Bewilligte Mittel / Funds ,59 EUR Auftragnehmer / Zuwendgsempf. / Contractor Materialprüfungsanstalt (MPA) Otto- Graf-lnstitut der Universität Stuttgart Leiter des Vorhabens /Project Leader Deimel, Peter Adresse des Leiters des Vorhabens peter.deimel@mpa.uni-stuttgart.de Übergeordnete Zielsetzung Im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung des BMWA zum Forschungsschwerpunkt Komponentensicherheit und Qualitätssicherung ist es das Gesamtziel des Vorhabens, das Verformungs- und Permeationsverhalten des ferritischen Feinkornbaustahles 20MnMoNi5-5 unter gasförmigem sowie in sauerstoffhaltigem Hochtemperaturwasser korrosionsbedingt entstehendem Wasserstoff zu erfassen. Die Klärung der Relevanz der Wasserstoffversprödung durch korrosionsbedingt entstandenen Wasserstoff bezüglich des korrosionsgestützten Risswachstumsprozesses bei Einwirkung von Hochtemperaturwasser und plastischer Verformung steht dabei im Vordergrund Einzelzielsetzungen und Arbeitsprogramm Einzelzielsetzungen Erfassung des Mediumseinflusses auf die Kennwerte des Constant Extension Rate Tests (CERT)-Versuches für monoton zunehmende Belastung. Messung des durch die Wand von Hohlproben, die in ihren wesentlichen Abmessungen CERT-Proben entsprechen und auf Zug belastet werden, hindurchtretenden Wasserstoffvolumens im Sinne einer Permeationsmessung. Ermittlung des Einflusses von gasförmigem Wasserstoff (9 MPa) auf die Risswider-standskurve (JR-Kurve) und die zugehörigen Kennwerte sowie auf die da/dn-werte für zyklischen Rissfortschritt an Compact-Zugproben (C(T)-Proben). Ein Vergleich dieser Ergebnisse mit bereits vorhandenen JR-

24 /3 Kurven und da/dn-kurven für Hochtemperaturwasser sowie von Ergebnissen entsprechender Versuche in Helium, die ebenfalls in diesem Projekt durchgeführt werden, wird es ermöglichen, das Ausmaß des Einflusses korrosionsbedingten Wasserstoffs auf das Werkstoffverhalten zu bestimmen. 2.2 Arbeitsprogramm Experimentelle Ermittlung der Spannungs-Dehnungs-Kurve und der zugehörigen Festigkeits- und Verformungskennwerte von konventionellen CERT-Proben sowohl in Hochdruckwasserstoff (RT bis 288 C, 9 MPa) als auch in Hochtemperaturwasser (150 bis 288 C, 9 MPa). Vergleichsversuche im gleichen Temperaturbereich werden auch im inerten Medium Helium durchgeführt. Untersucht wird die Wirkung von Sauerstoff auf das Festigkeits- und Verformungsverhalten im CERT-Versuch durch abgestufte Dotierungen einerseits in Wasserstoff (Reinstwasserstoff, 100 vpm 02, 8 vpm 02 stichprobenartig) und andererseits in Hochtemperaturwasser (Reinstwasser, 0,4 ppm O2, 8 ppm 02 stichprobenartig) Die Permeation wird bei monoton zunehmender Dehnung sowie bei zyklischer mechanischer Belastung in Abhängigkeit von der Temperatur und der Sauerstoffdotierung (identisch mit den in den CERT-Versuchen an konventionellen CERT-Proben vorgesehenen Werten) untersucht. Als Medium sind Hochdruckwasserstoff (240 und 288 C, 9 MPa) und Hochtemperaturwas-ser (150 C bis 288 C, 9 MPa) vorgesehen Die JR-Versuche und die zyklischen Rissfortschrittsversuche erfolgen in Einprobentechnik bei 240 C und 288 C an C(T)20-Proben mit in Luft eingebrachtem Schwingriss Abschlussbericht 3 Versuchseinrichtungen Für die experimentellen Untersuchungen stehen in der MPA Stuttgart eine Prüfeinrichtung für die Versuche in Hochdruckwasserstoff sowie eine CERT-Anlage incl. Wasser-aufbereitungssystem für die Versuche in Hochtemperaturwasser zur Verfügung. Eine Nachrüstung beider Anlagen zum Nachweis von durchgetretenem Wasserstoff wird so gestaltet, dass für beide Anlagen derselbe Aufbau benutzt werden kann. Die bei diesen Durchtrittsmessungen zum

