kth.sePublications KTH
Change search
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Effects of heterogeneity in dissimilar metal welds (DMWs) on the micromechanical properties of materials for nuclear power plants (NPPs)
KTH, School of Engineering Sciences (SCI), Engineering Mechanics.
2026 (English)Independent thesis Advanced level (degree of Master (Two Years)), 20 credits / 30 HE creditsStudent thesisAlternative title
Effekten av heterogenitet i blandsvetsskarvar (DMWs) på de mikromekaniska egenskaperna hos material i kärnkraftverk (NPPs) (Swedish)
Abstract [en]

Approximately 30% of all energy production in Sweden comes from nuclear power plants (NPPs), with an increase expected due to future energy demands. To ensure the structural integrity of the operating power plants, it is important to understand and evaluate the risk for certain degradation mechanism to occur under relevant operating conditions. One such mechanism, stress corrosion cracking (SCC), has been observed in dissimilar metal welds (DMWs) in the reactor coolant pressure boundary (RCPB), challenging the structural integrity and thus the availability of the NPPs. Research regarding the micromechanical behavior and mechanical properties of the interface between the low alloy steel (LAS) reactor pressure vessel (RPV) and the currently used nickelbased alloy weld metal (WM) Alloy 52 (A52) when subjected to long-term aging is scarce. The present study characterizes the microstructure of the crystallographically mismatched fusion boundary (FB) interface between the LAS RPV and Ni-based WM A52 by means of scanning electron microscopy (SEM) including secondary (SE) and backscattered electrons (BSE) imaging. Micromechanical properties are examined using nanoindentation, where as received (AR) and thermally aged (TA) mock-up specimens provided by Finnish TVO and Swedish Ringhals are compared to understand how subjection to involuntary long-term aging in the area of significance across the FB affects the micromechanical structure. Results show a microstructure consisting of clear bainitic grains on the LAS side, with significantly larger austenitic grains on the WM side. The area most adjacent to the FB on the LAS side show finer grains that differ from the bainitic characteristics in Ringhals TA condition in comparison to AR condition, and can be presumed to be a carbon depleted zone (CDZ). 

Micromechanical tests that include the heat affected zones (HAZ) alongside the LAS FB show that the material exhibits a hardness peak on the FB, with hardness adjacent to the FB being significantly lower in comparison to the FB itself. The WM side showcases relatively slightly higher hardness values than the LAS side. TVO samples displayed higher hardness in TA condition along the HAZ in comparison to AR condition, and lower hardness than AR in the WM. Ringhals sample data exhibited more noise, and comparisons between AR and TA conditions did not display significant differences in the HAZ. However, the location of the hardness peak differed slightly on the WM side of the FB, with the TA sample displaying two peaks; one at the FB, and one at the same x-position as the AR sample. Similar general trends between AR and TA conditions for TVO and Ringhals can be observed.

 

Abstract [sv]

Ungefär 30% av all energiproduktion i Sverige kommer från kärnkraftverk, med en förväntad framtida ökning på grund av växande energibehov. För att säkerställa kraftverkens strukturella integritet är det viktigt att förstå och utvärdera risken för nedbrytningsmekanismer som uppstår under driftförhållanden. En sådan mekanism är spänningkorrisionssprickbildning (SCC), som har observerats i blandsvetsskarvar (DMW) i reaktorernas primära tryckbarriär (RCPB), och utmanar den strukturella integriteten och därmed tillgängligheten av hela kärnkraftverket. Tidigare forskning kring mikromekaniska beteenden och mekaniska egenskaperna av gränssnittet mellan låglegerat stålmaterial (LAS) som används för reaktortryckkärl (RPV) och den nu använda nickelbaserade svetslegeringen (WM) Alloy 52 (A52) som utsätts för långtidsåldring är begränsad. Denna studie karaktäriserar mikrostrukturen av det kristallografiskt skiljande gränssnittet, eller ”fusion boundary” (FB), mellan LAS RPV och Ni-baserad WM A52 genom svepelektronmikroskopiteknikbildtagning (SEM) som inkluderar sekundära (SE) och bakåtspridda elektroner (BSE). De mikromekaniska egenskaperna är undersökta med hjälp av nanoindentering, där mockup prover i ursprungligt skick (AR) och termiskt åldrat skick (TA) försett av finska TVO och svenska Ringhals jämförs i syfte att förstå hur utsättning av involuntärt långtidsåldring påverkar den mikromekaniska strukturen hos det undersökta området tvärs över FB. Resultatet visar en mikostruktur innehållande tydliga bainitiska korn på LAS, med betydligt större austenitiska korn i WM. Det observeras ett mer förfinat kornstruktur än de annars bainitiska karaktäriseringarna i området närmast FB i LAS för Ringhals TA material i jämförelse med AR material, och kan antas vara ett kolutarmat område (CDZ). 

Mikromekaniska tester som inkluderar den värmepåverkade zonen (HAZ) längsmed LAS FB visar att materialet har en hårdhetstopp på FB, med en betydligt lägre hårdhetsmagnitud i omgivningen i jämförelse med FB. WM visar relativt högre hårdhetsvärden i förhållande till LAS. TVO-proverna visar högre hårdhetsvärden för TA material längsmed HAZ i jämförelse med AR material, och lägre hårdhetsvärden i jämförelse med AR material i WM. Ringhalsproverna hade högre nivå av brus i den insamlade datan, och jämförelser mellan AR och TA material visade inga significanta skillnader i HAZ. Däremot avvek positionen för den observerade hårdhetstoppen snäppet in mot WM, med TA material innehavande två toppar; en vid FB, och en på samma x-position som AR materialet. Liknande generella trender mellan AR och TA material för TVO och Ringhals observerades.

 

Place, publisher, year, edition, pages
2026.
Series
TRITA-SCI-GRU ; 2026:017
Keywords [en]
Nuclear Power Plants (NPPs), Microstructure, Material Characterization, Dissimilar metal welds (DMWs), Nanoindentation
Keywords [sv]
Kärnkraftsreaktorer (NPPs), Mikrostruktur, Materialkaraktärisering, Blandsvetsskarvar (DMWs), Nanoindentering
National Category
Engineering and Technology
Identifiers
URN: urn:nbn:se:kth:diva-376832OAI: oai:DiVA.org:kth-376832DiVA, id: diva2:2039701
External cooperation
Vattenfall AB, VTT Technical Research Centre of Finland
Supervisors
Examiners
Available from: 2026-02-18 Created: 2026-02-18 Last updated: 2026-02-18Bibliographically approved

Open Access in DiVA

fulltext(210395 kB)117 downloads
File information
File name FULLTEXT01.pdfFile size 210395 kBChecksum SHA-512
797ff17f5fbd6cd156b2364f017fa7fa510d049ea67dcffdc04a38d505a115695283af227ec1a623329c915f2f9fccb893573831b7d215bf5e4875fe1d22e94a
Type fulltextMimetype application/pdf

By organisation
Engineering Mechanics
Engineering and Technology

Search outside of DiVA

GoogleGoogle Scholar
The number of downloads is the sum of all downloads of full texts. It may include eg previous versions that are now no longer available

urn-nbn

Altmetric score

urn-nbn
Total: 7351 hits
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf