Kernforschungszentrum Karlsruhe, Institut fuer Materialforschung. Ergebnisbericht ueber Forschungs- und Entwicklungsarbeiten 1993

Das Institut besteht aus den drei Teilinstituten IMF I, IMF II und IMF III. Die Aufgabengebiete gliedern sich in Angewandte Werkstoffphysik (IMF I), Werkstoff- und Strukturmechanik (IMF II) und Werkstoff-Prozesstechnik (IMF III). Das IMF I arbeitet hierbei bevorzugt an der Entwicklung von metallischen, nicht-metallischen und Verbundwerkstoffen sowie an Fragen der Struktur und Eigenschaften von Grenzflaechen und Oberflaechenschutzschichten. Schwerpunktmaessig behandelt das IMF II die Zuverlaessigkeit von Komponenten, Versagensmechanik und Schadenskunde. Das IMF III untersucht verfahrenstechnische Fragestellungen im Rahmen der Herstellung von keramischen Werkstoffen und Fusionsbrutstoffen und die Auslegung kerntechnischer Komponenten. An den verschiedenen Arbeitsschwerpunkten des Kernforschungszentrums wirkt das Institut mit seinen Forschungsarbeiten besonders in der Kernfusion, Mikrosystemtechnik, Nuklearen Sicherheitsforschung, der Supraleitung, sowie bei den schadstoff- und abfallarmen Verfahren mit. Es werden Material- und Festigkeitsprobleme fuer zukuenftige Fusionsreaktoren und fuer Kernspaltungsreaktoren, in hochleistungsfaehigen Mikrosystemen, sowie sicherheitsrelevante Fragen der Kerntechnik untersucht. Weiterhin werden nicht projektgebundene Forschungen auf dem Gebiet metallischer, keramischer und polymerer Werkstoffe fuer hohe Beanspruchungen betrieben. (orig.)The Institute consists of three parts IMF I, IMF II and IMF III. The tasks are divided into applied material physics (IMF I), material and structural mechanics (IMF II) and material process technology (IMF III). IMF I works preferably on the development of metallic, non-metallic and compound materials and on questions of the structure and properties of boundary surfaces and surface protection coatings. The main work of IMF II is the reliability of components, failure mechanics and the science of damage. IMF III examines process technology questions in the context of the manufacture of ceramic materials and fusion materials and the design of nuclear components. The Institute works on various main points of the Kernforschungszentrum in its research work, particularly in nuclear fusion, micro-system technique, nuclear safety research, superconductivity and in processes with little harmful substances and waste. Material and strength problems for future fusion reactors and fission reactors, in powerful micro systems and safety-related questions of nuclear technology are examined. Also, research not bound to projects in the field of metallic, ceramic and polymer materials for high stresses is carried out. (orig.)Available from TIB Hannover: ZA 5141(5334) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman

Institut fuer Materialforschung. Ergebnisbericht ueber Forschungs- und Entwicklungsarbeiten 1992