25 /3 Einsatz kommenden Hohlproben werden im Autoklaven mit dem jeweiligen Medium (Druckwasserstoff, Hochtemperaturwasser) beaufschlagt, wobei die Permeation von Wasserstoff in den bei Versuchsbeginn evakuierten Hohlraum erfolgt. Für die Bestimmung des durchgetretenen Wasserstoffs eignet sich ein Messsystem, das auf dem Prinzip der Druckanstiegsmessung auf der Vakuumseite der Probe beruht einschließlich eines Massenspektrometers. 4 Rechenprogramme Spezielle Rechenprogramme sind zur Erreichung des Gesamtziels des Vorhabens nicht erforderlich. 5 Durchgeführte Arbeiten zu Der Abschlussbericht wurde erstellt. 6 Erzielte Ergebnisse 7 Geplante Weiterarbeit 8 Beziehung zu anderen Vorhaben , Literatur keine 10 Zugänglichkeit der Berichte GRS, Forschungsbetreuung, Köln

26 /4 Berichtszeitraum / Period Klassifikation / Classification 02.1 Förderkennzeichen / Project Number Vorhaben / Project Title Entwicklung eines Kernmodells für den Einsatz in einer Sicherheitserhöhenden digitalen Leittechnik Development of a core model for use in an I&C with increased requirements to safety Arbeitsbeginn / Initiated Arbeitsende / Completed Berichtsdatum / Last Updating Fördernde Institution / Sponsor BMWA Land / Country Bewilligte Mittel / Funds ,48 EUR Auftragnehmer / Zuwendgsempf. / Contractor Ruhr-Universität Bochum - Fakultät für Elektrotechnik und Informationstechnik - Lehrstuhl für Nachrichtentechnik (NT) Leiter des Vorhabens /Project Leader Fischer, Prof. Dr.-Ing.habil Adresse des Leiters des Vorhabens sekretariat@nt.ruhr-uni-bochum.de Übergeordnete Zielsetzung Im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung des BMWA besteht das Gesamtziel des Vorhabens darin, ein Kernmodell zu entwickeln mit dem Potential, die sicherheitstechnischen Voraussetzungen zu erfüllen, wie sie in den RSK-LL von August 1996 niedergelegt sind. Das Modell soll hierbei auf dem System der Neutronen-Diffusionsgleichungen in zwei Energiegruppen basieren. Das Vorhaben ist vor dem Hintergrund der zunehmenden Einführung digitaler Sicherheits-Leittechnik in Kernkraftwerken zu sehen. Der damit verbundene Einsatz von Rechnertechnik wird es zukünftig ermöglichen, Prozesse innerhalb eines Kernreaktors noch genauer zu modellieren. Das hier zu erarbeitende Kernmodell könnte z.b., ausgehend vom aktuellen Zustand des Kernreaktors, bestimmte Ereignisse wie den Verlust des Kühlmitteldurchsatzes, zyklisch simulieren. Die Ergebnisse der Simulation könnten dann wiederum, über die Anpassung von Grenzwerten der Sicherheitsleittechnik Einfluss auf das Prozessgeschehen nehmen. 2 Einzelzielsetzungen und Arbeitsprogramm 2.1 Einzelzielsetzungen s. Arbeitsprogramm 2.2 Arbeitsprogramm Erarbeitung von Grundlagen zur Neutronen-Diffusion insbesondere der Gruppendiffusionstheorie [1-2].

