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- 6.1 Oberflächen- und Dünnschichtanalyse (8)
Das elastische Verhalten von Al-St-Freileitungsseilen
kann in befriedigender Weise aus dem der Drahtkomponenten hergeleitet werden. Bei voraussetzungsgemäß gleichen Drahtwerkstoffen ändert sich das elastische Verhalten von
Verbundseilen innerhalb weiter Grenzen mit dem Seilaufbau (Flechtformel, Schlagwinkel, Zahl der Drahtlagen und Drahtdurchmesser).
Analytische bruchmechanische Ermittlung der Schwingfestigkeit von Schweißverbindungen (IBESS-A3)
(2016)
Ziel des DFG-AiF-Forschungsclusters IBESS war die Entwicklung einer Methodik zur bruchmechanischen Ermittlung von Wöhlerkurven in Schweißverbindungen. Dem vorliegenden Teilprojekt A3 kamen dabei zwei Aufgaben zu: die Entwicklung einer analytischen bruchmechanischen Methodik und die Koordinierung des insgesamt acht Partner umfassenden Clusters. Dieser Bericht fasst die Ergebnisse der erstgenannten Aufgabe zusammen. Die bruchmechanische Methode ist durch folgende Aspekte charakterisiert. (a) Sie beschreibt sowohl Kurz- als auch Langrisswachstum. Ersteres umfasst mechanisch und physikalisch kurze Risse. Mechanisch kurze Risse weisen Abmessungen in der Größenordnung der plastischen Zone auf, weshalb sie zwar bruchmechanisch, nicht jedoch auf der Basis des linear-elastischen K-Konzepts charakterisiert werden können. Im Projekt wurde entsprechend eine Methode zur Bestimmung eines „plastizitätskorrigierten“ zyklischen K-Faktors entwickelt, die auf dem zyklischen J-Integral beruht. Physikalisch kurz bedeutet, dass die Rissschließeffekte im Ausgangsstadium der Rissentwicklung zunächst noch nicht vorhanden sind, dann jedoch graduell aufgebaut werden, bis sie mit Erreichen des Langrissstadiums eine risstiefenunabhängig konstante Größe erreichen. Beschrieben wird dieser Effekt durch die Anwendung der sogenannten zyklischen R-Kurve, der Funktion des Schwellenwerts gegen Rissausbreitung von der Risstiefe. Mittels Rissarrestbetrachtungen des kurzen Risses werden (b) die Ausgangsrissgröße für die weitere Bruchmechanikanalyse und (c) die für N = 107 definierte Dauerfestigkeit der Bauteile bestimmt. Die Analyse erfolgt (d) statistisch, Schwankungen der lokalen Nahtgeometrie entlang des Nahtübergangs über ein Modell äquidistanter Abschnitte einbezogen werden. (e) Eigenspannungen werden sowohl im unbehandelten Schweißzustand als auch nach zyklischer Belastung berücksichtigt. Das Modell wird an insgesamt 33 Wöhlerkurven validiert, die an drei Schweißverbindungsformen (Stumpfstoß, Kreuzstoß, Längssteife) mit je zwei unterschiedlichen Ausführungen, zwei Werkstoffen (S355NL und S960QL), sowie im spannungsarmgeglühten und ungeglühten Zustand experimentell ermittelt wurden.
Die sicherheitstechnische Auslegung von Behältern aus duktilem Gusseisen mit erhöhten Reststoffanteilen wird untersucht. Ausgehend von den zu gewährleistenden Anforderungen an Transport- und Lagerbehälter für radioaktive Abfälle werden Referenzbeanspruchungs- situationen definiert. Für einen ausgewählten Referenzfall (bestehend aus der Kombination der Behälterbauart Gusscontainer Typ VI, einem Absturz aus 5 m Höhe auf ein hartes Endlagergestein simulierendes Betonfundament als repräsentativer Störfall und vorgegebenen Werkstoffeigenschaften) wird eine numerische Spannungsanalyse durchgeführt. Die Berechnungen erfolgen mit der Methode der finiten Elemente an dreidimensionalen Modellen, deren numerische Stabilität und Genauigkeit überprüft wird. Zur Berechnung der Behälterbeanspruchungen in Abhängigkeit vom Reststoffanteil werden dynamische Fließkurven für definiert legierte Testabgüsse angegeben.
Es werden Methoden zur sicherheitstechnischen Bewertung des mechanischen Verhaltens von Brennstabhüllrohren entwickelt, um sprödes Versagen in Belastungsszenarien nach längerfristiger trockener Zwischenlagerung zu verhindern. Unbestrahlte Brennstabhüllrohrsegmente aus der Zirkoniumlegierung ZIRLO® wurden hydriert und thermomechanischen Behandlungen unterzogen, um Hüllrohrmaterial durch Ausscheidung radialer Hydride zu verspröden. Die Proben mit radialen Hydriden wurden im Ring Compression Test (RCT) bei Raumtemperatur untersucht. Bereits bei kleinen Probenverformungen wurden abrupte Kraftabfälle mit instabiler Rissausbreitung durch das Netzwerk radialer Hydride beobachtet. Die Risslängen erreichten in einigen Fällen bis zu 90 % der Wanddicke. Der mikromechanische Versagensmechanismus ist Quasi-Spaltbruch in den Hydriden und Porenbildung, -wachstum und -vereinigung in der Zirkoniummatrix an den duktilen Brücken zwischen benachbarten Hydriden. Es wurde ein Finite-Elemente-Modell des Ring Compression Tests erstellt, um das Versagensverhalten zirkoniumbasierter Legierungen mit radialen Hydriden im RCT zu analysieren. Die Fließkurve für das elastisch-plastische Materialmodell des Matrixmaterials wurde durch eine inverse Finite-Elemente-Analyse ermittelt. Kohäsivzonenmodelle wurden benutzt, um die plötzlichen Kraftabfälle zu reproduzieren. Es wurde ein mikromechanisches Modell mit statistisch generierten Matrix-Hydrid-Verteilungen entwickelt, das zwischen sprödem Versagen entlang der Hydride und duktilem Versagen der Zirkoniummatrix in der Kohäsivzone unterscheidet. Für das jeweilige Materialverhalten wird ein lokales zweiparametriges Versagenskriterium auf Grundlage der Kohäsionsfestigkeit und der Separationsenergie bei einer festgelegten Form des Kohäsivgesetzes vorgeschlagen. Geeignete Kohäsivparameter lassen sich mit einer inversen Finite-Elemente-Analyse des Versagensverhaltens von hydrierten Proben im Ring Compression Test bestimmen. In den Simulationen lag der Schwerpunkt auf dem ersten Kraftabfall. Die Berechnungsergebnisse stimmen gut mit den RCT-Ergebnissen überein. Es konnte gezeigt werden, dass die Rissinitiierung und -ausbreitung stark von der speziellen Anordnung der radialen Hydride und Matrixbrücken in der Bruchzone abhängt. Die numerische Modellbildung wurde an Versuchen mit bestrahlten Proben aus der Zirkoniumlegierung M5® validiert.