The present annual report describes the activities undertaken by the IMF in the following areas: 1. Low-pollutant and low-waste techniques (treatment and utilization of special wastes); 2. Nuclear fusion (studies for NET/ITER; structural materials for fusion devices; superconducting magnets; plasmas heating technique; blanket development; component-related safety investigations); 3. Nuclear safety research (safety and materials of fast breeders; transient behaviour of fast breeder fuel elements; LWR-oriented safety research; containment concepts for PWR-plants); 4. Nuclear waste management (materials studies of waste forms); 5. Superconductivity (superconductor developments); 6. Microsystems engineering (development and testing of compact and laminated materials of microsystems engineering); 7. Handling technique (remote handling components for invasive surgery); 8. Materials and interfaces (inter alia high-performance ceramics, failure behaviour, LCP, biomechanics). The appendix lists all publications or primary reports by the IMF in 1992. (orig./HP)Der vorliegende Jahresbericht beschreibt die Aktivitaeten des IMF auf folgenden Gebieten: 1. Projekt Schadstoff- und Abfallarme Verfahren (Behandlung und Verwertung von Sonderabfaellen); 2. Projekt Kernfusion (Studien fuer NET/ITER; Strukturwerkstoffe fuer Fusionsanlagen; Supraleitungsmagnete; Plasmaheiztechnik; Blanketentwicklung, Komponentenbezogene Sicherheitsuntersuchungen); 3. Projekt Nukleare Sicherheitsforschung (Sicherheit und Stofffragen von Schnellen Bruetern; Transientenverhalten von Brennelementen von Schnellen Bruetern; LWR-orientierte Sicherheitsforschung; Containmentkonzeptionen fuer DWR-Anlagen); 4. Nukleare Entsorgung (Werkstoffkundliche Untersuchungen an Abfallgebinden); 5. Supraleitung (Supraleiterentwicklungen); 6. Mikrotechnik (Entwicklung und Pruefung kompakter und schichtfoermiger Werkstoffe der Mikrotechnik); 7. Handhabungstechnik (Fernhantierungsgerechte Bauelemente fuer invasive Chirurgie); 8. Werkstoffe und Grenzflaechen (u.a. Hochleistungskeramik, Versagensverhalten, LCP, Biomechanik). Im Anhang werden alle Veroeffentlichungen bzw. Primaerberichte des IMF im Jahre 1992 angegeben. (orig./MM)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5134) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Metallkundliche und mechanische Untersuchungen an dem schwach aktivierbaren martensitischen Chromstahl OPTIFER-IV

Ausgehend von dem hochwarmfesten martensitischen Chromstahl mit der Werkstoff-Nr. 1.4914 wurde durch Substitution der stark aktivierenden Legierungselemente Mo, Nb und Ni durch die wenig aktivierenden Elemente W, Ta und Ce und weitere metallurgische Veraenderungen ein nur schwach aktivierbarer martensitischer Stahl entwickelt, der sich in seiner zukuenftigen Form als Werkstoff fuer die Erste Wand und Blanketstrukturen von Fusionsmaschinen eignen soll. Der Stahl OPTIEFER-IV, Chg. 986489 wurde auf metallurgische und mechanische Eigenschaften untersucht. Das Umwandlungsverhalten der neuen Charge entspricht noch weitgehend dem des Vorgaengerstahles CETA. Der neue Stahl ist voll martensitisch, deltaferritfrei, feinkoernig und gut durchhaertbar. Die Zugeigenschaften entsprechen den Anforderungen, un die Kerbschlageigenschaften sind hervorragend. (orig.)Derived from a martensitic chromium-steel (1.4914) with high strength at elevated temperatures, a new low activating steel OPTIFER-IV, Chg. 986489, had been developed for an application as 'First Wall' - and as structural material for fusion devices. The alloying elements with high activation like Mo, Ni and Nb had been substituted by similar acting, but low activating elements like W and Ta. Some metallurgical and mechanical properties had been tested in order to decide the kind of alloying. The new steel is fully martensitic without #delta#-ferrite, fine-grained and well hardenable. The tensile properties satisfy the requirements, and the notch impact bending properties are excellent. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5353) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Zuverlaessigkeitsanalyse komplexer Bauteile mit Hilfe der stochastischen Finite-Elemente-Methode

