Application of the Master Curve approach to fracture mechanics characterisation of reactor pressure vessel steel

The paper presents results of a research project founded by the Swiss Federal Nuclear Inspectorate concerning the application of the Master Curve approach in nuclear reactor pressure vessels integrity assessment. The main focus is put on the applicability of pre-cracked 0.4T-SE(B) specimens with short cracks, the verification of transferability of MC reference temperatures T0 from 0.4T thick specimens to larger specimens, ascertaining the influence of the specimen type and the test temperature on T0, investigation of the applicability of specimens with electroerosive notches for the fracture toughness testing, and the quantification of the loading rate and specimen type on T0. The test material is a forged ring of steel 22 NiMoCr 3 7 of the uncommissioned German pressurized water reactor Biblis C. SE(B) specimens with different overall sizes (specimen thickness B=0.4T, 0.8T, 1.6T, 3T, fatigue pre-cracked to a/W=0.5 and 20% side-grooved) have comparable T0. T0 varies within the 1σ scatter band. The testing of C(T) specimens results in higher T0 compared to SE(B) specimens. It can be stated that except for the lowest test temperature allowed by ASTM E1921-09a, the T0 values evaluated with specimens tested at different test temperatures are consistent. The testing in the temperature range of T0 ± 20 K is recommended because it gave the highest accuracy. Specimens with a/W=0.3 and a/W=0.5 crack length ratios yield comparable T0. The T0 of EDM notched specimens lie 41 K up to 54 K below the T0 of fatigue pre-cracked specimens. A significant influence of the loading rate on the MC T0 was observed. The HSK AN 425 test procedure is a suitable method to evaluate dynamic MC tests. The reference temperature T0 is eligible to define a reference temperature RTTo for the ASME-KIC reference curve as recommended in the ASME Code Case N-629. An additional margin has to be defined for the specific type of transient to be considered in the RPV integrity assessment. This margin also takes into account the level of available information of the RPV to be assessed

Anwendung des Master Curve-Konzeptes zur Charakterisierung der Zähigkeit neutronenbestrahlter Reaktordruckbehälterstähle

Die Anwendbarkeit des Master Curve-(MC-)Konzepts zur Charakterisierung des Zähigkeitszustandes bestrahlter Reaktordruck¬behälter-(RDB-)Stähle wurde an drei RDB-Stählen überprüft: IAEA-Referenzstahl 3JRQ57, 1JFL11 (vergleichbar mit 22NiMoCr3-7) sowie russischer WWER-440 Grundwerkstoff KAB-B. In Zugversuchen, Charpy-V-Tests, Risswiderstandskurven nach ASTM E1820 und Master Curve Tests zur Bestimmung der Referenztemperatur T0 nach ASTM E1921 wurden der unbestrahlte Ausgangszustand, je drei Bestrahlungszustände bis hin zu Neutronenfluenzen von 100∙10^18 n/cm² (E>1MeV) sowie bei 475°C/100h thermisch ausgeheilte Zustände untersucht. Mit zusätzlichen auf dem MC-Konzept basierenden Auswerteverfahren nach SINTAP, multimodalem MC-Ansatz (MML) sowie der Unified Curve erfolgte die Bewertung des Einflusses von Materialinhomogenitäten und möglicher MC-Formänderung bei hohen Fluenzen. Wie erwartet geht Neutronenbestrahlung mit Verfestigung und Duktilitätsabnahme einher, d.h. Härte, Festigkeitskennwerte, Charpy-V-Übergangstemperaturen T28J und T41J sowie T0 steigen mit der Neutronenfluenz, während die Bruchdehnung und Hochlagenzähigkeit abnehmen. Am bestrahlungsempfindlichsten reagiert der Stahl 3JRQ57, gefolgt von KAB-B und 1JFL11. Durch die Ausheilbehandlung von 475°C/100h erholen sich die Werkstoffkennwerte der Zugversuche, Charpy-V-Tests und MC-Versuche auf den jeweiligen unbestrahlten Ausgangszustand. Die technischen Ersatzkennwerte für duktile Rissinitiierung bleiben relativ unbeeinflusst von der Neutronenbestrahlung. Die MC nach ASTM E1921 beschreibt die Bruchzähigkeits-Temperaturverläufe für alle drei RDB-Stähle in allen Bestrahlungs- und Ausheilzuständen gut. Bei den niedrig und mittel bestrahlten Zuständen liegen meist mehr als 5% der KJc(1T)-Werte unterhalb der MC-Kurve für 5% Versagenswahrscheinlichkeit. Die MC beschreibt den hoch bestrahlte Zustand (ca. 100∙10^18 n/cm², E>1MeV) aller drei RDB-Stähle sehr gut, auch für Daten außerhalb des Gültigkeitsbereiches T0±50K, und auch für den bestrahlungsempfindlichen 3JRQ57 mit inhomogenem Gefüge. Die Unified Curve überbewertet den Einfluss der Neutronenbestrahlung auf die MC-Kurvenform. Eine mögliche Formänderung der MC durch Neutronenbestrahlung konnte bei keinem der drei untersuchten RDB-Stähle nachgewiesen werden

