Top

Published in:

2013 | OriginalPaper | Chapter

13. Werkstoff- und Integritätskonzept für druckführende Komponenten

Authors : Albert Ziegler, Hans-Josef Allelein

Published in: Reaktortechnik

Publisher: Springer Berlin Heidelberg

Activate our intelligent search to find suitable subject content or patents.

search-config

AI-assisted search

Off

Zusammenfassung

Der Betrieb eines Kernkraftwerkes erfordert die dauerhafte Gewährleistung der Anlagensicherheit zum Ausschluss katastrophaler Unfallfolgen. Wichtige Eigenschaftsmerkmale für den Betreiber sind darüber hinaus Wirtschaftlichkeit und Verfügbarkeitsgesichtspunkte. Bereits in der Planungs- und Errichtungsphase von nuklearen Kraftwerksanlagen werden maßgebliche Entscheidungen für die vorgesehene Lebensdauer einer Komponente oder der Gesamtanlage getroffen.

Dont have a licence yet? Then find out more about our products and how to get one now:

Springer Professional "Wirtschaft+Technik"

Online-Abonnement

Mit Springer Professional "Wirtschaft+Technik" erhalten Sie Zugriff auf:

über 102.000 Bücher
über 537 Zeitschriften

aus folgenden Fachgebieten:

Automobil + Motoren
Bauwesen + Immobilien
Business IT + Informatik
Elektrotechnik + Elektronik
Energie + Nachhaltigkeit
Finance + Banking
Management + Führung
Marketing + Vertrieb
Maschinenbau + Werkstoffe
Versicherung + Risiko

Jetzt Wissensvorsprung sichern!

inform now

Springer Professional "Technik"

Online-Abonnement

Mit Springer Professional "Technik" erhalten Sie Zugriff auf:

über 67.000 Bücher
über 390 Zeitschriften

aus folgenden Fachgebieten:

Automobil + Motoren
Bauwesen + Immobilien
Business IT + Informatik
Elektrotechnik + Elektronik
Energie + Nachhaltigkeit
Maschinenbau + Werkstoffe

Jetzt Wissensvorsprung sichern!

inform now

previous chapter Weitere Reaktorkonzepte

next chapter Betrieb

Andresen, P.L., Gott, K., Nelson, J.L.: Stress corrosion cracking of sensitized type 304 sainless steel in 288\(^{\circ }\)C Water: a five laboratory round robin. In: Proceedings of the 9th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Plants - Water Reactors, S. 423–433, Newport Beach (1999)

Atomgesetz. - Die hier belegten Aussagen sind in nachfolgenden Fassungen des Atomgesetzes erhalten geblieben (1959)

Backfisch, W.: Statusbericht zu den RDB-Einbauten der SWR-Anlage KKP1. Gutachten des TÜV Energietechnik Baden-Württemberg, In (2000)

Bartonicek, J., Hienstorfer, F., Schöckle, F.: Integritätsnachweis für Rohrleitungen im Rahmen der Nachbewertung äußerer Systeme bei GKNI. In: 21. MPA-Seminar, S. 39.1-39.23 (1995)

Bartonicek, J., Kohlpaintner, W., Widera, M., Roos, E., Herter, K.-H., Otremba, F.: Gesamtkonzept zum Integritätsnachweis. Ergebnisse aus MPA/VGB-Forschungsvorhaben, Stuttgart, Vortragsveranstaltung zur Gewährleistung von Sicherheit und Verfügbarkeit von Leichtwasserreaktoren - Vortrag 2.1 (2002)

BMU-Vorhaben SR 2501, technischer Bericht MPA Stuttgart. Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken (2007)

Circumferential cracking of reactor pressure vessel head penetration nozzels. US NRC, Bulletin 2001–01 (2001)

Clarke, W.L., Cowan, R.L., Walker, W.L.: Intergranular corrosion of stainless alloys. In: ASTM STP 656, S. 99–132 (1978)

Coriou, H., et al.: Sensitivity to stress corrosion and intergranular attack of high nickel austenitic alloys. In: Corrosion NACE 22, S. 280–290 (1966)

Davis Besse reactor vessel head degradation. http://www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/vessel-head-degradation.html (2001)

Eigenmann, B.: Untersuchungsbericht über röntgenographische und mechanische Eigenspannungsanalysen an einem Teilstück des Kernmantels des Kernkraftwerks Tullnerfeld im Bereich der Schweißnaht H4. Universität Karlsruhe (TH), Karlsruhe, Institut für Werkstoffkunde I (1997)