The aim of the present work is the development and investigation of stochastic finite element methods for the calculation of component reliabilities. Different probabilistic methods are used in conjuction with the commerical finite element code ABAQUS. The following probabilistic methods are used: Monte-Carlo method, response surface procedure and the reliability method of first order (FORM). The gradient of specific results of a finite element analysis with respect to scattering input parameters is calculated using the adjoint method. Both, the material properties and the geometrical dimensions of the component are taken into account as scattering input quantities. The procedures developed are applied to analyse the reliability of turbine blades. The stochastic output quantities considered in this study are the deflection and the eigenfrequencies of the turbine blades. (orig.)Ziel der vorliegenden Arbeit ist die Entwicklung und Untersuchung stochastischer Finite-Elemente-Methoden zur Ermittlung von Bauteilzuverlaessigkeiten. Dabei werden verschiedene probabilistische Analyseverfahren mit dem kommerziellen Finite-Elemente-Programm ABAQUS kombiniert. Als probabilistische Verfahren kommen die Monte-Carlo-Methode, das Antwortflaechenverfahren und die Zuverlaessigkeitsmethode erster Ordnung zum Einsatz. Die adjungierte Methode wird im Rahmen des Zuverlaessigkeitsverfahrens verwendet, um den Gradienten bestimmter Ergebnisse einer Finite-Elemente-Rechnung bezueglich streuender Eingangsparameter zu ermitteln. Dabei sind als streuende Eingangsgroessen sowohl die Materialeigenschaften als auch geometrische Abmessungen des Bauteils beruecksichtigt worden. Die entwickelten und untersuchten Verfahren werden dann auf die Zuverlaessigkeitsanalyse von Turbinenschaufeln angewendet. Dabei stand die Untersuchung des Verformungsverhaltens und der Eigenfrequenzen der Turbinenschaufeln im Vordergrund. (orig.)Available from TIB Hannover: ZA 5141(5316) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman

Ein Verfahren zur Optimierung der Faserverlaeufe in Verbundwerkstoffen durch Minimierung der Schubspannungen nach Vorbildern der Natur

A method to optimize fiber arrangement in composite materials is developed and introduced. Herein fibers are arranged parallel to the principal stress trajectories of the loaded structure. Natural fiber orientations of tensile, compression and bending loaded biological structures are determined. It is shown that their fiber orientation is optimized for their loading situation. Engineering fiber structures are optimized with regard to minimized shear stresses between the fibers and in case of a plate with a hole are loaded in tensile testing. The tensile strength is increased by fiber orientation parallel to the stress trajectories in comparison to unidirectionary fiber orientation. By additional optimization of the distribution of the elastic modulus in composite structures an improvement in stress distribution is achieved. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5406) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Stress intensity factors and weight functions for cracks in front of notches

The knowledge of stress intensity factors for cracks at notch roots is important for the fracture mechanical treatment of real components. Stress intensity factor solutions are available only for special notches and externally applied loads. For the treatment of more complex loadings as thermal stresses near the notch root the weight function is needed in addition. In the first part of this report weight functions for cracks in front of internal notches are derived from stress intensity factor solutions under external loading available in the literature. The second part deals with cracks in front of edge notches. Limit cases of stress intensity factors are derived which allow to estimate stress intensity factors for cracks in front of internal elliptical notches with arbitrary aspect ratio of the ellipse and for external notches. (orig.)Die Kenntnis der Spannungsintensitaetsfaktoren fuer Risse an Kerben hat grosse Bedeutung fuer die bruchmechanische Behandlung realer Bauteile. Spannungsintensitaetsfaktoren sind fuer einige Kerbtypen bei aeusserer Belastung verfuegbar. Fuer die Bewertung komplexerer Spannungen, z.B. thermische Spannungen von der Kerbe, ist die Kenntnis der bruchmechanischen Gewichtsfunktion erforderlich. Im ersten Teil des Berichts wird die Gewichtsfunktion fuer den Riss an einer elliptischen Innenkerbe aus Spannungsintensitaetsfaktoren aus der Literatur berechnet. Der zweite Teil befasst sich mit der einseitigen Aussenkerbe. Loesungen einfacher Grenzfaelle werden angegeben und es wird eine Interpolationsmethode vorgestellt, die es gestattet, beliebige dazwischenliegende Faelle zu behandeln. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5254) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Rechnerische und experimentelle Ermittlung der Konstitution von keramischen Vielstoffsystemen