27 /4 Untersuchung, ob die parabolischen Neutronen-Diffusionsgleichungen in zwei Energiegruppen durch Hinzufügen zeitabhängiger Terme in den hyperbolischen Typ überführt werden können Zusammenstellung von Grundlagen der mehrdimensionalen Kirchhoff-Netze. Graphische Spezifikation der Neutronen-Diffusionsgleichungen in zwei Energiegruppen mit Hilfe eines mehrdimensionalen Kirchhoff-Netzes Übertragung des erarbeiteten mehrdimensionalen Kirchhoff-Netzes in den ortsund zeitdiskreten Bereich mit Hilfe der Prinzipien der Wellendigitalfilter [3-4]. Herleitung von Konstruktionsregeln für den Aufbau des gewünschten Algorithmus Numerische Integration der Neutronendiffusionsgleichungen in zwei Energiegruppen mit den Prinzipien der Wellendigitalfilter. Insbesondere Klärung der Ermittlung des Eigenwertes, sowie Fragestellungen zu Symmetrie- und Randbedingungen Vergleich der Simulationsergebnisse mit anerkannten laea-benchmark-fällen [1] Weston M.Stacey 'Nuclear Reactor Physics' John Wiley & Sons, INC, 2001 [2] H.- W. Bock 'Ein analoges Diffusionsmodell für große DWR-Leistungsreaktoren zur Untersuchung zeitabhängiger Probleme der Leistungsdichteverteilung 1 Dissertation, TU Braunschweig, 1972 [3] A. Fettweis 'Wave Digital Filters: theory and practice' Proc. Inst, of Electrical and Electronic Engineers (IEEE), Bd. 74, S , Feb [4] A.Fettweis, G. Nitsche "Numerical integration of partial differential equations using principles of multidimensional wave digital filters' Journal of VLSI Signal Processing, Bd. 3, S. 7-24, Juni Versuchseinrichtungen

28 /4 keine 4 Rechenprogramme AVS-Express 5 Durchgeführte Arbeiten zu Abschluss der Einarbeitung zum Thema Lösung nichtlinearer Gleichungssysteme. Hier insbesondere programmiertechnische Umsetzung anhand einfacher Beispiele. Berücksichtigung von Randbedingungen innerhalb des Algorithmus. Berücksichtigung von Anfangsbedingungen innerhalb des Algorithmus. zu Einarbeitung in die Programmiersprache C. Beginn der Einarbeitung in die Visualisierungssoftware AVS-Express. 6 Erzielte Ergebnisse zu In diesem Berichtszeitraum wurde die Einarbeitung zum Thema Lösung nichtlinearer Gleichungssysteme abgeschlossen. Anhand einfacher Beispiele konnten die Verfahren programmiertechnisch umgesetzt werden und die erworbenen C-Kenntnisse angewandt werden. Die bereits erarbeiteten Rand- und Symmetriebedingungen konnten in den Algorithmus implementiert werden. Innerhalb des Algorithmus wird es möglich sein, sowohl feste Randbedingungen als auch die bereits hergeleiteten Randbedingungen zu berücksichtigen. Die Symmetriebedingung wird es ermöglichen, nur die Hälfte des Reaktorgebietes simulieren zu müssen. zu Desweiteren wurden erste Erfahrungen mit der Visualisierungssoftware AVS- Express gemacht. 7 Geplante Weiterarbeit zu Im kommenden Berichtszeitraum müssen die Kenntnisse bzgl. der Visualisierungssoftware AVS-Express erweitert werden. Hierbei ist insbesondere interessant, wie sich selbst geschriebener C-Code innerhalb von AVS-Express einbinden lässt.

29 /4 Desweiteren muss damit begonnen werden, den erarbeiteten Algorithmus zur Simulation der Gruppendiffusionsgleichungen in einem Computerprogramm zu realisieren. Zunächst wird dabei der homogene Fall zu betrachten sein. Hierbei ist darauf zu achten, dass sich das Programm einfach auf den inhomogenen Fall erweitern lässt. 8 Beziehung zu anderen Vorhaben keine 9 Literatur K.Ochs 'Electrical Circuit Representations of the Neutron Diffusion Equations', The 47th IEEE Intern. Midwest Symposium on Circuits and Systems (MWSCAS), , Juli Zugänglichkeit der Berichte GRS, Forschungsbetreuung, Köln

