Bild: Kerbschlagprobe im Zäh-Spröd-Übergangsbereich
Bestimmte grosse Komponenten eines Kernkraftwerks können nicht ausgetauscht werden. Dazu gehört insbesondere der Reaktordruckbehälter (RDB), welcher den Reaktorkern mit den Brennstäben umschliesst. Der Kernbereich des RDB ist der Strahlung mit energiereichen Neutronen ausgesetzt. Diese Bestrahlung führt im Laufe der Betriebszeit zu einer Abnahme der Zähigkeit des Stahls. Das Material im Kernbereich des RDB versprödet und wird dadurch mechanisch weniger belastbar.
In der Ausserbetriebnahmeverordnung des UVEK nimmt die Versprödung des Reaktordruckbehälters eine zentrale Rolle ein. Die Verordnung legt fest, wann ein Kernkraftwerk abgeschaltet werden muss. Ist ein solches Ausserbetriebnahmekriterium erfüllt, muss das Kraftwerk „unverzüglich vorläufig ausser Betrieb genommen“ werden. Um das Alterungsphänomen Strahlungsversprödung überwachen und vorhersagen zu können, wurden bei der Inbetriebnahme des Kraftwerks so genannte Voreilproben in den Reaktor eingehängt. Da diese näher am Reaktorkern sind als die Wand des Reaktordruckbehälters, verspröden die Voreilproben schneller. Damit kann die Zähigkeit der Materialien des RDB vorherbestimmt werden, obwohl der RDB selbst diesen Materialzustand erst in zehn oder zwanzig Jahren erreichen wird.
Um die Alterung zu überwachen und die Versprödung vorhersagen zu können, muss der Betreiber periodisch die aktuelle justierte Sprödbruch-Referenztemperatur des Reaktordruckbehältermaterials bestimmen.
Methode 1: Bestimmung der Bruchzähigkeit aus Kerbschlagbiegeversuchen
Der Kerbschlagbiegeversuch ist das klassische Verfahren, um die Zähigkeitseigenschaften von Werkstoffen zu bestimmen. Der einfache Versuch wird seit über hundert Jahren in der Industrie angewendet. Bei dem Versuch wird eine Werkstoffprobe an einer Seite mit einer Kerbe versehen und mit einem Pendelhammer zerschlagen. Die von der Probe aufgenommene Energie ist ein Mass für die Kerbschlagzähigkeit des Materials. Die Kerbschlagzähigkeit hängt unter anderem von der Probenform und -grösse ab und kann deshalb nicht unmittelbar auf grosse Bauteile übertragen werden. Der Wert wird deshalb mit einer empirischen Methode in die Bruchzähigkeit umgerechnet.
Methode 2-A: Bestimmung der Bruchzähigkeit aus bruchmechanischen Versuchen
Heute werden von den Fachexperten die modernen bruchmechanischen Methoden angewendet, da diese werkstoffkundlich begründet und weitgehend unabhängig von der Grösse der Werkstoffproben sind. Die Versuche basieren auf Proben, in denen ein Schwingungsriss eingebracht ist. Beim Zerreissen der Probe werden verschiedene Messgrössen aufgenommen, aus denen die Bruchzähigkeit direkt bestimmt werden kann.
Moderne Methode ist genauer
Die Auswertung der klassischen Kerbschlagbiegeversuche führt zu sehr konservativen unteren Grenzkurven für die Bruchzähigkeit, da bestimmte Einflüsse und Ungenauigkeiten berücksichtigt werden müssen, wie beispielsweise die Form und Grösse der Probe. Bei den bruchmechanischen Versuchen mit angerissenen Proben ist dagegen eine direkte Übertragbarkeit der Bruchzähigkeit auf das Bauteil möglich. Die bruchmechanische Methode ermöglicht deshalb genauere Aussagen zum wirklichen Zustand des Stahls des Reaktordruckbehälters.
Betreiber muss den Nachweis erbringen
Es ist die Pflicht des Kernkraftwerkbetreibers nachzuweisen, dass die Materialien im Kernbereich des RDB den Grenzwert der Referenztemperatur von 93° Celsius nicht überschreiten. Der Betreiber kann diesen Nachweis entweder mit der sehr konservativen klassischen Kerbschlagbiegeversuchs-Methode oder mit der modernen und genaueren bruchmechanischen Methode erbringen. Das ENSI verlangt, dass die Untersuchungen von einem akkreditierten Prüflabor durchgeführt werden. Im Rahmen der Untersuchungen kann die Aufsichtsbehörde Inspektionen durchführen, um zu prüfen, dass die Qualitätsanforderungen eingehalten werden.
Weitere Informationen
- Laufzeit Schweizer Kernkraftwerke: Die Sicherheit ist entscheidend, nicht das Alter
- Die Alterung von Kernkraftwerken wird laufend überwacht
- Richtlinie ENSI-B01 „Alterungsüberwachung“
- Regulatory Guide 1.99 Rev. 2 der USNRC
- Technische Mitteilung „Konzept Absicherung des Werkstoffzustandes der Reaktordruckbehälter 10/20JRC 0001 für Langzeitbetrieb 60 BJ“ der Axpo (TM-530-MB11008)
- Sicherheitstechnische Stellungnahme zum Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks Beznau – Stellungnahme ENSI zur Erfüllung der Forderung 4.1-1
- Technische Mitteilung „Nachweis Absicherung des Werkstoffzustandes der Reaktordruckbehälter 10/20JRC 0001 für 60 Betriebsjahre Block 1 und 2“ der Axpo (TM-530-MB11071)
- Kernkraftwerk Beznau, Block 1 und 2 – Sicherheitstechnische Stellungnahme zum Langzeitbetrieb des Kernkraftwerks Beznau – Sprödbruchsicherheitsnachweis der Reaktordruckbehälter 10/20JRC 0001 für 60 Betriebsjahre
- Frage 20 im Technischen Forum Kernkraftwerke zur Sprödbruch-Referenztemperatur