Um ein einheitliches Bild ueber die Konstitution von Metall/Nichtmetall-Vielstoffsystemen zu bekommen werden umfangreiche Literaturdaten kritisch bewertet und als Grundlage fuer einige Berechnungen und Experimente aufbereitet. Folgende Mehrstoffsysteme werden behandelt: 1. Mehrstoffsysteme 'keramischer' Materialien mit teilweise metallischem Charakter (Carbide, Nitride, Oxide, Boride, Carboxide, Carbonitride, Borocarbide, Oxinitride der Uebergangsmetalle); 2. Mehrstoffsysteme nichtmetallischer Materialien mit vorwiegend kovalentem Charakter (SiC, Si_3N_4, SiB_6, BN, Al_4C_3, Be_2C); 3. Mehrstoffsysteme nichtmetallischer Materialien mit vorwiegend heteropolarem Charakter (Al_2O_3, TiO_2, BeO, SiO_2, ZrO_2). Auch die Uebergaenge 1. und 2., 1. und 3. sowie 2. und 3. werden beruecksichtigt. Weiterhin wird erstmalig ein Vergleich und eine Bewertung der derzeit verfuegbaren Rechenprogramme zur Berechnung thermodynamischer Gleichgewichte insbesondere im Hinblick auf die Nutzung durch den Praktiker vorgenommen. Mit Hilfe von bestehenden Rechenprogrammen und ausgesuchten thermodynamischen Daten werden Phasendiagramme fuer viele nicht bekannte Systeme berechnet und fuer teilweise bekannte Systeme vervollstaendigt. Zur Verifizierung der Rechnungen dienen zahlreiche experimentelle Untersuchungen pulver- und schmelzmetallurgischer Art. Dem Praktiker werden Hinweise gegeben, sich selbst einen Ueberblick ueber die Konstitution von Mehrstoffsystemen zu verschaffen. Es werden insgesamt 690 Systeme ausgewertet, 126 erstmals errechnet sowie 52 Systeme zusaetzlich in wesentlichen Teilen experimentell abgesichert. Als Basis fuer die Rechnungen dienen eigene, neue Daten fuer ueber 60 ternaere Phasen, wobei die Datenbereiche fuer die Freien Bildungsenthalpien abgeschaetzt und eingegrenzt werden. (orig./MM)This work shows a way to combine thermodynamic calculations and experiments in order to get useful information on the constitution of metal/non-metal systems. Many data from literature are critically evaluated and used as a basis for experiments and calculations. The following multi-component systems are treated: 1. Multi-component systems of 'ceramic' materials with partially metallic bonding (carbides, nitrides, oxides, borides, carbonitrides, borocarbides, oxinitrides of the 4-8th transition group metals) 2. multi-component systems of non-metallic materials with dominant covalent bonding (SiC, Si_3N_4, SiB_6, BN, Al_4C_3, Be_2C) 3. multi-component systems of non-metallic materials with dominant heteropolar bonding (Al_2O_3, TiO_2, BeO, SiO_2, ZrO_2). The interactions between 1. and 2., 2. and 3., 1. and 3. are also considered. The latest commercially available programmes for the calculation of thermodynamical equilibria and phase diagrams are evaluated and compared considering their facilities and limits. New phase diagrams are presented for many presently unknown multi-component systems; partly known systems are completed on the basis of selected thermodynamic data. The calculations are verified by experimental investigations (metallurgical and powder technology methods). Altogether 690 systems are evaluated, 126 are calculated for the first time and 52 systems are experimentally verified. New data for 60 ternary phases are elaborated by estimating the data limits for the Gibbs energy values. A synthesis of critical evaluation of literature, calculations and experiments leads to new important information about equilibria and reaction behaviour in multi-component systems. This information is necessary to develop new stable and metastable materials. (orig./MM)Available from TIB Hannover: ZA 5141(5431) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman

