Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6914
Limit
Strains for Severe Accident Conditions - Synthesis Report of the EU-project
LISSAC - Contract No. FIKS-CT1999-00012
R. Krieg, M. Seidenfuß (Comp.)
Abstract
The
local failure strains of essential reactor vessel components are investigated.
The size influence of the components is of special interest. Typical severe
accident conditions including elevated temperatures and dynamic loads are
considered.
The main
part of work consists of test families with specimens under uniaxial and
biaxial static and dynamic loads. Within one test family the specimen geometry
and the load conditions are similar, the temperature is the same; but the size
is varied up to reactor dimensions. Special attention is given to geometries
with a hole or a notch causing non-uniform stress and strain distributions
typical for reactor components.
To
manufacture all specimens sufficient material was available from the unused
reactor pressure vessel Biblis C. Thus variations of the mechanical material
properties, which could impair the interpretation of the test results, are
rather small. This has been confirmed by an adequate number of additional
quality assurance tests.
A key
problem was to determine the local strain at failure. Here suitable methods had
to be developed including the so-called “vanishing gap method” and the “forging
die method”. They are based on post test geometrical measurements of the
fracture surfaces and reconstructions of the related strain fields using finite
element calculations, for instance.
To deepen
the understanding of structural degradation and fracture and to allow
extrapolations, advanced computational methods including damage models have
been developed and validated. Several approaches were tried in parallel
including so-called non-local concepts and descriptions of stochastic
properties at grain size level.
The
experimental results indicate that stresses versus dimensionless deformations
are approximately size independent up to failure for specimens of similar
geometry under similar load conditions. Also the maximum stress is
approximately size independent, if failure occurs after the maximum stress is
reached.
Cracks are
initiated, if the local equivalent strain reaches a critical value, called the
local failure strain. It turned out to be more than 50 % for large specimens
approaching the dimensions of the reactor pressure vessel.
The local
failure strains are size dependent. They reach values around 150 % for small
specimens with thicknesses or diameters of a few millimetres.
The
parameter describing the size effect is the radius of holes or notches located
in critical specimen regions. The shape of the specimen and the type of load
plays a minor role.
The scatter
of the results on structural failure is considerable. However statistical
evaluations indicate that the failure strain will hardly fall below a lower
threshold.
Thus limit
strains, depending on the hole or notch radius in the critical specimen region
could be proposed for temperatures up to 400 °C. Dynamic loads are included.
Limit strains for higher temperatures up to 850 °C are also discussed.
Using the
limit strains a more realistic strain based concept can be employed for
analyses of severe accident consequences. Furthermore the results on size
effects will help to examine, whether findings from small scale model
experiments can be converted to reactor conditions.
The
applicability of the results can be extended to other geometries and load
conditions by using recommended theoretical models. However, in any case, care
must be taken when the stress triaxiality is higher than in the tested
specimens. In this case the failure strain may decrease significantly.
Application
of the proposed limit strains to selected severe accident problems shows that
the admissible load increases by a factor between 1.25 and about 2.0 in
comparison to using state-of-the-art rules.
A more
detailed report has been published as FZKA 6854.
Dehnungsgrenzen für Materialbeanspruchungen bei
schweren Unfällen
Zusammenfassung
Die lokalen Versagensdehnungen wesentlicher
Komponenten des Reaktordruckbehälters werden untersucht. Der Größeneinfluss der
Komponenten ist von besonderem Interesse. Typische Unfallbedingungen wie
erhöhte Temperaturen und dynamische Beanspruchungen werden berücksichtigt.
Hauptteil der Arbeiten sind Testfamilien mit
Materialproben unter ein- und mehrachsiger statischer und dynamischer Belastung.
Innerhalb einer Testfamilie ist die Probengeometrie ähnlich und die Temperatur
ist gleich; nur die Probengröße wird variiert bis hin zu Reaktorabmessungen.
Die meisten Proben enthalten ein Loch oder eine gerundete Kerbe. Die dadurch
hervorgerufenen ungleichmäßigen Spannungs- und Dehnungsverteilungen sind
typisch für Reaktorkomponenten.