Why Do secondary cracks preferentially form in hot-rolled ODS steels in comparison with hot-extruded ODS steels?

Secondary cracks are known to absorb energy, retard primary crack propagation and initiate at lower loads than primary cracks. They are observed more often in hot-rolled than in hot-extruded ODS steels. In this work, the microstructural factors responsible for this observation are investigated. Better understanding of these factors can lead to tailoring of improved ODS steels. Fracture toughness testing of two batches of 13Cr ODS steel, one hot-rolled and the other hot-extruded, was carried out. The fracture behaviour of secondary cracks was investigated using scanning electron microscopy (SEM) and electron backscatter diffraction (EBSD). Crystallographic texture and grain morphology play a predominant role in preventing secondary cracks in hot-extruded ODS steels. At lower temperatures, secondary cracks occur predominantly via transgranular cleavage. The fracture mode changes to ductile and intergranular at higher temperatures

Anwendung des Master Curve-Konzeptes zur Charakterisierung der Zähigkeit neutronenbestrahlter Reaktordruckbehälterstähle

Die Anwendbarkeit des Master Curve-(MC-)Konzepts zur Charakterisierung des Zähigkeitszustandes bestrahlter Reaktordruck¬behälter-(RDB-)Stähle wurde an drei RDB-Stählen überprüft: IAEA-Referenzstahl 3JRQ57, 1JFL11 (vergleichbar mit 22NiMoCr3-7) sowie russischer WWER-440 Grundwerkstoff KAB-B. In Zugversuchen, Charpy-V-Tests, Risswiderstandskurven nach ASTM E1820 und Master Curve Tests zur Bestimmung der Referenztemperatur T0 nach ASTM E1921 wurden der unbestrahlte Ausgangszustand, je drei Bestrahlungszustände bis hin zu Neutronenfluenzen von 100∙10^18 n/cm² (E>1MeV) sowie bei 475°C/100h thermisch ausgeheilte Zustände untersucht. Mit zusätzlichen auf dem MC-Konzept basierenden Auswerteverfahren nach SINTAP, multimodalem MC-Ansatz (MML) sowie der Unified Curve erfolgte die Bewertung des Einflusses von Materialinhomogenitäten und möglicher MC-Formänderung bei hohen Fluenzen. Wie erwartet geht Neutronenbestrahlung mit Verfestigung und Duktilitätsabnahme einher, d.h. Härte, Festigkeitskennwerte, Charpy-V-Übergangstemperaturen T28J und T41J sowie T0 steigen mit der Neutronenfluenz, während die Bruchdehnung und Hochlagenzähigkeit abnehmen. Am bestrahlungsempfindlichsten reagiert der Stahl 3JRQ57, gefolgt von KAB-B und 1JFL11. Durch die Ausheilbehandlung von 475°C/100h erholen sich die Werkstoffkennwerte der Zugversuche, Charpy-V-Tests und MC-Versuche auf den jeweiligen unbestrahlten Ausgangszustand. Die technischen Ersatzkennwerte für duktile Rissinitiierung bleiben relativ unbeeinflusst von der Neutronenbestrahlung. Die MC nach ASTM E1921 beschreibt die Bruchzähigkeits-Temperaturverläufe für alle drei RDB-Stähle in allen Bestrahlungs- und Ausheilzuständen gut. Bei den niedrig und mittel bestrahlten Zuständen liegen meist mehr als 5% der KJc(1T)-Werte unterhalb der MC-Kurve für 5% Versagenswahrscheinlichkeit. Die MC beschreibt den hoch bestrahlte Zustand (ca. 100∙10^18 n/cm², E>1MeV) aller drei RDB-Stähle sehr gut, auch für Daten außerhalb des Gültigkeitsbereiches T0±50K, und auch für den bestrahlungsempfindlichen 3JRQ57 mit inhomogenem Gefüge. Die Unified Curve überbewertet den Einfluss der Neutronenbestrahlung auf die MC-Kurvenform. Eine mögliche Formänderung der MC durch Neutronenbestrahlung konnte bei keinem der drei untersuchten RDB-Stähle nachgewiesen werden

