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2013 | OriginalPaper | Buchkapitel

13. Werkstoff- und Integritätskonzept für druckführende Komponenten

verfasst von : Albert Ziegler, Hans-Josef Allelein

Erschienen in: Reaktortechnik

Verlag: Springer Berlin Heidelberg

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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.

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Literatur
Zurück zum Zitat 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) 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)
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Zurück zum Zitat Backfisch, W.: Statusbericht zu den RDB-Einbauten der SWR-Anlage KKP1. Gutachten des TÜV Energietechnik Baden-Württemberg, In (2000) Backfisch, W.: Statusbericht zu den RDB-Einbauten der SWR-Anlage KKP1. Gutachten des TÜV Energietechnik Baden-Württemberg, In (2000)
Zurück zum Zitat 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., 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)
Zurück zum Zitat 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) 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)
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Zurück zum Zitat 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., et al.: Maßnahmen zur Vermeidung von dehnungsinduzierter Risskorrosion in ferritischen Rohrleitungssystemen von Siedewasserreaktoren. Nucl. Eng. Des. 96, 217–224 (1986)CrossRef
Zurück zum Zitat 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., 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
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Zurück zum Zitat Erve, M.: Replacement of Co-containing alloys in primary circuit components. Man Rem Seminar, Berlin (1990) Erve, M.: Replacement of Co-containing alloys in primary circuit components. Man Rem Seminar, Berlin (1990)
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Zurück zum Zitat Ford, F.P.: Current understanding of the mechanisms of stress corrosion on corrosion fatigue. In: ASTM STP 821, S. 32–51 (1984) Ford, F.P.: Current understanding of the mechanisms of stress corrosion on corrosion fatigue. In: ASTM STP 821, S. 32–51 (1984)
Zurück zum Zitat Fruehan, R.J.: A review of hydrogen flaking and its prevention. Trans. of AIME S. 61–69 (1997) Fruehan, R.J.: A review of hydrogen flaking and its prevention. Trans. of AIME S. 61–69 (1997)
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Zurück zum Zitat Hickling, J.: Dehnungsinduzierte Risskorrosion: Spannungsrisskorrosion oder Schwingungsrisskorrosion? Der Maschinenschaden 55, 95–105 (1982) Hickling, J.: Dehnungsinduzierte Risskorrosion: Spannungsrisskorrosion oder Schwingungsrisskorrosion? Der Maschinenschaden 55, 95–105 (1982)
Zurück zum Zitat 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 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
Zurück zum Zitat 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) 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)
Zurück zum Zitat 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) 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)
Zurück zum Zitat 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., 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)
Zurück zum Zitat 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.: Failure analysis of austenic stainless steel piping in boiling water reactors - root cause and remedies. Power Plant Chem. 7, 261–270 (2005)
Zurück zum Zitat 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., 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)
Zurück zum Zitat Ilg, U.: Fortschritte in Überwachungsprogrammen für Reaktordruckbehälter. Internationale Z. Kernenerg. 29–36 (2007) Ilg, U.: Fortschritte in Überwachungsprogrammen für Reaktordruckbehälter. Internationale Z. Kernenerg. 29–36 (2007)
Zurück zum Zitat Ilg, U., König, G., Erve, M.: Das Werkstoffkonzept in deutschen Leichtwasserreaktoren - Beitrag zur Anlagensicherheit, Wirtschaftlichkeit und Schadensvorsorge. atw 53, 766–781 (2008) Ilg, U., König, G., Erve, M.: Das Werkstoffkonzept in deutschen Leichtwasserreaktoren - Beitrag zur Anlagensicherheit, Wirtschaftlichkeit und Schadensvorsorge. atw 53, 766–781 (2008)
Zurück zum Zitat Ilg, U.: Qualitätsstatus von Mischnähten in deutschen DWR- und SWR-Anlagen. RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten und Werkstoffe, Bonn (2009) Ilg, U.: Qualitätsstatus von Mischnähten in deutschen DWR- und SWR-Anlagen. RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten und Werkstoffe, Bonn (2009)
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Zurück zum Zitat 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) 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)
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Zurück zum Zitat Kilian, R., persönliche Mitteilung KTA 1403, Alterungsmanagement in Kernkraftwerken (2010) Kilian, R., persönliche Mitteilung KTA 1403, Alterungsmanagement in Kernkraftwerken (2010)
Zurück zum Zitat KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen, Fassung 06/1998 KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen, Fassung 06/1998
Zurück zum Zitat 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 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung, Fassung 06/1996 (Entwurf 11/2010)
Zurück zum Zitat KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 3: Herstellung, Fassung 11/2007 KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 3: Herstellung, Fassung 11/2007
Zurück zum Zitat KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 4: Wiederkehrende Prüfung und Betriebsüberwachung, Fassung 11/2010 KTA 3201, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 4: Wiederkehrende Prüfung und Betriebsüberwachung, Fassung 11/2010
Zurück zum Zitat KTA 3206, Nachweise zum Bruchausschluss für druckführende Komponenten in Kernkraftwerken. Regelentwurfsvorlage (2012) KTA 3206, Nachweise zum Bruchausschluss für druckführende Komponenten in Kernkraftwerken. Regelentwurfsvorlage (2012)
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Zurück zum Zitat 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.: 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)
Zurück zum Zitat Kussmaul, K.: Verfügbarkeits- und Sicherheitsaspekte bei geschweißten Bauteilen großerer Wanddicke für Energieerzeugungsanlagen. Der Maschinenschaden 45(6), 231–242 (1972) Kussmaul, K.: Verfügbarkeits- und Sicherheitsaspekte bei geschweißten Bauteilen großerer Wanddicke für Energieerzeugungsanlagen. Der Maschinenschaden 45(6), 231–242 (1972)
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Zurück zum Zitat 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.: Die Gewährleistung der Umschließung - Grundlagen und Nachweis der Berstsicherheit von Reaktordruckbehältern für LWR-Kernkraftwerke. Atomwirtsch. Atomtech. 7(8), 354–361 (1978)
Zurück zum Zitat Kussmaul, K.: German basis safety concept rules out possibility of catastrophic failure. Nucl. Eng. Int. 12, 41–46 (1984) Kussmaul, K.: German basis safety concept rules out possibility of catastrophic failure. Nucl. Eng. Int. 12, 41–46 (1984)
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Zurück zum Zitat 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.: 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)
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Zurück zum Zitat MPA/VGB-Forschungsvorhaben 3.4, Untersuchungen zum Tragverhalten von ferritischen Rohren kleinerer Nennweite DN50/DN80. Abschlussbericht MPA Stuttgart (2002) MPA/VGB-Forschungsvorhaben 3.4, Untersuchungen zum Tragverhalten von ferritischen Rohren kleinerer Nennweite DN50/DN80. Abschlussbericht MPA Stuttgart (2002)
Zurück zum Zitat MPA/VGB-Forschungsvorhaben SA-AT 29/05, Integritätskonzept für druckführende Komponenten - Nutzungspapier. rev. 1 (2009) MPA/VGB-Forschungsvorhaben SA-AT 29/05, Integritätskonzept für druckführende Komponenten - Nutzungspapier. rev. 1 (2009)
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Zurück zum Zitat Rösler, U., Debray, W.: Meilensteine der Werkstofftechnik auf dem Weg der kerntechnischen Entwicklung. VGB-Ehrenkolloqium, ,,Werkstofftechnik und Betriebserfahrungen”, Mannheim, S. 24–38 (1985) Rösler, U., Debray, W.: Meilensteine der Werkstofftechnik auf dem Weg der kerntechnischen Entwicklung. VGB-Ehrenkolloqium, ,,Werkstofftechnik und Betriebserfahrungen”, Mannheim, S. 24–38 (1985)
Zurück zum Zitat 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 Kap. 4.1. vom 24.01.1979. mit Anhang Kap. 4.2 Rahmenspezifikation Basissicherheit 2. Ausgabe (1979)
Zurück zum Zitat RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren Kapitel 4.1 vom 14.10.1981 - 3. Ausgabe (1981) RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren Kapitel 4.1 vom 14.10.1981 - 3. Ausgabe (1981)
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Zurück zum Zitat 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) 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)
Zurück zum Zitat 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) 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)
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Zurück zum Zitat 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.: Erfahrungen mit den austenitischen Werkstoffen 1.4541 und 1.4550 in deutschen SWR-Anlagen. In: VGB-Konferenz, ,,Chemie im Kraftwerk 1995”, Essen (1995)
Zurück zum Zitat Wachter, O., Brümmer, G.: Experiences with austenitic steels in boiling water reactors. Nucl. Eng. Des. 168, 35–52 (1997)CrossRef Wachter, O., Brümmer, G.: Experiences with austenitic steels in boiling water reactors. Nucl. Eng. Des. 168, 35–52 (1997)CrossRef
Zurück zum Zitat 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) 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)
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Zurück zum Zitat Wood, C.-J.: Recent developments in LWR radiation field control. Prog. Nucl. Energy 19(3), 241–266 (1987)CrossRef Wood, C.-J.: Recent developments in LWR radiation field control. Prog. Nucl. Energy 19(3), 241–266 (1987)CrossRef
Zurück zum Zitat Yamashita, H.: SCC of low-grade stainless steel and evaluation method in Japanese BWRs. INPO-IPAC Meeting. Saint Lazare, In (2007) Yamashita, H.: SCC of low-grade stainless steel and evaluation method in Japanese BWRs. INPO-IPAC Meeting. Saint Lazare, In (2007)
Metadaten
Titel
Werkstoff- und Integritätskonzept für druckführende Komponenten
verfasst von
Albert Ziegler
Hans-Josef Allelein
Copyright-Jahr
2013
Verlag
Springer Berlin Heidelberg
DOI
https://doi.org/10.1007/978-3-642-33846-5_13