Erve, M., et al.: Maßnahmen zur Vermeidung von dehnungsinduzierter Risskorrosion in ferritischen Rohrleitungssystemen von Siedewasserreaktoren. Nucl. Eng. Des. 96, 217–224 (1986)CrossRef

Erve, M., Papuschek, F., Fischer, K., Eidorn, Ch.: State of the art in the manufacture of heavy forcing for reactor components in the federal republic of Germany. Nucl. Eng. Des. 108, 487–495 (1988)CrossRef

Erve, M., Tenckhoff, E., Weiß, E.: Werkstoffkonzept - Basis für Qualität und Zuverlässigkeit von Großanlagen. S. 283–300. VDI-Berichte (1989)

Erve, M.: Replacement of Co-containing alloys in primary circuit components. Man Rem Seminar, Berlin (1990)

Erve, M., Wesseling, U., Kilian, R., Hardt, R., Brümmer, G., Maier, V., Ilg, U.: Rissbildung in Rohrleitungen aus stabilisierten austenitischen Stählen von SWR-Anlagen - Schadensbefunde und Schadensursache. In: 20. MPA-Seminar, Universität Stuttgart (1994)

Erve, M., Wesseling, U., Kilian, R., Hardt, R., Brümmer, G., Maier, V., Ilg, U.: Cracking in stabilized austenitic stainless steel piping of German boiling water reactors - characteristic features an root cause. Nucl. Eng. Des. 171, 113–123 (1997)CrossRef

Ford, F.P.: Effect of oxygen/temperature combinations on the stress corrosion susceptibility of SA 333-Gr6 carbon steel in BWR quality water/EPRI-Forschungsbericht No NP 2589 (1982a)

Ford, F.P.: Mechanisms of environmental cracking in systems peculiar to the power generation industry/EPRI-Forschungsbericht No NP 2406 (1982b)

Ford, F.P.: Current understanding of the mechanisms of stress corrosion on corrosion fatigue. In: ASTM STP 821, S. 32–51 (1984)

Fruehan, R.J.: A review of hydrogen flaking and its prevention. Trans. of AIME S. 61–69 (1997)

GRS-Weiterleitungsnachricht 11/94. Befunde zu Ereignissen in in- und ausländischen Anlagen (1994)

Hickling, J.: Dehnungsinduzierte Risskorrosion: Spannungsrisskorrosion oder Schwingungsrisskorrosion? Der Maschinenschaden 55, 95–105 (1982)

Hickling, J., Blind, D.: Strain induced corrosion cracking of low-alloy steels in LWR systems - case histories and identification of conditions leading to susceptibility. Nucl. Eng. Des. 91, 305–330 (1986)CrossRef

Hochstein, F., Austel, W., Maidorn, C.: Herstellung von Schmiedestücken aus schweren und schwersten Rohblöcken mittels verbesserter Technologien. In: Materialprüfung 22 Nr. 1, S. 40–44 (1980)

Hoffmann, H., Ilg, U., König, G., Mayinger, W., Nagel, G., Schümann, D., Widera, M.: Das Integritätskonzept für Rohrleitungen sowie Leck- und Bruchpostulate in deutschen Kernkraftwerken. VGB PowerTech 7, 78–91 (2007)

Ilg, U., Berg, H., Rühle, W., Wolf, H.: Realisierung von Maßnahmen zur Vermeidung von dehnungsinduzierter Risskorrosion in ferritischen Rohrleitungssystemen eines Siedewasserreaktors. In: 16. MPA-Seminar, Stuttgart (1990)

Ilg, U.: Failure analysis of austenic stainless steel piping in boiling water reactors - root cause and remedies. Power Plant Chem. 7, 261–270 (2005)

Ilg, U., König, G., Schöckle, F., Kirchhof, H.-J.: Einführung des operativen Alterungsmanagements für mechanische Komponenten an den Standorten Neckarwestheim (GKN) und Philippsburg KKP). In: 32. MPA-Seminar, Stuttgart (2006)

Ilg, U.: Fortschritte in Überwachungsprogrammen für Reaktordruckbehälter. Internationale Z. Kernenerg. 29–36 (2007)

Ilg, U., König, G., Erve, M.: Das Werkstoffkonzept in deutschen Leichtwasserreaktoren - Beitrag zur Anlagensicherheit, Wirtschaftlichkeit und Schadensvorsorge. atw 53, 766–781 (2008)

Ilg, U.: Qualitätsstatus von Mischnähten in deutschen DWR- und SWR-Anlagen. RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten und Werkstoffe, Bonn (2009)

