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Ansprechpartner

Dr. Ermile Gaganidze

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Telefon +49 721 608 24083

Einfluss von Neutronenstrahlung auf die mechanischen Eigenschaften von Strukturwerkstoffen

Stress-strain at EUROFER97
Abb.1: Zugversuche an EUROFER97 unbestrahlt und nach Bestrahlung im Bor 60 Reaktor (bis zu 70 dpa bei 332-336°C)
Impact Curves at EUROFER97
Abb.2: Kerbschlagenergie vs. Testtemperatur für EUROFER97 unbestrahlt und nach Bestrahlung mit verschiedenen Dosen (300-335°C)
LCF at EUORFER97
Abb.3: Maximale Zugspannung während eines Zyklus vs. Anzahl der Zyklen für bestrahlten und unbestrahlten EUROFER97-Stahl

Ziel des vorgestellten Projekts ist es, den Einfluss der Neutronenstrahlung auf die mechanischen Eigenschaften von RAFM-Stählen zu untersuchen. Die Auswirkungen sollen quantifiziert werden, um die Entwicklung von Strukturmaterialien für einen DEMO-Reaktor zu unterstützen. Die gewonnenen designrelevanten Daten dienen auch als Grundlage für Simulationsaktivitäten, wie beispielsweise für die Entwicklung von phänomenologischen Modellen zur Vorhersage der bestrahlungsinduzierten Verfestigung und Versprödung unter Berücksichtigung von Mikrostrukturuntersuchungen.

 

Bestrahlungsprogramme
Da keine Bestrahlungseinrichtungen mit einem fusionsähnlichem Neutronenspektrum verfügbar sind, werden die Bestrahlungseigenschaften von RAFM-Stählen in Spaltungsreaktoren getestet. Es existieren verschiedene Bestrahlungsprogramme mit geringer (HFR-Ia, HFR-Ib, bis zu 2,4 dpa), mittlerer (SPICE bis zu 15 dpa, WTZ 01/577 bis zu 15 dpa) und hoher Dosis (ARBOR1 30 dpa, ARBOR2 70 dpa).

Die Bestrahlungsexperimente wurden in den Forschungsreaktoren HFR im JRC Petten und BOR 60 im JSC SSC RIAR in einem breiten Temperaturbereich von 250° bis 450°C durchgeführt. Zur Quantifizierung der bestrahlungsinduzierten Verfestigung, Versprödung und niederzyklischen Ermüdung (LCF) wurden miniaturisierte Zug-, Biege- und Ermüdungsproben verwendet.

 

Nachbestrahlungsuntersuchungen
Die Nachbestrahlungsuntersuchungen (post irradiation examination, PIE) bestrahlter Proben wurden im Fusionsmateriallabor des IAM-WBM und im materialwissenschaftlichen Labor (Material Science Laboratory) des JSC SSC RIAR durchgeführt. Im letzteren Fall geschah dies im Rahmen des ISTC Projekts 2781p.

Die uniaxialen Zugversuche wurden mit einer elektromechanischen Prüfmaschine im SSC RIAR durchgeführt, die Zugproben unter statischer Belastung mit einer Dehnrate von 3x10-3s-1 getestet. Aus den Spannungs-Dehnungs-Diagrammen können Größen wie beispielsweise die 0,2%-Streckgrenze (Rp0.2), Festigkeit (Rm), Gleichmaßdehnung (Ag) und die Bruchdehnung (A) berechnet werden.


Die Kerbschlagversuche wurden mit instrumentierten Prüfmaschinen in den Heißen Zellen des Fusionsmateriallabors am IAM-WBM und im SSC RIAR durchgeführt.

Die Kerbschlagenergie (E) wird gegen die Testtemperatur (T) aufgetragen, um die Hoch- (USE) und Tieflage (LSE) der Kerbschlagenergie, sowie die spröd-duktile Übergangstemperatur (DBTT) zu bestimmen. Zusätzlich kann aus dem aufgenommenen Kraft-Durchbiegungsverlauf die dynamische Streckgrenze (σDY) berechnet werden.