Zur Herstellung der Proben stand Material von dem
nicht benutzten Reaktordruckbehälter Biblis C zur Verfügung. Dadurch war es
möglich, die störenden Variationen der mechanischen Materialeigenschaften klein
zu halten. Dies wird durch begleitende Materialstichproben bestätigt.
Ein Schlüsselproblem war die Bestimmung der lokalen
Versagensdehnung. Hierzu mussten spezielle Methoden wie zum Beispiel die
„vanishing gap method“ oder die „forging die method“ entwickelt werden. Sie
beinhalten geometrische Vermessungen der Bruchoberflächen nach den Tests und
erlauben die Rekonstruktion der Dehnungsfelder in den Proben während des
Rissbeginns – beispielsweise mit Hilfe von Finite-Elemente-Rechnungen.
Um das Verständnis der beobachteten
Materialschädigungen und der Bruchvorgänge zu vertiefen, wurden
fortgeschrittene theoretische Modelle entwickelt und – wenn möglich –
validiert. Dazu gehören unter anderem so genannte „non-local concepts“, aber
auch Modelle, die die stochastischen Materialeigenschaften der einzelnen Körner
berücksichtigen. Derartige Modelle sind bei der Extrapolation zu anderen
Beanspruchungsbedingungen hilfreich.
Die experimentellen Ergebnisse zeigen, dass für ähnliche
Probengeometrien und Belastungsbedingungen die Spannungen über den
dimensionslosen Verformungen nahezu größenunabhängig sind – bis zu den
jeweiligen größenabhängigen Versagenspunkten. Damit ist auch die
Maximalspannung näherungsweise größenunabhängig, vorausgesetzt Versagen erfolgt
nachdem die Maximalspannung erreicht wurde.
Risse werden initiiert, wenn die lokale
Vergleichsdehnung einen kritischen Wert erreicht. Dieser kritische Wert wird
als lokale Versagensdehnung definiert. Für große Proben im Bereich der
Reaktorabmessungen beträgt sie mehr als 50%.
Die lokale Versagensdehnung ist größenabhängig. Für
kleine Proben mit Dicken oder Durchmessern im Millimeterbereich erreicht sie
etwa 150%. Der die Probengröße beschreibende Parameter ist der Radius der
Löcher und Kerben in den Proben. Die sonstige Form der Proben und die Art der
Belastung hat dagegen nur geringen Einfluss.
Die Streuungen der ermittelten lokalen
Versagensdehnungen sind erheblich. Statistische Bewertungen zeigen jedoch, dass
die lokale Versagensdehnungen einen unteren größenabhängigen Grenzwert nicht
unterschreiten.
Damit war es möglich größenabhängige, d.h. vom Loch-
oder Kerbradius abhängige Dehnungsgrenzen vorzuschlagen. Temperaturvariationen
zwischen Raumtemperatur und 400 °C sowie dynamische Berstungen sind erlaubt.
Dehnungsgrenzen für höhere Temperaturen bis 850 °C werden diskutiert.
Mit Hilfe von Dehnungsgrenzen ist es möglich für
schwere Unfälle ein wesentlich realistischeres, auf Dehnungen basierendes
Bewertungskonzept anzuwenden. Ferner ist es jetzt möglich zu entscheiden,
inwieweit experimentelle Ergebnisse von kleineren Reaktormodellen auf reale
Rektorabmessungen übertragen werden können.
Unter Beachtung der theoretischen Untersuchungen sind
auch Anwendungen auf andere Geometrien und Beanspruchungsbedingungen möglich.
Vorsicht ist jedoch geboten, wenn die Dreiachsigkeit des Spannungszustandes
größer ist als bei den hier untersuchten Proben. In diesem Falle können die
Versagensdehnungen erheblich abnehmen.
Die Anwendung der vorgeschlagnen Dehnungsgrenzen auf
ausgewählte strukturmechanische Probleme bei schweren Unfällen zeigt, dass im
Vergleich zu den bisherigen Bewertungsmethoden, die noch hinnehmbare Belastung
um einen Faktor zwischen 1.25 und etwa 2.0 zunimmt.
Ein ausführlicher Bericht ist unter FZKA 6854
erschienen.
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