Application of the Master Curve approach to fracture mechanics characterisation of reactor pressure vessel steel

The paper presents results of a research project founded by the Swiss Federal Nuclear Inspectorate concerning the application of the Master Curve approach in nuclear reactor pressure vessels integrity assessment. The main focus is put on the applicability of pre-cracked 0.4T-SE(B) specimens with short cracks, the verification of transferability of MC reference temperatures T0 from 0.4T thick specimens to larger specimens, ascertaining the influence of the specimen type and the test temperature on T0, investigation of the applicability of specimens with electroerosive notches for the fracture toughness testing, and the quantification of the loading rate and specimen type on T0. The test material is a forged ring of steel 22 NiMoCr 3 7 of the uncommissioned German pressurized water reactor Biblis C. SE(B) specimens with different overall sizes (specimen thickness B=0.4T, 0.8T, 1.6T, 3T, fatigue pre-cracked to a/W=0.5 and 20% side-grooved) have comparable T0. T0 varies within the 1σ scatter band. The testing of C(T) specimens results in higher T0 compared to SE(B) specimens. It can be stated that except for the lowest test temperature allowed by ASTM E1921-09a, the T0 values evaluated with specimens tested at different test temperatures are consistent. The testing in the temperature range of T0 ± 20 K is recommended because it gave the highest accuracy. Specimens with a/W=0.3 and a/W=0.5 crack length ratios yield comparable T0. The T0 of EDM notched specimens lie 41 K up to 54 K below the T0 of fatigue pre-cracked specimens. A significant influence of the loading rate on the MC T0 was observed. The HSK AN 425 test procedure is a suitable method to evaluate dynamic MC tests. The reference temperature T0 is eligible to define a reference temperature RTTo for the ASME-KIC reference curve as recommended in the ASME Code Case N-629. An additional margin has to be defined for the specific type of transient to be considered in the RPV integrity assessment. This margin also takes into account the level of available information of the RPV to be assessed

Anwendung des Master Curve-Konzeptes zur Charakterisierung der Zähigkeit neutronenbestrahlter Reaktordruckbehälterstähle

