Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6972

In-core and Out-of-core Materials Selection for the HPLWR

K. Ehrlich, J. Konys, L. Heikinheimo, S. Leistikow, H. Steiner, P. Arnoux, M. Schirra

Abstract
In this report a state-of-the-art study was performed to investigate the operational conditions for in-core and ex-vessel materials in a future High Performance Light Water Reactor (HPLWR) and to evaluate the potential of existing structural materials for application in fuel elements, core structures and out-of-core components. In the conventional parts of such a novel plant the approved materials of supercritical fossil power plants (SCFPP) can be used for the given temperature (≤ 600°C) and pressure (≈ 250 bar). These are either ferritic/martensitic or austenitic stainless steels.

The design data for the in-core components are, however, very ambitious in comparison with conventional Light Water Reactors, especially regarding the coolant which is under high pressure (≤ 250 bar) and will have a transition from sub- to supercritical state in the core, since the water temperature increases from 290 to 510°C outlet. The expected temperature in the cladding of the fuel elements can reach up to 650°C and the neutron exposure can accumulate up to 1.13×10²³ n/cm² or 60 displacements per atom (dpa) for an envisaged target of 70 GWd/t_U burnup.

Taking these novel operational conditions into account an assessment of available material data was made. It is based on existing creep-rupture data, an extensive analysis of the corrosion in conventional steam power plants and the material behavior under irradiation. Compatibility between fuel and cladding materials is also considered. The potential of the different material groups available for in-core application, to be used as cladding materials of fuel elements, was further investigated by quantitative assumptions on the stress development in claddings and by a determination of the maximum achievable temperatures in dependence of cladding dimensions and the above mentioned operational conditions. More qualitative arguments on stress corrosion susceptibility are also included.

It was stated that for a maximum temperature of 650°C from a standpoint of creep-rupture strength and corrosion resistance not only Ni-alloys but also austenitic stainless steels would fulfill the requirements for application as cladding materials. Taking into account specific items like the neutron absorption, the sensitivity to irradiation-induced helium embrittlement and stress corrosion cracking, it was finally concluded that the austenitic stainless steels are the better choice.

The assessment has also shown that the most uncertain areas in the present analysis are the corrosion behavior under supercritical water conditions, including the effects of water chemistry/radiolysis, and the influence of a high stress state on stress corrosion and deformation mechanisms which govern the creep-rupture and creep buckling properties under irradiation. Future R&D activities should, therefore, concentrate on these open questions.

Materialauswahl für in-case und out-of-case Werkstoffe eines zukünftigen HPLWR

Zusammenfassung
Im Rahmen des HPLWR-Projekts (High Performance Light Water Reactor) wurde eine “state-of-the-art” Studie mit dem Ziel durchgeführt, die Betriebsbedingungen für sogenannte in-core bzw. ex-vessel Werkstoffe zu beschreiben sowie das Potential für existierende Strukturwerkstoffe für Brennelemente, Kernstrukturen und out-of-core-Komponenten abzuschätzen. Im konventionellen Bereich eines HPLWR können bewährte Werkstoffe aus fossilen überkritischen Kraftwerken bei T ≤ 600°C und Drücken von ca. 250 bar eingesetzt werden. Dies sind im wesentlichen ferritisch-martensitische und austenitische Stähle. Die Design-Anforderungen an die Kernkomponenten eines HPLWR sind im Vergleich zu normalen Leichtwasserreaktoren deutlich anspruchsvoller, da das Kühlmedium bei wesentlich höheren Temperaturen bzw. Drücken betrieben wird und im Kern des Reaktors ein Übergang von unterkritisch zu überkritisch, mit all den damit verbundenen Änderungen physikalischer Eigenschaften des Wassers, erfolgt. Die erwartete Oberflächentemperatur des Brennstabs kann 650°C bei einer Neutronenbelastung von bis zu 1.13×10²³ n/cm² oder 60 dpa und einem Abbrand von 70 GWd/t_U erreichen. Unter Berücksichtigung dieser Randbedingungen wurde eine Abschätzung des Materialverhaltens, basierend auf creep-rupture- sowie Korrosionsdaten aus konventionellen Kraftwerken und dem Materialverhalten unter Bestrahlung, durchgeführt. Weiterhin wurde auch die Wechselwirkung zwischen Brennstoff und Brennstabhülle berücksichtigt. Als ein wesentliches Ergebnis der Studie kann festgehalten werden, dass bei Temperaturen bis ca. 650°C aus Sicht der Kriechdaten, neben den bekannten Nickelbasislegierungen auch hochlegierte Edelstähle die Anforderungen erfüllen würden. Berücksichtigt man allerdings zusätzlich Daten wie die Neutronenabsorption, die Empfindlichkeit gegenüber einer He-Versprödung bzw. einer Spannungsrisskorrosion, so stellen die austenitischen Stähle letztlich die bessere Wahl dar. Die Studie hat aber auch aufgezeigt, dass nach wie vor große Lücken im Bereich der Wasserchemie, der Radiolyse, dem Einfluss von hohen mechanischen Spannungen bzw. Deformationsprozessen auf das Kriech- bzw. Kriechbeulverhalten, existieren. Die zukünftigen FuE-Arbeiten müssen dem Rechnung tragen.

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