Der erhöhte Zusatz metallischer Reststoffe aus der Stilliegung und dem Rückbau
kerntechnischer Einrichtungen bei der Herstellung von Behältern aus Gusseisen mit
Kugelgraphit führt einerseits durch das Recycling zu einer Reduzierung der Menge
des endzulagernden radioaktiven Metallschrottes, aber andererseits auch zu einer
nachteiligen Beeinflussung sicherheitsrelevanter Werkstoffeigenschaften. Unter den
hochdynamischen Beanspruchungsbedingungen der nicht mit Stoßdämpfern ausgerüsteten Behälter liegt die Bruchzähigkeit um mehr als die Hälfte unter dem Mindestwert für die bisher genehmigten Werkstoffqualitäten, was eine Anpassung der sicherheitstechnischen Bewertungsmethoden für Behälter aus Gusseisen mit Kugelgraphit an den neuen Werkstoff erfordert. Im ersten Teil des Projektes EBER wurden dazu die Grundlagen erarbeitet. In diesem zweiten Teil wird die Beanspruchungsanalyse der Behälter weiter vervollkommnet. Die Werkstoffdämpfung wird mittels einer Analyse der Ausbreitung von Spannungswellen im Gusseisen berechnet. Die Behälterstruktur wird genauer als bei den bisherigen Berechnungen in den Modellen abgebildet. Im Mittelpunkt steht die Weiterentwicklung des sicherheitstechnischen Bewertungskonzeptes. Zur Bewertung von rissartigen Werkstofffehlern in geometrisch
komplexen Behälterpartien wurden statische und dynamische bruchmechanische nu-
merische Berechnungen eines Risses in einer Hohlkehle und in der Mitte einer Behälterwand durchgeführt. Die Berechnungsergebnisse wurden für spezielle Anwendungsfälle verifiziert, für die bereits Lösungen bekannt sind. Die gewonnenen Erkenntnisse
wurden in einfach zu handhabende Bewertungsdiagramme umgesetzt. Das sicherheitstechnische Bewertungskonzept wurde schließlich bei einem Fallversuch mit einem
rissbehafteten Prototypbehälter definierter Werkstoffqualität überprüft. Eine Minderung
der Beanspruchung infolge konstruktiver Verbesserungen (größere Hohlkehlen, Bodenleiste) durch den Behälterkonstrukteur konnte dabei bestätigt werden.
The report addresses the experimental characterisation, thermo-mechanical modelling and performance of unirradiated and irradiated samples of spent nuclear fuel rod segments and cladding. Hydrogen is relocated in nuclear fuel claddings by diffusion along temperature, stress, and concentration gradients, and towards a liner if existent. The precipitation of hydrides during cool-down at the beginning of the storage is influenced by mechanical stress. A strong accumulation of hydrides and a disadvantageous hydride alignment in relation to the stress state can affect the mechanical properties and compromise the fuel cladding integrity. Neutron radiography is used to determine spatially resolved hydrogen and hydride distributions in claddings. A liner in duplex claddings attracts hydrogen, which will then no longer be available to form detrimental hydrides in the bulk part of the cladding. Individual three-point bending and gravitational impact tests on filled pressurised spent nuclear fuel rod segments were conducted in hot-cell facilities. The material behaviour under three-point bending in the presence of hydrides and at different temperatures was systematically investigated in quasi-static laboratory tests on unirradiated rod segments with and without surrogate pellets until rupture. Ring compression tests were carried out on irradiated and unirradiated samples at different temperatures and both with and without radial hydrides. With radial hydrides, brittle failure is possible even at low deformation and simultaneously low temperature. Crack initiation will occur on the radial hydride with the highest fracture mechanics load, which depends on the hydride size in the regions with the highest hoop stresses. Due to the high hydrogen content used in creep tests conducted, precipitation hardening of the hydrides in the zirconium alloy significantly reduces the creep rate, as it strengthens the material and inhibits the dislocation sliding. The use of finite element analyses on mechanical tests to determine the cladding properties using a numerical optimisation method based on a large number of automatically generated sensitivity calculations is demonstrated. The brittle fracture of cladding samples with radial hydrides in the ring compression test can be described with a cohesive zone model if the cohesive parameters are selected appropriately and the hydride morphology is specified. Progress was made in the verification, validation and enhancement of spent fuel performance codes by the compilation of a representative validation database (related to rod internal pressure, fission gas release, rod void volume, and in-clad hydrogen distribution), the enhancement of CIEMAT’s FRAPCON-xt code for rod internal pressure prediction at high burnup, the enhancement of CIEMAT’s in-clad hydrogen performance subroutine HYDCLAD with more phenomenological modelling, the extension of INL’s BISON code with a cladding creep law for dry storage, and a benchmark with FRAPCON-xt and BISON simulating in-reactor and dry storage scenarios.