30 /5 Berichtszeitraum / Period Klassifikation / Classification Förderkennzeichen / Project Number Vorhaben / Project Title Kritsche Überprüfung des Masterkurve-Ansatzes in Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken Critical Investigation to the Master Curve Concept for the Application to German Nuclear Power Plants Arbeitsbeginn / Initiated Arbeitsende / Completed Berichtsdatum / Last Updating Fördernde Institution / Sponsor BMWA Land / Country Bewilligte Mittel / Funds ,00 EUR Auftragnehmer/ Zuwendgsempf. / Contractor Fraunhofer-Institut für Werkstoffmechanik (IWM) Leiter des Vorhabens /Project Leader Siegele, Dieter, Dr.-Ing. Adresse des Leiters des Vorhabens dieter.siegele@iwm.fraunhofer.de 1 Übergeordnete Zielsetzung Im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung des BMWA soll das nach ASTM E 1921 vorgeschlagene Masterkurven-Konzept auf die Anwendbarkeit für Sicherheitsnachweise deutscher Kernkraftwerke untersucht werden. Im Einzelnen sollen die theoretischen Ansätze aufgearbeitet und im Hinblick auf die werkstoffmechanischen Vorgänge untermauert werden. Durch experimentelle und numerische Untersuchungen an anlagenrelevanten Werkstoffen sollen die Grundlagen zur Nutzung des Masterkurven-Konzepts im Rahmen von Sicherheitsbewertungen geschaffen werden. 2 Einzelzielsetzungen und Arbeitsprogramm 2.1 Einzelzielsetzungen Identifikation übertragbarer Kennwerte (z.b. Ji, geeignete modifizierte Weibullspannung, lokale Spaltbruchspannung) und der Grenzen der Übertragbarkeit bezüglich Temperatur, Probengröße und Spannungsmehrachsigkeit Analyse der Einflüsse eines vorangegangenen duktilen Risswachstums auf die Initiierung von Spaltbruch, insbesondere des Einflusses der Größe der duktilen Risserweiterung Untersuchung der statistischen Verteilung der Bruchparameter, insbesondere der unteren Grenze (z.b. Kmin) und deren Temperaturabhängigkeit Untersuchung des Gültigkeitsbereiches des statistischen Größeneinflusses Erste Schritte zur Erstellung einer Masterkurve für dynamische Kennwerte.

31 / Metallurgische und werkstoffmechanische Begründung der Befunde. 2.2 Arbeitsprogramm Testen von Proben: - Werkstoffauswahl in Abstimmung mit den Projektpartnern und dem Projektträger. - Grundcharakterisierung (mechanisch-technologische Kennwerte, Gefüge, Härte, Ermittlung der Fließkurven). - Vergleichende Bruchzähigkeits-Experimente an unterschiedlichen Probenformen, Versuche an gekerbten Proben zur Bestimmung der Spaltbruchspannung. - Bruchzähigkeits-Experimente an mit unterschiedlicher Spannungsintensität ermüdeten Bruchmechanikproben und unterbrochene Bruchmechanikversuche zur Erzeugung verschiedener Schädigungszustände. - Kerbschlagbiegeversuche. - Dynamische Bruchzähigkeitsexperimente Fraktographische und metallographische Untersuchungen: - Analyse der Ausscheidungen und Einschlüsse im Ausgangszustand. - Metallographische und fraktographische Untersuchungen der Größenverteilung von Körnern und Einschlüssen und der Bruchursprünge. - Analyse von Bruchzähigkeitsexperimenten bezüglich Stretchzone, Länge der stabilen Risserweiterung und Rissspitzenausrundung. - Untersuchung von Poren und Mikrorissen an gebrochenen und vor dem Bruch entlasteten Proben Numerische Modellrechnungen: - Nachrechnung der Bruchexperimente an angerissenen und gekerbten Proben, Analyse der Spannungs- und Dehnungsverteilungen. - Bestimmung der lokalen Spaltbruchparameter. - Untersuchung des Einflusses der Spannungsmehrachsigkeit auf das Bruchverhalten. - Probabilistische Analysen der Spaltbruchneigung Anwendung und Weiterentwicklung statistischer Bewertungskonzepte: - Parameterbestimmung und Anwendung des BEREMIN-Modells auf die Versuche.

