Caple AUF900 Manual de usuario descargar pdf (Pagina 28)

ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

tet. Dazu wurden aus der Vielzahl an relevanten

Mischnahtverbindungen in den Kernkraftwerken

zwei Geometrien ausgewählt und für diese ca. 40

Testkörper selektiert. Somit können geometrisch

einfache Rohrleitungsübergänge, aber auch rela-

tiv komplexe Bodendurchführungen des Reaktor-

druckbehälters (RDB) a/jointfilesconvert/360025/bgedeckt werden. Ein Teil

dieser Testkörper wurde speziell für das PARENT-

Projekt neu gefertigt. Die Testkörper wurden soge-

nannten offenen und verdeckten Messreihen zu-

geteilt. Bei den offenen Testkörpern sind im Ge-

gensatz zu den verdeckten Testkörpern die Fehler-

geometrien bekannt. Diese Testkörper sind damit

insbesondere für die Validierung neuer Messtech-

niken interessant. In der Testmatrix wird die Ab-

wicklung der Messkampagne, bei der über 20 La-

bors und Prüffirmen in Europa, Asien und in den

USA involviert sind, geregelt.

Das ENSI hat mit dem Paul Scherrer Institut (PSI),

der Firma ALSTOM (Schweiz), dem Schweize-

rischen Verein für technische Inspektionen (SVTI)

und der eidgenössischen Materialprüfanstalt

(EMPA) eine Schweizer Beteiligung am PARENT-

Projekt a/jointfilesconvert/360025/bgestimmt. Als wesentlicher Schwei-

zer Beitrag für das PARENT-Projekt sind spezielle

Testkörper aus dem Projekt KORA-II (siehe Kapitel

1.1.5) vorgesehen, die für offene Tests verwendet

werden können. Dazu wurden im Berichtsjahr am

PSI insgesamt 8 Testkörper gefertigt. Diese neuar-

tigen Referenzprobekörper weisen realitätsnahe

Spannungskorrosionsrisse auf, die durch sehr zeit-

aufwendige Versuche von bis zu 5 Monaten unter

typischen Wasserchemiebedingungen von Siede-

und Druckwasserreaktoren erzeugt wurden. Die

Versuche wurden a/jointfilesconvert/360025/bgebrochen, sobald der Riss

auf eine gewünschte Grösse im Testköper ange-

wachsen war.

Im Rahmen der Schweizer Beteiligung wurden im

Berichtsjahr umfangreiche zerstörungsfreie Un-

tersuchungen an den im PSI hergestellten Test-

körpern durchgeführt. Ziel war dabei insbeson-

dere die Bestimmung der maximalen Risstiefe, die

für die weitere Verwendung bei den Round-Ro-

bin-Versuchen erforderlich ist. Dazu wurden ver-

schiedene moderne Ultraschallverfahren sowie

eine Röntgentomographie eingesetzt. Zur Validie-

rung und zum Vergleich der eingesetzten zerstö-

rungsfreien Prüftechniken wurde eine Probe auf-

gebrochen. Dabei konnte die zuvor zerstörungs-

frei gemessene Risstiefe bestätigt werden. Weiter-

hin wurde gezeigt, dass die im Labor erzeugten

Risse die typische Rissoberfläche von interkristal-

liner Spannungsrisskorrosion in Nickelbasislegie-

rungen aufweisen, wie sie auch aus der bishe-

rigen Betriebserfahrung in Kernkraftwerken be-

kannt ist.

Bedeutung des Projekts,

Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Aufgrund aktueller Schadensfälle in ausländischen

Kernkraftwerken an Inconel-182-Mischnähten be-

steht ein besonderes Interesse an einer robusten

Prüftechnik für diese Aufgabenstellung. Auch aus

dem geplanten Langzeitbetrieb können sich mög-

liche neue Anforderungen an die Leistungsfähig-

keit der eingesetzten zerstörungsfreien Prüftech-

nik ergeben. Das Projekt PARENT soll einen Beitrag

zu diesen aktuellen Fragestellungen leisten und

zu einer Weiterentwicklung und Optimierung der

Prüftechnik beitragen.

Ausblick

Entsprechend dem Projektplan für PARENT star-

ten 2012 die Round-Robin-Versuche. Dazu kom-

men auch ausgewählte Testkörper in die Schweiz.

An diesen z.T. über 100 kg schweren Testkörpern

sind diverse zerstörungsfreie Messungen vorge-

sehen. Die Messungen werden durch einen offi-

ziellen externen Fachmann überwacht. Für die

Round-Robin-Versuche in Europa kommt die-

ser Fachmann von der schwedischen Qualifizie-

rungsstelle.

1.1.7 NORA – Noble Metal Depo-

sition Behaviour in Boiling

Water Reactors

Auftragnehmer: Paul Scherrer Institut PSI

ENSI-Projektbegleiterin: Heike Glasbrenner

Bericht der Forscher in Anhang A

Einleitung

Die Sicherheit und Lebensdauer von Leichtwasser-

reaktoren werden massgeblich durch die Struk-

turintegrität des Reaktordruckbehälters und der

Hauptkühlmittelleitungen bestimmt. Die welt-

weite Betriebserfahrung von Siedewasserreak-

toren (SWR) zeigt, dass sich während des Reaktor-

betriebes bei ungünstigen Randbedingungen un-

ter dem Einfluss des Reaktorkühlmittels und der

thermomechanischen Betriebsbeanspruchungen

sowie von Eigenspannungen Korrosionsrisse in

druckführenden Primärkreislaufkomponenten bil-

den und ausbreiten können. Gleichzeitig kann sich

die Bruchzähigkeit des Materials unter dem Ein-

1 2 ... 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 ... 303 304

Caple AUF900 Manual de usuario Pagina 28

Comentarios a estos manuales

Caple AUF900 Manual de usuario Pagina 28

Comentarios a estos manuales

Relacionado con productos y manuales para No Caple AUF900