Die Anwendbarkeit des Master Curve-(MC-)Konzepts zur Charakterisierung des Zähigkeitszustandes bestrahlter Reaktordruck¬behälter-(RDB-)Stähle wurde an drei RDB-Stählen überprüft: IAEA-Referenzstahl 3JRQ57, 1JFL11 (vergleichbar mit 22NiMoCr3-7) sowie russischer WWER-440 Grundwerkstoff KAB-B. In Zugversuchen, Charpy-V-Tests, Risswiderstandskurven nach ASTM E1820 und Master Curve Tests zur Bestimmung der Referenztemperatur T0 nach ASTM E1921 wurden der unbestrahlte Ausgangszustand, je drei Bestrahlungszustände bis hin zu Neutronenfluenzen von 100∙10^18 n/cm² (E>1MeV) sowie bei 475°C/100h thermisch ausgeheilte Zustände untersucht. Mit zusätzlichen auf dem MC-Konzept basierenden Auswerteverfahren nach SINTAP, multimodalem MC-Ansatz (MML) sowie der Unified Curve erfolgte die Bewertung des Einflusses von Materialinhomogenitäten und möglicher MC-Formänderung bei hohen Fluenzen. Wie erwartet geht Neutronenbestrahlung mit Verfestigung und Duktilitätsabnahme einher, d.h. Härte, Festigkeitskennwerte, Charpy-V-Übergangstemperaturen T28J und T41J sowie T0 steigen mit der Neutronenfluenz, während die Bruchdehnung und Hochlagenzähigkeit abnehmen. Am bestrahlungsempfindlichsten reagiert der Stahl 3JRQ57, gefolgt von KAB-B und 1JFL11. Durch die Ausheilbehandlung von 475°C/100h erholen sich die Werkstoffkennwerte der Zugversuche, Charpy-V-Tests und MC-Versuche auf den jeweiligen unbestrahlten Ausgangszustand. Die technischen Ersatzkennwerte für duktile Rissinitiierung bleiben relativ unbeeinflusst von der Neutronenbestrahlung. Die MC nach ASTM E1921 beschreibt die Bruchzähigkeits-Temperaturverläufe für alle drei RDB-Stähle in allen Bestrahlungs- und Ausheilzuständen gut. Bei den niedrig und mittel bestrahlten Zuständen liegen meist mehr als 5% der KJc(1T)-Werte unterhalb der MC-Kurve für 5% Versagenswahrscheinlichkeit. Die MC beschreibt den hoch bestrahlte Zustand (ca. 100∙10^18 n/cm², E>1MeV) aller drei RDB-Stähle sehr gut, auch für Daten außerhalb des Gültigkeitsbereiches T0±50K, und auch für den bestrahlungsempfindlichen 3JRQ57 mit inhomogenem Gefüge. Die Unified Curve überbewertet den Einfluss der Neutronenbestrahlung auf die MC-Kurvenform. Eine mögliche Formänderung der MC durch Neutronenbestrahlung konnte bei keinem der drei untersuchten RDB-Stähle nachgewiesen werden

Application of the Master Curve approach to fracture mechanics characterisation of reactor pressure vessel steel

The paper presents results of a research project founded by the Swiss Federal Nuclear Inspectorate concerning the application of the Master Curve approach in nuclear reactor pressure vessels integrity assessment. The main focus is put on the applicability of pre-cracked 0.4T-SE(B) specimens with short cracks, the verification of transferability of MC reference temperatures T0 from 0.4T thick specimens to larger specimens, ascertaining the influence of the specimen type and the test temperature on T0, investigation of the applicability of specimens with electroerosive notches for the fracture toughness testing, and the quantification of the loading rate and specimen type on T0. The test material is a forged ring of steel 22 NiMoCr 3 7 of the uncommissioned German pressurized water reactor Biblis C. SE(B) specimens with different overall sizes (specimen thickness B=0.4T, 0.8T, 1.6T, 3T, fatigue pre-cracked to a/W=0.5 and 20% side-grooved) have comparable T0. T0 varies within the 1σ scatter band. The testing of C(T) specimens results in higher T0 compared to SE(B) specimens. It can be stated that except for the lowest test temperature allowed by ASTM E1921-09a, the T0 values evaluated with specimens tested at different test temperatures are consistent. The testing in the temperature range of T0 ± 20 K is recommended because it gave the highest accuracy. Specimens with a/W=0.3 and a/W=0.5 crack length ratios yield comparable T0. The T0 of EDM notched specimens lie 41 K up to 54 K below the T0 of fatigue pre-cracked specimens. A significant influence of the loading rate on the MC T0 was observed. The HSK AN 425 test procedure is a suitable method to evaluate dynamic MC tests. The reference temperature T0 is eligible to define a reference temperature RTTo for the ASME-KIC reference curve as recommended in the ASME Code Case N-629. An additional margin has to be defined for the specific type of transient to be considered in the RPV integrity assessment. This margin also takes into account the level of available information of the RPV to be assessed