32 /5 - Weiterentwicklung des modifizierten BEREMIN-Modells zur verbesserten Beschreibung des Einflusses von Temperatur, Spannungsmehrachsigkeit und Probengröße auf die Bruchzähigkeit. - Übertragbarkeit der Modelle im Hinblick auf Temperatur und Probengeometrie Abschlussbericht 3 Versuchseinrichtungen - Servohydraulische Prüfmaschinen zur Durchführung der Zug- und Bruchmechanikversuche mit Online-Datenerfassung und Klimakammern zur Realisierung von Prüftemperaturen von -196 C bis 800 C. - Instrumentierte Pendelschlagwerke zur Durchführung der Kerbschlagbiegeversuche. - Rasterelektronenmikroskop und Lichtmikroskope für die fraktographischen und metallographischen Untersuchungen. 4 Rechenprogramme UNIX-Workstations und LINUX PC's mit verschiedenen FEM- Programmsystemen (ABAQUS, ANSYS, PAMCRASH, PAMSTAMP, LS- DYNA). 5 Durchgeführte Arbeiten zu Es wurde ein umfangreiches experimentelles Untersuchungsprogramm an Bruchmechanikproben mit unterschiedlicher Größe und Geometrie durchgeführt, wobei sowohl nach ASTM E1921 zugelassene Proben, als auch die Grenzen der Norm überschreitende Proben verwendet wurden. Es wurden sowohl KJc-Experimente als auch unterbrochene Versuche und Versuche bei höheren Temperaturen zur Untersuchung des Effekts der duktilen Risserweiterung durchgeführt. zu Die geprüften Bruchmechanikproben wurden mit fraktografischen Methoden im Hinblick auf den Bruchmechanismus und den Ursprungsort des Spaltbruchs hin untersucht. zu Die Bruchmechanischen Experimente wurden im Hinblick auf eine Bestimmung

33 /5 zu der lokalen Spannungs- und Dehnungsfelder im Bereich der Rissfront hin numerisch simuliert. Es wurden umfangreiche Untersuchungen des Einflusses der lokalen Spannungszustände auf das Sprödbruchverhalten auf Basis unterschiedlicher bruchmechanischer Zwei-Parameter-Konzepte (K-T-. J-Q-, J-hund J-A2-Konzept) durchgeführt. Im Hinblick auf die Anwendung und Weiterentwicklung probabilistischer Bruchkonzepte wurden verschiedene ausgewählte Varianten des Beremin-Modells auf die experimentelle Datenbasis angewendet. 6 Erzielte Ergebnisse zu Während des Berichtszeitraums wurden die Arbeiten zur Auswertung der experimentellen Datenbasis mit einer Untersuchung des Effekts der Belastungsgeschwindigkeit abgeschlossen. Die Ergebnisse deuten auf einen leichten Anstieg der Referenztemperatur mit der Belastungsgeschwindigkeit hin. Auf Grund der Überlagerung verschiedener anderer Einflüsse wie Entnahmeort, Seitenkerben, Teilentlastungsverfahren etc. ist der Effekt für die aus dem Projekt vorliegenden experimentellen Ergebnisse jedoch nur schwer quantifizierbar. Insgesamt gesehen konnte das Mastercurve-Konzept während der Projektlaufzeit in den Teilaspekten der Form der angenommenen Bruchzähigkeitskurve, der angenommenen Versagenswahrscheinlichkeitsverteilung und der Rissfrontlängenkorrektur bestätigt werden. Erweiterungsmöglichkeiten ergeben sich im Bereich der Berücksichtigung der lokalen Spannungsmehrachsigkeit und in einem gewissen Rahmen des Einflusses der Belastungsgeschwindigkeit. zu Alle im Rahmen der KJc-Experimente geprüften Proben versagen durch transkristallinen Spaltbruch. Ein signifikantes duktiles Risswachstum ist nur bei höheren Prüftemperaturen zu beobachten. Tendenziell fällt die duktile Risserweiterung jedoch bei den Proben mit niedrigem Constraint, insbesondere bei den Kurzriss-SE(B)-Proben auf Grund der stärkeren Plastizierung etwas größer aus. zu An Hand der numerischen Simulationsrechnungen lassen sich die in der Spaltbruchprozesszone vor der Rissfront vorliegenden mechanischen Verhältnisse bestimmen. Die Auswertung der sekundären Bruchparameter zeigt, dass sich

34 /5 zu die beobachteten Effekte der Probengeometrie mit Hilfe der in die Untersuchung einbezogenen Zwei-Parameter-Konzepte erklären lassen. Es wurden verschiedene Möglichkeiten zur Berücksichtigung dieser Effekte im Rahmen der TO-Bestimmung vorgeschlagen. Vergleichend wurden verschiedene Strategien zur Bestimmung der Materialparameter für verschiedene Varianten des Beremin-Modells erprobt, wobei sowohl das originale als auch ein durch Einführung eines Schwellenwerts modifiziertes Modell sowie eine alternative inkrementelle Formulierung betrachtet werden. Hierbei können zwischen verschiedenen Probengeometrien und - großen übertragbare Materialparameter identifiziert werden. Es zeigt sich, dass das Beremin-Modell tendenziell die Mastercurve beschreibt, aber die Materialparameter im oberen Übergangsgebiet eine signifikante Temperaturabhängigkeit aufweisen. 7 Geplante Weiterarbeit zu Die Erstellung des Abschlussberichts ist in Arbeit. 8 Beziehung zu anderen Vorhaben Abstimmung der Untersuchungen mit MPA Stuttgart, Vorhaben : "Kritische Überprüfung des Masterkurve-Ansatzes im Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken". 9 Literatur Abschlussbericht: Kritische Überprüfung des Mastercurve-Ansatzes im Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken, Bericht Nr. S8/2004, Fraunhofer Institut für Werkstoffmechanik, Freiburg. 10 Zugänglichkeit der Berichte GRS, Forschungsbetreuung, Köln