Materialverhalten unter Bestrahlung

There is a lack of really comprehensive presentations of the behaviour of materials under irradiation, which are qualified for an introduction of this field of knowledge. Therefore this report gives access to the contents of an appropriate lecture of the author at the Karlsruhe university which thus becomes available to a larger circle of readers. First the different kinds of radiation are presented with regard to their effect on materials, and also the groups of materials to be considered under technical aspects. A separate chapter is devoted to the particularities of the irradiation behaviour of polymer and glass materials. But the main importance is subsequently given to the presentation of the irradiation effects in crystalline materials with the following items: Atom displacement rate under neutron irradiation, effect of point defects and formation of defect aggregates, volume change, change of electric, thermal and mechanical properties of ceramics, graphitic and metallic matrials. Finally the significance of atom transmutation under neutron irradiation is treated, especially with regard to radioactivation and gas bubble formation. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5403) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

POUSSIX CEA/DEBENE irradiation experiment in PHENIX

POUSSIX war ein gemeinsames Bestrahlungsexperiment im Rahmen der Schnellbrueterzusammenarbeit von CEA und DEBENE zur Untersuchung des Verhaltens von hochdichtem Brennstoff bei hohen Abbraenden. Insgesamt zwoelf Staebe aus deutscher (8) und belgischer (4) Fertigung wurden im franzoesischen Schnellen Brutreaktor PHENIX bestrahlt. Die Bestrahlung dauerte von Oktober 1984 bis Juli 1987. Ein Teil der nicht-zerstoerenden Nachuntersuchung wurde in Cadarache, die zerstoerende Nachuntersuchung an 3 Staeben in Karlsruhe durchgefuehrt. Der primaere Versuchsparameter war die Schmierdichte, sie betrug zwischen 88 und 92% TD. Als sekundaerer Versuchsparameter diente die Brennstoff/Huelle Spaltgroesse, sie reichte von 100 bis 275 #mu#m diametral. Alle Staebe verhielten sich gut. Die mechanischen Wechselwirkungen blieben auch nach einem Abbrand von fast 10 at% gering. Fuer die Huellaufweitungen muss in erster Linie die Wirkung des schnellen Flusses auf den Huellstahl (1.4970 cw,a) verantwortlich gemacht werden. Bei einer Dosis von 113 dpa F (85 dpa NRT) betrug die maximale Druckmessvergroesserung 65 #mu#m oder 0.9%. Die hohe Schmierdichte hatte keine nachteiligen Auswirkungen auf das Stabverhalten. Die Staebe mit kleinerem Spalt verhielten sich eher besser als die mit grossem Spalt. Der zentrale Hohlraum in den Ringtablettensaeulen blieb nicht hohl ueber die gesamte Saeulenlaenge. An beiden Enden gab es Verstopfungen durch Brennstoffkondensation, und weiter in Stabmitte auch solche durch Ausscheidungen (ingots) metallischer Spaltprodukte. Eine Nachbestrahlung im HFR Petten mit einer Leistungstransienten von ueber 150% haben die zwei dabei eingesetzten hochabgebrannten Staebe gut ueberstanden. (orig.)POUSSIX was a common irradiation experiment in the frame of the CEA/DEBENE fast breeder co-operation to test the behaviour of high density fuel at high burn-up. Twelve pins of German (8) and Belgian (4) fabrication were irradiated in the French fast breeder reactor PHENIX. The irradiation lasted from October 1984 until July 1987. Part of the non-destrucive PIE was performed in Cadarache, whilst three pins were destructively examined in Karlsruhe. The primary test parameter was the smear density; it ranged from 88 to 92% TD. The fuel-to-cladding gap size served as a secondary parameter with diametral values of 100 to 275 #mu#m. All pins performed well. Fuel cladding mechanical interactions remained small, even after a burn-up of almost 10 at%. The cladding expansions can essentially be blamed on the effects of the fast flux on the cladding steel 1.4970 cw, a. At a dose of 113 dpa F (85 dpa NRT), the maximum diametral increase was 65 #mu#m or 0.9%. High smear density had no adverse effects on pin behaviour. Pins with small gaps behaved rather better than those with large gaps. The central hole in the annular pellet pins did not remain hollow over the entire length of the fuel column. There were blockages at both ends due to fuel condensation, and also towards the pin mid-section due to metallic fission product ingots. Re-irradiation of two of the pins in HFR Petten, with a power transient of over 150%, appeared to do no harm to the pins. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5419) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Ergebnisse von REM/EDX-Mikrobereichsanalysen des Siedewasserreaktor-Buendelabschmelzexperiments CORA-16