Die dehnungsgesteuerten niederzyklischen Ermüdungstests (Zug und Druck) wurden mit einer elektromechanischen Prüfmaschine im SSC RIAR durchgeführt. Die Versuche erfolgten bei einer konstanten Temperatur von 330°C mit verschiedenen Dehnungsamplituden (Δεtot) zwischen 0,8 und 1,2% und einer Dehnrate von 3x10-3s-1. Die Anzahl der Zyklen bis zur makroskopischen Schädigung (Nd) und zum Versagen der Probe (Nf) wurden durch Analyse der LCF-Kurven (maximale Zugspannung vs. Lastzahl) bestimmt. Zusätzlich konnten die inelastischen Dehnungsamplituden (Δεinelastic) bei Nf/2 aus Hysteresekurven ermittelt werden.

 

Bestrahlungsinduzierte Verfestigung
Bei niedrigen Bestrahlungstemperaturen führt die Bestrahlung mit Neutronen zu einer deutlichen Degradation der Zugeigenschaften. Dies beinhaltet bestrahlungsinduzierte Verfestigung, Reduktion des Verfestigungsvermögens durch Verformung, sowie ein Verlust an Duktilität. Obwohl die Gleichmaßdehnung fast komplett verschwindet, bleibt im bestrahlten Zustand eine deutliche Bruchdehnung erhalten. Der Verlauf der Streckgrenze mit der Dosis zeigt eine starke Verfestigung unterhalb von 10-15 dpa, die im Bereich um 70 dpa in Sättigung über geht. Dieses Verhalten kann mittels des Whapham&Makin-Modells erklärt werden, wenn man annimmt, dass eine bestimmte Defektsorte dominiert. Ziel ist es, unter Berücksichtigung von Ergebnissen aus Mikrostrukturuntersuchungen ein physikalisch basiertes, phänomenologisches Modell zu entwickeln, um die bestrahlungsinduzierte Verfestigung zu beschreiben.

 

Bestrahlungsinduzierte Versprödung
Neben der Verfestigung hat die Bestrahlung mit Neutronen bei niedrigen Bestrahlungstemperaturen auch eine Versprödung des Materials zur Folge. Dies führt zu einer Verschiebung der DBTT hin zu höheren Temperaturen und einer sinkenden USE mit steigender Dosis (Abb. 2). Bei der erreichten Dosis von 70 dpa ist eine Sättigung der Kerbschlageigenschaften (DBTT, USE) zu beobachten. Die Entwicklung der DBTT ähnelt dabei qualitativ dem Verlauf der strahlungsinduzierten Verfestigung. Der Zusammenhang von bestrahlungsinduzierter Versprödung und Verfestigung wird mittels Verschiebungskoeffizienten für die Verfestigung C analysiert, welcher sich aus dem Verhältnis der beiden Größen ergibt. Bei den untersuchten RAFM-Stählen beträgt C zwischen 0,17° und 0,53°C/MPa, was darauf hindeutet, dass die Versprödung Folge der Verfestigung ist, hauptsächlich verursacht von Versetzungsringen (bei niedrigen Bestrahlungstemperaturen annähernd homogen im Material verteilt). Zusätzliche Versprödungsmechanismen, wie z.B. die Bildung spröder Phasen oder Schädigung der Korngrenzen, wurden im Rahmen von Mikrostrukturuntersuchungen identifiziert und untersucht.

Moderne Strukturmaterialien sind für die Anwendung in der inneren Wand und in Blanketmodulen eines Fusionsrektors mit Betriebstemperaturen zwischen 350° und 550°C bestens geeignet. Eine zusätzliche Temperaturbehandlung nach der Bestrahlung kann zu einer deutlichen Erholung der Materialeigenschaften führen, wodurch der Betriebstemperaturbereich dieser Materialien bis herunter zu Raumtemperatur ausgedehnt werden kann.

