Published 1975 | Version v1
Report

Pressure vessel fracture tests and core barrel integrity

  • 1. BASF A.G., Ludwigshafen am Rhein (F.R. Germany)
  • 2. Kraftwerk Union A.G., Erlangen (F.R. Germany)

Description

A cylindrical vessel-model (proportion model to original vessel 1 to 5.5) and a burst protection device is used. The tests shall demonstrate that the core-vessel-model will remain intact after bursting of the pressure vessel model. The fracture mode of the pressure vessel is to be a longitudinal fracture. In addition to a qualitative appraisal of the results the real loads on the core-vessel model during the pressure-vessel model bursting are measured. The analytical computer programs for the original core-vessel design are applied to the vessel-model geometry. All dynamic strains measured on the core barrel model during bursting showed elastic behavior. These findings demonstrate that the core barrel load imposed by a longitudinal fracture of the pressure vessel will not cause any damage of the core barrel. The burst tests prove that a fracture starting from a longitudinal fault will be arrested within a small distance in the full cross-section of the pressure vessel. This holds true both for the case that the material is in a pronounced brittle condition and for the normal ductile condition. This ductile behavior of the A 533 grade B reactor steel and its striking fracture arrest behavior was shown under a definitely higher nominal circumferential stress (223 N/mm2) than under operating conditions (196 N/mm2). The fracture surface shows pronounced ductile fractographic patterns which still prevailed when the steel was quenched in water without subsequent tempering. This demonstrates that it is not possible to realize the boundary conditions of the analytical computations with respect to an infinitive velocity of crack propagation. (orig./HP)

Abstract (German)

Es wird ein zylindrisches Behaeltermodell (im Verhaeltnis 1 : 5,5 zum Originalbehaelter) sowie eine Berstschutzanlage verwendet. Die Tests sollen zeigen, dass das Kernbehaeltermodell nach dem Bersten des Druckbehaeltermodells intakt bleibt. Bei dem Bruch des Druckgefaesses soll es sich um einen Laengsbruch handeln. Zusaetzlich zu einer qualitativen Auswertung der Ergebnisse wird die wirkliche Belastung des Kernbehaeltermodells waehrend des Berstens des Druckbehaeltermodells gemessen. Die analytischen Rechenprogramme fuer den urspruenglichen Kernbehaelter werden auf die Geometrie des Behaeltermodells uebertragen. Alle waehrend des Berstvorgangs am Kernzylindermodell gemessenen Deformationen zeigten ein elastisches Verhalten. Diese Ergebnisse zeigen, dass die durch einen Laengsbruch des Druckbehaelters verursachte Belastung des Kernzylinders diesen nicht beschaedigen wird. Die Bersttests beweisen, dass ein Bruch, der aus einem in Laengsrichtung verlaufenden Fehler im Druckbehaelter entsteht, in einer im Verhaeltnis zum Gesamtquerschnitt des Druckbehaelters kurzen Entfernung aufgehalten wird. Das gilt sowohl fuer ausgesprochen sproedes Material als auch fuer normale Dehnbarkeit. Diese Dehnbarkeit des Reaktorstahls A 533 Klasse B und sein auffallend hohes Bruchaufhaltevermoegen zeigten sich bei einer nominalen Ringspannung, die mit 223 N/mm2 wesentlich hoeher lag als unter Betriebsbedingungen (196 N/mm2). Die Bruchoberflaeche zeigte ausgepraegte Zaehbruchstrukturen, die auch dann erhalten blieben, wenn der Stahl ohne nachfolgendes Anlassen in Wasser abgeschreckt wurde. Das bedeutet, dass die Randbedingungen der analytischen Rechnung im Hinblick auf eine Bruchfortpflanzung mit unendlicher Geschwindigkeit nicht realisierbar sind. (orig./AK)

Additional details

Publishing Information

Imprint Title
Extreme load conditions and structural analysis of reactor containments
Imprint Pagination
vp.
Report number
AED-Conf--75-365-000

Conference

Title
International seminar on extreme load conditions and limit analysis procedures for structural reactor safeguards and containment structures.
Dates
8 Sep 1975.
Place
Berlin, F.R. Germany.

Optional Information

Notes
8 figs.; 2 refs. With abstract. Available from BAM.
Secondary number(s)
AED-Conf--75-365-062.