35 II Berichtszeitraum / Period Klassifikation / Classification Förderkennzeichen / Project Number Vorhaben / Project Title Kritische Überprüfung des Masterkurve-Ansatzes im Hinblick auf die Anwendung bei deutschen Kernkraftwerken. Critical examination of the master curve approach regarding application in German nuclear power plants Arbeitsbeginn / Initiated Arbeitsende / Completed Berichtsdatum / Last Updating Fördernde Institution / Sponsor BMWA Land / Country Bewilligte Mittel / Funds ,20 EUR Auftragnehmer / Zuwendgsempf. / Contractor Materialprüfungsanstalt (MPA) Otto- Graf-lnstitut der Universität Stuttgart Leiter des Vorhabens /Project Leader Roos, Eberhard, Prof. Dr.-Ing. habil. Adresse des Leiters des Vorhabens Eberhard.Roos@mpa.uni-stuttgart.de Übergeordnete Zielsetzung Im Vorhaben wird das in der Norm ASTM E 1921 beschriebene Masterkurve Konzept mit dem in Deutschland verwendeten und in der KTA beschriebenen Bruchzähigkeitsgrenzkurven-Ansatz verglichen. Ergänzend soll ein über den ganzen Temperaturbereich gültiges Bruchzähigkeitskonzept vorgeschlagen werden. 2 Einzelzielsetzungen und Arbeitsprogramm 2.1 Einzelzielsetzungen Werkstoffauswahl und experimentelle Charakterisierung, Bestimmung der Temperaturabhängigkeit und der statistischen Verteilung der Bruchmechanikkennwerte, Klärung der mikrostrukturellen Vorgänge beim instabilen Bruch, Weiterentwicklung eines gekoppelten Schädigungsmodells, Überpürfung der Gültigkeitskriterien des Master-Kurve Ansatzes, Bruchzähigkeitskonzept für ganzen Temperaturbereich 2.2 Arbeitsprogramm Auswahl eines geeigneten Werkstoffs, Werkstoffentnahme und -zerteilung Experimentelle Grundcharakterisierung des ausgewählten Werkstoffs als Funktion der Temperatur im Bereich von Tieflage bis Hochlage Experimentelle Bestimmung der Temperaturabhängigkeit der Bruchzähigkeitskennwerte mit Proben unterschiedlicher Geometrie und Größe Experimentelle Untersuchungen zur Bestimmung der statistischen Verteilung

36 /7 von Bruchzähigkeitskennwerten Metallographische Untersuchungen zur Klärung der mikrostrukturellen Vorgänge beim instabilen Bruch Überprüfung der experimentell gefundenen Gesetzmäßigkeiten an vorliegender Datenbasis. Schwerpunktmäßige Ergänzung der Datenbasis Untersuchung von Einflussfaktoren auf die bruchmechanischen Kennwerte mit schädigungsmechanischen Berechnungen Verifikation und gegebenenfalls Weiterentwicklung eines gekoppelten Schädigungsmodells zur gleichzeitigen Beschreibung von Zäh- und Spaltbruch Anwendung der Konzepte auf bestrahlte Werkstoffe und auf dynamische Kennwerte Mit Hilfe der experimentellen und numerischen Ergebnisse werden die derzeitigen Gültigkeitskriterien des Master-Kurve Ansatzes überprüft. Ebenso soll ein über den ganzen Temperaturbereich gültiges Bruchzähigkeitskonzept vorgeschlagen werden Erstellung eines Abschlussberichtes. 3 Versuchseinrichtungen Universalzugprüfmaschinen mit unterschiedlichen Lastbereichen. 4 Rechenprogramme ADINA, ABAQUS, PATRAN 5 Durchgeführte Arbeiten zu Bruchmechanikproben (SE(B) und C(T)) bis Dicke B = 50 mm wurden vollständig geprüft, C(T)-Proben mit B=100 mm und SE(T)-Proben mit B=25 mm wurden für die Prüfung vorbereitet (Fertigung und Einbringen des Ermüdungsrisses). Rasterelektronenmikroskopische Untersuchung von Bruchflächen der geprüften C(T)- und SE(B)- Proben wurden abgeschlossen zu Jeweils 50 Proben bei T = -20 C (oberes ÜG) und -100 C (unteres ÜG) sind geprüft und ausgewertet. Rasterelektronenmikroskopische Untersuchung von Bruchflächen der geprüften C(T)- Proben sind abgeschlossen zu Rasterelektronenmikroskopische Untersuchung von Bruchflächen weiterer