 

Kurzzeitermüdungseigenschaften
Die bestrahlungsinduzierte Verfestigung kann auch das Ermüdungsverhalten der bestrahlten Proben beeinflussen. Die Reduktion der inelastischen Dehnung im bestrahlten Zustand (bei gleichen Gesamtdehnungsamplituden) kann zu einer höheren Lebensdauer führen. Im Gegensatz dazu könnte der erhöhte Spannungszustand bei gleicher inelastischer Dehnung die Entstehung von Ermüdigungsschäden beschleunigen. Je nachdem, welcher der beiden Mechanismen überwiegt, kann die Lebensdauer der Proben im Vergleich zum unbestrahlten Zustand steigen oder fallen. Um Einsicht in die Entstehung von Ermüdigungsschäden bei RAFM-Stählen zu bekommen, wurden die LCF-Versuche durch Modellierungsaktivitäten unterstützt.

 

Publikationen

 

H. Tanigawa, E. Gaganidze, T. Hirose, M. Ando, S.J. Zinkle, R. Lindau, E. Diegele, Development of benchmark reduced activation ferritic/martensitic steels for fusion energy applications, Nucl. Fusion 57 (2017) 092004 (13pp)

E. Gaganidze, J. Aktaa, Assessment of neutron irradiation effects on RAFM steels, Fusion Eng. Des. 88 (2013) 118-128.

O. J. Weiß, E. Gaganidze, J. Aktaa, Quantitative characterization of microstructural defects in up to 32 dpa neutron irradiated EUROFER97, J. Nucl. Mater. 426 (2012) 52-58.

E. Gaganidze, C. Dethloff, O. J. Weiß, V. Svetukhin, M. Tikhonchev, J. Aktaa, Modeling and TEM Investigation of Helium Bubble Growth in RAFM Steels under Neutron Irradiation, J. ASTM International (2012), 123-142.

E. Gaganidze, C. Petersen, E. Materna-Morris, C. Dethloff, O. J. Weiß, J. Aktaa, A. Povstyanko, A. Fedoseev, O. Makarov, V. Prokhorov, Mechanical properties and TEM examination of RAFM steels irradiated up to 70 dpa at BOR-60, J. Nucl. Mater. 417 (2011) 93-98.

E. Gaganidze, C. Petersen, J. Aktaa, A. Povstyanko, V. Prokhorov, E. Diegele, R. Lässer, Low cycle fatigue properties of reduced activation ferritic/martensitic steels after high-dose neutron irradiation, Nucl. Fusion 51 (2011) 083012 (6pp)

O. J. Weiß, E. Gaganidze, J. Aktaa, Quantitative TEM investigations on EUROFER 97 irradiated up to 32 dpa, Advances in Science and Technology Vol. 73 (2010) pp 118-123.

E. Gaganidze, C. Petersen, J. Aktaa, Study of helium embrittlement in boron doped EUROFER97 steels, J. Nucl. Mater. 386-388 (2009) 349-352.

E. Gaganidze, J. Aktaa, The effects of helium on the embrittlement and hardening of boron doped EUROFER97 steels, Fusion Eng. Des. 83 (2008) 1498-1502.

E. Gaganidze, H.-C. Schneider, B. Dafferner, J. Aktaa, Embrittlement Behavior of Neutron Irradiated RAFM Steels, J. Nucl. Mater. 367-370 (2007) 81-85.

E. Gaganidze, Assessment of Fracture Mechanical Experiments on Irradiated EUROFER97 and F82H Specimens, Forschungszentrum Karlsruhe, FZKA 7310 (2007).

E. Gaganidze, Assessment of Impact Test Experiments on Irradiated EUROFER97 and other RAFM Steels, FZKA 7327 (2007).

E. Gaganidze, B. Dafferner, J. Aktaa, Neutron Irradiation Resistance of RAFM Steels, Proceedings of 2006 MRS Fall Meeting, Nov. 27 - Dec. 1, Boston, USA, MRS Symp. Proc.; 981E, Electronic-Only Publication.

E. Gaganidze, H.-C. Schneider, B. Dafferner, J. Aktaa, High-dose neutron irradiation embrittlement of RAFM steels, J. Nucl. Mater. 355 (2006) 83-88.