Ilg, U., Nagel, G., König, G., Schümann, D., Mayinger, W., Widera, M.: Integrity concept for piping systems with corresponding leak and break postulates in German nuclear power plants. Proceedings of ASME Pressure Vessels and Piping Conference, Baltimore (2011)

Kastner, W., Lochner, H., Rippel, R., Bartholomé, G., Keim, E., Gerscha, A.: Untersuchungen zur instabilen Rissausbreitung und zum Rissstoppverhalten. In: BMFT-Vorhaben 150 320, KWU-Abschlussbericht R 914/83/018 (1983)

Kilian, R., Brümmer, G., Ilg, U., Maier, V.: Characterization of sensitization and stress corrosion cracking behavior of stabilized stainless steels under BWR conditions. In: Proceedings of 7th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors. Breckenridge CO., NACE, S. 529–540 (1995)

Kilian, R., Roth, A.: Corrosion behaviour of reactor coolant system materials in nuclear power plants. Werkstoffe Korros. 53, 727–739 (2002)CrossRef

Kilian, R., Hoffmann, H., Ilg, U., Küster, K., Nowak, E., Wesseling, U., Widera, M.: German experience with intergranular cracking in austenitic piping in BWRs and assessment of parameters affecting the in-service IGSCC behavior using an artificial neural network. In: Proceedings of the 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, S. 803–810 (2005)

Kilian, R., persönliche Mitteilung KTA 1403, Alterungsmanagement in Kernkraftwerken (2010)

KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen, Fassung 06/1998

KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung, Fassung 06/1996 (Entwurf 11/2010)

KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 3: Herstellung, Fassung 11/2007

KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 4: Wiederkehrende Prüfung und Betriebsüberwachung, Fassung 11/2010

KTA 3206, Nachweise zum Bruchausschluss für druckführende Komponenten in Kernkraftwerken. Regelentwurfsvorlage (2012)

KTA 3211, Druck- und aktivitätsführende Komponenten außerhalb des Primärkreises. Teil 1, Werkstoffe, Fassung 06/2000. Teil 2, Auslegung, Konstruktion und Berechnung, Fassung 06/1992 (Entwurf 11/2010). Teil 3, Herstellung, Fassung 11/2003. Teil 4, Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung, Fassung 06/1996 (Entwurf 11/2011)

Kussmaul, K.: Widerstandsfähigkeit von Schweißkonstruktionen im Druckbehälter- und Rohrleitungsbau unter besonderer Berücksichtigung von Fehlern in Schweißverbindungen. In: Schweißen und Schneiden 22 Nr. 12, S. 509–514 (1970)

Kussmaul, K.: Verfügbarkeits- und Sicherheitsaspekte bei geschweißten Bauteilen großerer Wanddicke für Energieerzeugungsanlagen. Der Maschinenschaden 45(6), 231–242 (1972)

Kussmaul, K., Ewald, J., Maier, G., Schellhammer, W.: Enhancement of the quality of the reactor pressure vessel used in light water power plants by advanced material fabrication and testing technologies. In: 4th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, Bd. G. San Francisco (1977)

Kussmaul, K.: Die Gewährleistung der Umschließung - Grundlagen und Nachweis der Berstsicherheit von Reaktordruckbehältern für LWR-Kernkraftwerke. Atomwirtsch. Atomtech. 7(8), 354–361 (1978)

Kussmaul, K.: German basis safety concept rules out possibility of catastrophic failure. Nucl. Eng. Int. 12, 41–46 (1984)

Kussmaul, K.: Fortschritte und Entwicklungstendenzen beim Einsatz hochzäher und hochfester Werkstoffe. In: VGB-Ehrenkolloqium ,,Werkstofftechnik und Betriebserfahrungen”, S. 7–24. Mannheim (1985)

Lenz, E., Wieling, N.: Einflussgrößen auf die Rissinitiierung und auf das Risswachstum in niedrig legierten Feinkornbaustählen in Hochtemperaturwasser. In: 20. Sitzung des DVM-AK Bruchvorgänge, S. 127–166 (1988)

Lenz, E., Wieling, N.: Strain induced corrosion cracking in low alloyed steels under LWR conditions - its influence on crack initiation and cyclic crack growth rate. In: Proceedings of 9th International Congress on Material Corrosion, Bd. 3, S. 178–184 (1984)

Mailand, I., Almazouzi, A.: Untersuchung des Kobalteinbaus in die Oxidschichten von austenitischem Stahl unter SWR-Bedingungen mit und ohne Einfluss von Zink. VGB PowerTech S. 108–111 (2003)

