Published 1981 | Version v1
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Status of the development of constitutive equations for the evaluation of the visco-plastic material behaviour at elevated temperatures

Creators

  • 1. Rheinisch-Westfaelischer Technischer Ueberwachungs-Verein e.V., Essen (Germany, F.R.)

Description

The elastic stress analyses usually sewing as design basis for LWR components and fixed in the nuclear standards cannot be applied without limitation in the high-temperature region, because they describe only inadequately the time-depending effects caused by creeping. Starting points for a code of standards for nuclear components are found in ASME Code-Case N 47. This Code-Case also is referred to for stress analyses of reactors built in the FRG which operate with higher coolant temperatures. (orig.)

Abstract (German)

Die bei Komponenten von Leichtwasserreaktoren ueblichen und in den kerntechnischen Regeln festgeschriebenen als Konstruktionsgrundlage dienenden elastischen Spannungsanalysen koennen im Hochtemperaturbereich nicht mehr uneingeschraenkt angewendet werden, da sie die kriechbedingten, zeitabhaengigen Effekte nur unzureichend beschreiben. Ansaetze fuer ein Regelwerk fuer kerntechnische Komponenten im Hochtemperaturbereich finden sich im ASME Code-Case N 47. An diesem Code-Case orientieren sich auch die Festigkeitsnachweise der in der Bundesrepublik gebauten Reaktoren, die mit hoeheren Kuehlmitteltemperaturen arbeiten. (orig.)

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Original title (German)
Stand der Entwicklung von Stoffgesetzen zur Beschreibung des visko-plastischen Werkstoffverhaltens bei hoeheren Temperaturen

Publishing Information

Imprint Title
Elastic-plastic fracture concepts in the series: Safety of the pressure boundary of light water reactors. Materials for advanced reactor systems
Imprint Pagination
284 p.
Journal Page Range
p. 1-25.
Report number
INIS-mf--7262

Conference

Title
7. MPA seminar on elastic-plastic fracture concepts.
Dates
8 - 9 Oct 1981.
Place
Stuttgart, Germany, F.R.

Optional Information

Notes
Imprint:Zaehbruchkonzepte aus der Reihe: Sicherheit der druckfuehrenden Umschliessung von Leichtwasserreaktoren in Verbindung mit Werkstoffeinsatz fuer fortgeschrittene Reaktorsysteme.