Published June 2008
| Version v1
Journal article
Thermo-mechanical simulation of reactor pressure vessel on the late stage of meltdown accident
Creators
Description
Paper dwells upon the reactor core meltdown severe accident initiation scenarios. Paper presents the models simulating both thermal and mechanical processes at melting within the reactor pressure vessel spherically dished bottom head. Paper presents the results of the FOREVER experiments performed at the Stockholm King's Technical University and the results of their numerical simulation. One studies the reference scenario simulation. Paper describes a number of design improvements preventing the reactor pressure vessel breakdown
Abstract (Russian)
Рассмотрены сценарии возникновения тяжелой аварии с расплавлением активной зоны. Представлены модели, исследующие тепловые и механические процессы при образовании расплава в шаровом своде днища корпуса давления реактора (КДР). Приведены результаты экспериментов FOREVER (Failure of Reactor Vessel Retention), проведенных в Королевском техническом университете в Стокгольме, и их численного моделирования. Рассмотрено моделирование прототипного сценария. Описан ряд технических усовершенствований, препятствующих разрушению КДРAdditional details
Additional titles
- Original title (Russian)
- Термомеханическое моделирование корпуса давления реактора на поздней стадии с расплавлением активной зоны
Publishing Information
- Journal Title
- Atomnaya Tekhnika za Rubezhom
- Journal Issue
- no.6
- Journal Page Range
- p. 30-35
- ISSN
- 0320-9326
- CODEN
- ATRUA8
INIS
- Country of Publication
- Russian Federation
- Country of Input or Organization
- Russian Federation
- INIS RN
- 39119862
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Translation
- Descriptors DEI
- COMPUTERIZED SIMULATION; CREEP; MELTDOWN; PRESSURE VESSELS; REACTOR ACCIDENT SIMULATION; REACTOR CORES; REACTOR SAFETY; SWEDISH ORGANIZATIONS; WATER COOLED REACTORS
- Descriptors DEC
- ACCIDENTS; CONTAINERS; MECHANICAL PROPERTIES; NATIONAL ORGANIZATIONS; REACTOR ACCIDENTS; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; SAFETY; SIMULATION
Optional Information
- Notes
- Translation from German: H.-G. Willschuetz. Thermomechanische Modellierung eines Reaktordruckbehaelters in der Spaetphase eines Kernschmelzunfalls. - atw 52. Jg. (2007) Heft 12 (Dezember), s. 799-806; 10 figs.