37 /7 C(T)-Proben wurden durchgeführt. Metallographische Untersuchungen an den C(T)-Proben-Bruchflächen im Hinblick auf die Spaltbruchinitiierungsstelle in Abhängigkeit von der Temperatur wurden durchgeführt. Parallel zu den metallographischen Untersuchungen wurden FE-Berechnungen durchgeführt um die Spannungszustände und Einflussgrößen (Temperatur und stabile Risserweiterung) zu untersuchen. An einer typischen C(T) Bruchfläche wurden TEM- Untersuchungen durchgeführt, um Aufschluss über die Versetzungsdichte, Mikrorissbildung sowie der Verteilung von spröden Partikeln (z.b. Karbiden) zu bekommen. Die Bruchflächenuntersuchung an Proben mit anderer Geometrie und Größe SE(B) und C(T)-50 sind in Bearbeitung zu Ergänzende Kleinproben wurden gefertigt und geprüft. Versuche sind abgeschlossen, Auswertung in Arbeit zu Für die Ermittlung der benötigten Werkstoffkenngrößen zur Parameterbestimmung des Schädigungsmodells wurden sechs gekerbte Rundzugproben bei Raumtemperatur geprüft und die zugehörigen Rousselier-Parameter bestimmt. Zur Verifikation des ausgewählten Parametersatzes wurden C(T)-Proben modelliert und berechnet sowie mit den experimentellen Daten der C(T)-Probenprüfung verglichen. Mittels den Ergebnissen von jeweils 20 geprüften C(T)-Proben bei den Prüftemperaturen von -100 C und -20 C wurden die Schädigungsparameter für das Beremin-Modell ermittelt. Es erfolgte die Validierung der ermittelten Schädigungsparameter an den aktuell vorliegenden Gesamtdatensatz von über 100 geprüften C(T)-25 Proben. Die numerische Untersuchung der Einflussgrößen (Modellierung, Materialmodell, Risserweiterung, Temperatur, Größe, Geometrie) mittels schädigungsmechanischer Berechnungen ist in Bearbeitung. Es liegen erste Ergebnisse vor. zu Die Parameteranpassung für ein gekoppeltes Beremin-Rousselier-Schädigungsmodell zur gleichzeitigen Beschreibung von Spalt- und Zähbruch ist an C(T)-Proben erfolgt. Mit zwei- und dreidimensionalen FE- Berechnungen wurden die Ergebnisse der metallographischen Untersuchungen der Spaltbruchausgangsstelle u.a. auf den postulierten weakest-link Ansatz analysiert. Der Einfluss einer stabilen Risserweiterung auf den Span-