MPA-Bericht 940 279: Betriebliche Rißbildungen in ferritischen Rohrleitungen von Leichtwasserreaktoren mit Schwerpunkt auf Kernkraftwerken mit Siedewasserreaktoren (1985)

MPA/VGB-Forschungsvorhaben 6.6, Untersuchungen zum Tragverhalten von austenitischen Rohren kleinerer Nennweite DN50/DN80. Abschlussbericht MPA Stuttgart (1998)

MPA/VGB-Forschungsvorhaben 3.4, Untersuchungen zum Tragverhalten von ferritischen Rohren kleinerer Nennweite DN50/DN80. Abschlussbericht MPA Stuttgart (2002)

MPA/VGB-Forschungsvorhaben SA-AT 29/05, Integritätskonzept für druckführende Komponenten - Nutzungspapier. rev. 1 (2009)

NUREG-Report No. 1544, Intergranular Stress Corrosion Cracking of BWR Core Shrouds and Other Internal Components (1996)

Rösler, U., Debray, W.: Meilensteine der Werkstofftechnik auf dem Weg der kerntechnischen Entwicklung. VGB-Ehrenkolloqium, ,,Werkstofftechnik und Betriebserfahrungen”, Mannheim, S. 24–38 (1985)

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren Kap. 4.1. vom 24.01.1979. mit Anhang Kap. 4.2 Rahmenspezifikation Basissicherheit 2. Ausgabe (1979)

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren Kapitel 4.1 vom 14.10.1981 - 3. Ausgabe (1981)

Rühle, W., Riess, R.: Overview of activity built up in the latest west German PWRs. Waterchemistry on Nuclear Reactor Systems 5. BNES, London (1989)

Scholtes, B.: Eigenspannungen in mechanischer randschicht-verformten Werkstoffzuständen - Ursachen, Ermittlung und Bewertung, DGM-Informationsgesellschaft (1990)

Scholtes, B., Zinn, W.: Eigenspannungsmessungen an einer austenitischen Schweißnaht mit asymmetrische gelegter UP-Auftragsschweißung vor und nach Glühbehandlung bei \(560^{\circ }\)C/5h. Untersuchungsbericht Institut für Werkstofftechnik - metallische Werkstoffe (2011)

Sicherheitstechnische Regeln des kerntechnischen Ausschusses (KTA): Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke (1977)

Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke. Entwurf (2011)

Stöerfallleitlinien (1983)

Sturm, D., Stoppler, W.: Forschungsvorhaben, ,,Phänomenologische Behälterberstversuche - Versuche zum Traglast- und Bruchverhalten von Rohren mit Längsfehlern (BV I)”. Forderkennzeichen 1500 279 BMFT, Abschlussbericht Phase I. Stuttgart (1985)

Technischer Bericht zum BMU-Vorhaben SR 2501. Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken. MPA Stuttgart (2007)

VGB-R 401 J, Richtlinie für das Wasser in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren (2006)

Wachter, O.: Erfahrungen mit den austenitischen Werkstoffen 1.4541 und 1.4550 in deutschen SWR-Anlagen. In: VGB-Konferenz, ,,Chemie im Kraftwerk 1995”, Essen (1995)

Wachter, O., Brümmer, G.: Experiences with austenitic steels in boiling water reactors. Nucl. Eng. Des. 168, 35–52 (1997)CrossRef

Wellinger, K., Krägeloh, E., Kussmaul, K., Sturm, D.: Die Bruchgefahr bei Reaktordruckbehältern und Rohrleitungen. In: Nuclear Engineering and Design 20 (1972) - SMiRT-1 Konferenz, S. 215–235 Berlin (1971)

Widera, M.: Results on the BWR RPV internals management program of the German NPP Gundremmingen units B and C. In: 10th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Plants - Water Reactors, Lake Tahoe (2001)

Wood, C.-J.: Recent developments in LWR radiation field control. Prog. Nucl. Energy 19(3), 241–266 (1987)CrossRef

Yamashita, H.: SCC of low-grade stainless steel and evaluation method in Japanese BWRs. INPO-IPAC Meeting. Saint Lazare, In (2007)

Title: Werkstoff- und Integritätskonzept für druckführende Komponenten
Authors: Albert Ziegler
Hans-Josef Allelein
Publisher: Springer Berlin Heidelberg
Book: Reaktortechnik
Print ISBN: 978-3-642-33845-8

Electronic ISBN: 978-3-642-33846-5

Copyright Year: 2013
DOI: https://doi.org/10.1007/978-3-642-33846-5_13