Im CORA-Versuchsprogramm des Kernforschungszentrums Karlsruhe (KfK) wird das Brennelementverhalten bei Temperaturen bis ueber 2000 C untersucht. Die Temperatur wird durch elektrische Beheizung von einigen Brennstaeben aus dem Brennstabbuendel erreicht. Die CORA-Versuche wurden im Rahmen des Projektes Nukleare Sicherheitsforschung (PSF) durchgefuehrt. Die Versuche sind Teil des KfK-Forschungsprogrammes zur experimentellen Untersuchung schwerer Kernschaeden in Leichtwasserreaktoren (LWR). Die Auswertung der CORA-Experimente erfolgt zum einen auf der Grundlage der Messwerte und der Videoaufzeichnungen waehrend des Experimentes, zum anderen mittels umfangreicher zerstoerender Nachuntersuchungen an Materialproben von dem ueberhitzten Brennstabbuendel. In diesem Bericht werden die Analysenergebnisse von Mikrobereichsuntersuchungen mit dem Rasterelektronenmikroskop (REM) und dem angeschlossenen Energiedispersiven-Roentgenspektrometer (EDX) an vier Querschliffen und einem Laengsschliff des Brennstabbuendels CORA-16 dargestellt. Das Experiment CORA-16 wurde durchgefuehrt, um Informationen ueber die Schadensmechanismen, die an einem ueberhitzten Siedewasser-Reaktorkern (SWR) bis zum Beginn des unkontrollierten Schmelzens auftreten koennen, zu erhalten. Die erarbeiteten experimentellen Daten bilden die Basis fuer den Vergleich mit Ergebnissen von Rechnungen mit Codesystemen, die die Buendelzerstoerung analytisch beschreiben sollen. Aus diesem Grunde wurde das Brennstabbuendel intensiv metallografisch und chemisch-analytisch nachuntersucht. (orig.)Under the CORA experimental program conducted at the Karlsruhe Nuclear Research Center (KfK) the fuel element behavior is being investigated at temperatures up to and beyond 2000 C. These temperatures are attained by electric heating of some fuel pins from the bundle. The CORA experiments were performed under the Nuclear Safety Research Project (PSF). The experiments are part of the KfK research program on the experimental investigation of severe core damage in light water reactors (LWR). The CORA experiments are being evaluated both on the basis of the values measured and video tapes recorded during the experiment and, in addition, in extensive destructive post-test examinations of material specimens collected from the overheated fuel pin bundle. In this report the analytical results are presented of investigations performed in the microrange with the scanning electron microscope (SEM) and the connected energy dispersive X-ray spectrometer (EDX) on four transverse microsections and one longitudinal microsection of the CORA-16 fuel pin bundle. The CORA-16 experiment was performed with the objective to obtain information on the damage mechanisms which may get active in the excessively heated core of a boiling water reactor (BWR) until the onset of non-controlled melting. The experimental data derived form the basis for the comparison with results of computations using code systems, which describe analytically the destruction of the bundle. This is the reason why the fuel pin bundle was subjected to an intensive metallographic and chemical-analytical post-test examination. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5282) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman