(GRS 578) Forschungen zum Wasserstoffeinfluss auf das Verhalten von Konstruktionswerkstoffen in Kernkraftwerken

Autor: 
S. Faust, I. Fleck, U. Jendrich
Jahr: 
2020

Wasserstoff in metallischen Konstruktionswerkstoffen stellt ein hohes Risikopotenzial dar, da er zur Versprödung des Werkstoffs und zu Rissbildungen führen kann. Wasserstoff kann sowohl bei der Herstellung oder durch chemische Reaktionen bei der Metallverarbeitung, als auch im Betrieb aus dem Betriebsmedium oder durch Korrosion an der Oberfläche in den Werkstoff eindringen.

Die Anfälligkeit für wasserstoffbedingte Schädigungen hängt stark vom Werkstoff ab. Relativ anfällig sind hochfeste bzw. gehärtete Stähle, aber auch Hydride bildende Me-talle wie Zirconium und seine Legierungen. Nickellegierungen und Stähle geringerer Festigkeit sind weniger anfällig. Eine allgemeingültige mechanistische Erklärung für die wasserstoffbedingte Veränderung der Werkstoffeigenschaften bzw. Schädigungen
existiert bisher nicht. Eine besondere Schwierigkeit, Schäden als wasserstoffbedingt zu identifizieren und den Mechanismus aufzuklären, liegt dabei in der Tatsache, dass der Wasserstoff selbst nach Eintritt des Schadens in der Regel nicht mehr im Werkstoff vorhanden ist.

Die Auswertung der deutschen Betriebserfahrung ergab verhältnismäßig wenige meldepflichtige Ereignisse durch wasserstoffbedingte Schädigungen. Relativ häufig waren Schrauben, Federn und ähnliche Bauteile aus hochfesten Stählen betroffen, deutlich weniger Brennstäbe und Kernbauteile aus Zirconiumlegierungen, nur selten Rohrleitungen oder Behälter aus Stählen mittlerer oder geringer Festigkeit und in keinem Fall Behälter-Einbauten. Bei allen betroffenen Bauteilen überwiegt der Anteil der Schäden durch herstellungsbedingten Wasserstoff. Die internationale Betriebserfahrung zeigt ein ähnliches Bild. Hinzu kommen jedoch Schädigungen an Komponenten, die in deutschen Anlagen so nicht vorhanden sind, z. B. Rissbildungen an CANDU-Druckrohren aus Zirconium-Legierungen.

Die tatsächliche sicherheitstechnische Bedeutung war in der überwiegenden Zahl der Fälle gering. Für einige Ereignisse mit potenziell größerer sicherheitstechnischer Bedeutung wurden in GRS-Weiterleitungsnachrichten (WLN) und/oder Stellungnahmen der Reaktor-Sicherheitskommission (RSK) Empfehlungen abgegeben. Einige Fälle mit besonderer Bedeutung werden im Kapitel 7 im Hinblick auf deutsche Anlagen detailliert behandelt. Insgesamt ergeben sich im Rahmen dieses Vorhabens keine neuen Erkenntnisse, aus denen aus Sicht der GRS weiterer Handlungsbedarf für deutsche Anlagen abzuleiten ist.