38 /7 nungszustand vor der Rissspitze wurde untersucht. Die Berechnung der SE(B)-Proben ist in Bearbeitung. Die Übertragbarkeit der ermittelten Schädigungsparameter wird untersucht. zu Die verfügbaren Daten wurden zusammengestellt und für die Anwendung der unterschiedlichen Konzepte aufbereitet. Die Auswertungen und Berechnungen sind derzeit in Arbeit. zu Auf Basis der vorliegenden experimentellen Ergebnisse wurde ein über den ganzen Temperaturbereich gültiges Konzept in Anlehnung an den Master-Kurve Ansatz entworfen. Die Verallgemeinerbarkeit anhand der hier erzeugten Daten ist in Arbeit. zu Arbeiten wurden begonnen 6 Erzielte Ergebnisse zu Die aus sämtlichen (ca. 125 Proben, temperaturverteilt) C(T)25-Proben ermittelte Temperatur T0 beträgt T0 = -68 C. Die Hochlage der Bruchzähigkeit ist erreicht etwa bei RT mit ca. Ji = 140 N/mm (ca. KIJ = 180 MPaVm). Die Prüfung von Probensätzen aus SE(B)-Proben mit unterschiedlicher Dicke B und konstanter Breite W liefert unter sich übereinstimmende T0-Werte, die gegenüber der Temperatur TO aus C(T)-Proben jedoch zu tieferen Temperaturen verschoben sind. Dies entspricht Ergebnissen in der Literatur. Die Prüfung von SE(B)-Proben 10x10 liefert eine Temperatur T0 direkt vergleichbar der aus C(T)-Proben ermittelten Temperatur und deckt sich somit nicht mit Ergebnissen aus der Literatur. zu Die aus der temperaturverteilten Prüfung und Auswertung aller C(T)-Proben (vgl. 2.3) resultierende Temperatur TO = -68 C wird bei selektiver Auswertung der Probensätze (je 50 Proben) bei T = -20 C und T = -100 C nur grob bestätigt. Der Probensatz mit Prüftemperatur T = -20 C ergibt eine (formal ermittelte) Temperatur TO = -72 C, der Probensatz bei -100 C ergibt eine TO von -64 C. Dies zeigt, dass auch bei überdurchschnittlich großen Datensätzen spürbare Schwankungen in der Temperatur TO je nach Datensatz resultieren können. Im oberen Übergangsgebiet sind die Streubreiten der Initiierungswerte für duktiles Risswachstum deutlich kleiner als die Streubreiten der Instabilitätswerte gemäß dem Masterkurve-Ansatz.

39 /7 zu zu zu zu Die Bruchflächen der bei Raumtemperatur geprüften Rundzugproben zeigen die für zähe Werkstoffe typische Wabenstruktur. Das Rousselier-Modell kann somit angewendet werden. In den Waben können noch häufig die zur Hohlraumbildung führenden Einschlüsse beobachtet werden. Bei den Einschlüssen handelt es sich meist um Mangansulfide. Die Bruchauslösestellen für einen instabilen Bruch sind detektierbar. Die Initiierungsspots sind über die gesamte Probenbreite verteilt, es lässt sich keine Temperaturabhängigkeit feststellen. Der Abstand der Spaltbruchauslösestelle von der Rissfront nimmt erwartungsgemäß mit steigender Temperatur zu. Die Versetzungsdichte an der Rissfront ist erhöht. Die ergänzend zu den aus früheren Untersuchungen vorliegenden Bruchzähigkeitswerten jetzt neu an SE(B)-Proben 10x10 ermittelten Werte bestätigen nach vorläufigen Auswertungen die vorliegenden Werte und ergänzen bzw. bestätigen bisherige Inter- und Extrapolationen des Bruchzähigkeitsverlaufs über der Temperatur. Der ausgewählte Rousselier-Parametersatz wurde bestätigt. Die numerischen Berechnungen korrelieren sehr gut mit den experimentellen Daten, z.b. hinsichtlich Last-Rissöffnungs-Verhalten bzw. Risswiderstandskurve. Die Beremin-Parameter zeigen die erwartete Temperaturabhängigkeit. Die Streuung nimmt mit zunehmender Temperatur deutlich ab. Mit den bei tiefen Temperaturen bestimmten Weibullparametern lassen sich für diese Temperaturen die Versagenswahrscheinlichkeiten gut vorhersagen, allerdings wird erwartungsgemäß die numerisch bestimmte Versagenswahrscheinlichkeit bei hohen Temperaturen (oberes Übergangsgebiet) als zu tief postuliert. Untersuchungen der Einflussgrößen auf die bruchmechanischen Kennwerte haben gezeigt, dass vorhergehendes stabiles Risswachstum den Spannungszustand vor der Rissspitze beeinflusst. Durch die neue Anpassung verlieren die Rousselier-Parameter ihren Bezug zur MikroStruktur. Der Abstand des Initiierungsspots von der Rissfront streut innerhalb einer Temperatur. Die Auslösestelle für den instabilen Bruch liegt meist nahe des Bereichs des Spannungsmaximums. Durch vorhergehendes stabiles Risswachstum ändert sich die Spannungsverteilung und die Mehrachsigkeit in der Probe