Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6864

Entwicklung des Werkstoffs X10CrNiMoTiB 15 15 als Strukturmaterial für Brennelemente

H.-J. Bergmann, W. Dietz, K. Ehrlich, G. Mühling, M. Schirra

Zusammenfassung
In Deutschland wurde 1993 nach 30 Jahren intensiver Forschung das Projekt des Schnellen natriumgekühlten Reaktors SNR 300 eingestellt. Bis zu diesem Zeitpunkt wurden sehr leistungsfähige Brennelemente mit erreichten Spitzenabbränden von bis zu 200 GWd/tU entwickelt. Eine wesentliche Voraussetzung hierfür war die Auswahl geeigneter Strukturmaterialien für die Brennelemente, insbesondere Brennstab-Hüllrohre und Brennelementkästen. Deren Verhalten unter den besonders heraus-fordernden Bedingungen hoher akkumulierter Neutronendosen, die zu einer Reihe neuartiger Bestrahlungsphänomene wie Schwellen, bestrahlungsinduziertem Kriechen und Versprödung führten, stellte sich dabei als standzeitbegrenzend heraus.

Von einem Konsortium bestehend aus der Firma Interatom/Siemens-KWU und dem Forschungszentrum Karlsruhe wurden, zeitweise verstärkt durch vertragliche Zusammenarbeit mit verschiedenen internationalen Partnern, eingehende technolo-gische und grundlegende Arbeiten zur Entwicklung geeigneter Strukturmaterialien durchgeführt. Die Arbeiten konzentrierten sich dabei im Gegensatz zu anderen inter-nationalen Schnellen Reaktorprojekten von Anfang an auf die Gruppe von stabili-sierten hochwarmfesten austenitischen Stählen und im besonderen auf den Werk-stoff X10CrNiMoTiB 15 15 (W.-Nr. 1.4970) als Hüllwerkstoff. In verschiedenen Bestrahlungsexperimenten wurden Neutronendosen bis zu 3x10²³ n/cm², die durchschnittlich einer 130-maligen Verlagerung jedes Gitteratoms (dpa) während der Versuchszeit entspricht, erreicht. Damit konnten die Ergebnisse an Hüllwerkstoffen anderer Projekte, wie dem Stahl AISI 316 und seiner Ti-stabilisierten Variante 316 Ti, deutlich übertroffen werden. Inwieweit die aus den weiter optimierten Varianten des 1.4970 (1.4970 mod.) abgeleitete Spezifikation AIM 1 eines Ti-stabilisierten Hüll-werkstoffs für die angestrebte Neutronendosis von mehr als 4x10²³ n/cm² oder 200 dpa in einer kommerziellen Anlage wie dem European Fast Reactor ausreicht, konnte wegen Beendigung des Projektes nicht geklärt werden.

Ziel des vorliegenden Berichtes war es, eine zusammenfassende Bewertung aller gewonnenen Ergebnisse bei der Entwicklung dieses Werkstoffes vorzunehmen. Sie umfasst eine Darstellung der Entwicklungsschritte, eine eingehende Dokumentation der untersuchten Eigenschaften, die wesentlichen Schwerpunkte bei der Entwicklung geeigneter Werkstofftechnologien und gibt eine Übersicht über die durchgeführten Bestrahlungsexperimente und Performancetests. Der Bericht soll im Sinne einer Kompetenzerhaltung eine Übersicht über das Werkstoffkonzept und die erreichten Forschungsergebnisse geben und ihre Anwendung sowohl im Bereich der allgemeinen Kraftwerkstechnik als auch bei möglichen zukünftigen Studien über fort-geschrittene Reaktorsysteme ermöglichen. Es ist auch vorgesehen, die Werkstoff-daten in einer Datenbank bereitzustellen.

The Development of material X10CrNiMoTiB 15 15 as structural material for fuel elements

Abstract
In Germany, the project of a sodium-cooled fast reactor (SNR 300) was stopped in 1993 after 30 years of intensive research and development. Up to that date efficient fuel elements were developed which reached burn-ups of about 200 GWd/t. An essential prerequisite for that was the selection of suitable structural materials for fuel elements and wrappers. The behaviour of these materials under the extreme conditions of high accumulated neutron dose, which resulted in some completely new irradiation phenomena, i.e. swelling, irradiation induced creep and embrittlement, turned out to be a life-time-limiting factor.

Fundamental scientific and technological work to develop, characterise and test appropriate materials for these components was carried out by a cooperation between the company Interatom/Siemens-KWU and Forschungszentrum Karlsruhe, temporarily supported by contracts with international partners. From the beginning, in contrast to some other international fast reactor projects, the work concentrated on the group of stabilised, heat resistant austenitic steels for fuel element claddings, mainly on the material X10CrNiMoTiB 15 15 (W.-Nr. 1.4970). In numerous irradiation experiments neutron doses up to 3x10²³ n/cm² could be reached. Due to the abrupt stop of the German fast reactor programme it was not more possible to prove if the endeavoured goal of 4x10²³ n/cm² for a commercial reactor unit could be reached with an improved modification of the Ti-stabilized steel (W. -Nr. 1.4970 mod.)

The following report will give a comprehensive assessment of all the results gained during the development of this material. It contains a description of the separate steps for the development, a rather extensive documentation of the examined properties and the most substantial items necessary for a technological application of the material. It also includes a summary of the irradiation experiments and performance tests.

With regard to knowledge preservation, the report also wants to give a survey of all the research work for this type of structural material, which might thus be used for general application in reactor technology and also for future studies for advanced reactor systems.

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