Dependence of mechanical properties, irradiation and annealing behaviour on the depth position in forgings of the WWER reactor pressure vessel steel 15 Cr2MoV
Description
The integrity assessment of the reactor pressure vessel against catastrophic failure refers to the testing of specimens from at least one quarter of the overall wall thickness. This position has been experimentally proven to be the most critical one. For the Russian steels 15Cr2MoV and 15Cr2NiMoV used in the VVER-type pressure vessels the effect has not yet been verified. Therefore hardness, tensile, Charpy-V impact and 3-point bending tests were carried out to ascertain the dependence of mechanical and fracture mechanics parameters on the depth position and to compare with the results of ASTM-type steels. Besides the differences of the microstructure were investigated by several structure analysis methods. The forgings of VVER-type steels show a relatively insignificant influence of the depth position. The one-quarter-position does not possess the most unfavourable toughness in all cases. This cannot be explained by exclusively considering different cooling rates during quenching. Further effects of the manufacturing process must be taken into account. Irradiation seems to level out the toughness differences. There are no safety-related objections against using of one-quarter-specimens within the framework of the surveillance programmes if in the initial state by testing of specimens over the thickness. (orig.)
Availability note (English)
MF available from INIS under the Report Number.Abstract (German)
Der Sproedbruchsicherheitsnachweis des Reaktordruckbehaelters erfolgt auf der Basis der Pruefung von Proben aus mindestens einem Viertel der Verguetungswanddicke. Diese Tiefenlage wurde experimentell als unguenstige Lage im Hinblick auf den Sicherheitsnachweis ausgewiesen. Fuer die russischen, in den WWER-Reaktoren eingesetzten Druckbehaelterstaehle vom Typ 15Cr2MoV und 15Cr2NiMoV ist dieser Effekt noch nicht verifiziert. Es wurden deshalb durch Haertemessungen, Zug-, Kerbschlag- und 3-Punktbiegeversuche mechanisch-technologische und bruchmechanische Kennwerte in ihrer Abhaengigkeit von der Tiefenlage ermittelt und mit Ergebnissen an ASTM-Staehlen verglichen. Gleichzeitig wurden mit einem breiten Spektrum von Strukturanalyseverfahren die tiefenlagenbedingten Gefuegeunterschiede untersucht. Die Schmiederingabschnitte der WWER-Staehle zeigen eine vergleichsweise geringe Tiefenlagenabhaengigkeit, bei der die 1/4 Tiefenlage nicht in allen Faellen die unguenstigsten Zaehigkeitseigenschaften aufweist. Um dies zu erklaeren, muessen zusaetzlich zur unterschiedlichen Abkuehlungsgeschwindigkeit beim Vergueten auch andere Einfluesse der Herstellung in Betracht gezogen werden. Bei Bestrahlung werden urspruenglich vorhandene Unterschiede zwischen den Tiefenlagen nivelliert. Gegen die Verwendung von 1/4-T-Proben im Surveillance-Programm sind keine sicherheitstechnischen Bedenken erkennbar, wenn im Ausgangszustand durch Pruefung von Proben aus unterschiedlichen Tiefenlagen der unguenstigste Zustand erfasst worden ist. (orig.)
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Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Abhaengigkeit der mechanischen Eigenschaften, des Bestrahlungs- und des Ausheilverfahrens von der Tiefenlage in Schmiedestuecken des WWER-Reaktordruckbehaelterstahles 15Ch2MFA
Publishing Information
- Imprint Pagination
- 181 p.
- Report number
- FZR--93
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 26075890
- Subject category
- S36: MATERIALS SCIENCE; S36: MATERIALS SCIENCE; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Descriptors DEI
- ANNEALING; IRRADIATION; MECHANICAL PROPERTIES; PHYSICAL RADIATION EFFECTS; PRESSURE VESSELS; STEEL-CR2MO; WWER TYPE REACTORS
- Descriptors DEC
- ALLOYS; CARBON ADDITIONS; CHROMIUM ALLOYS; CONTAINERS; CROLOY; ENRICHED URANIUM REACTORS; HEAT TREATMENTS; IRON ALLOYS; IRON BASE ALLOYS; LOW ALLOY STEELS; MOLYBDENUM ADDITIONS; POWER REACTORS; PWR TYPE REACTORS; RADIATION EFFECTS; REACTORS; STEELS; THERMAL REACTORS; TRANSITION ELEMENT ALLOYS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Contract/Grant/Project number
- Foerderkennzeichen BMBF 1500918
- Funding organization
- Bundesministerium fuer Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie, Bonn (Germany).