Research and development work in the field of materials and strength
Creators
- 1. Staatliche Materialpruefungsanstalt, Stuttgart (Germany, F.R.)
Description
The objective of research and development in the field of material and strength of light water reactor technology is the quantification and demonstration of the safety margin against failure as well as the possible further enhancement of safety. The conception of research covers the boundaries of possible material, law, and loading conditions on one hand, on the other hand, there could be introduced a basis safety by consequent optimization of production, service and safety technology. This conception is illustrated by the current BMFT-research programmes regarding light water reactor safety. The HDR-Programme is mainly concerned with accident conditions (blowdown, earthquake), whereas the research programme integrity of components deals with the integral behavior and long time properties of the reactor pressure vessel. (orig.)
Availability note (English)
Available from Kerntechnische Gesellschaft, Bonn, Germany, F.R.Abstract (German)
Die Forschung und Entwicklung auf dem Werkstoff- und Festigkeitsgebiet der Leichtwasserreaktortechnologie wird dadurch gepraegt, dass sie sowohl die Quantifizierung und die Demonstration des Sicherheitsabstandes gegenueber Versagen, als auch die weitere moegliche Erhoehung der Sicherheit zum Ziel hat. Die Forschungskonzeption ist daher so anglegt, dass mit den Ergebnissen einerseits moegliche Werkstoff-, Fehler- und Beanspruchungszustanede abgedeckt werden, andererseits konnte durch konsequente Optimierung der Produktions-, Betriebs- und Sicherheitstechnologie eine Basissicherheit eingefuehrt und nachgewiesen werden. Diese Konzeption wird an Beispielen zur Zeit laufender BMFT-Forschungsprogramme zur Leichtwasserreaktorsicherheit, dem HDR-Sicherheitsprogramm und dem Forschungsvorhaben Komponentensicherheit erlaeutert. Das HDR-Sicherheitsprogramm beschaeftigt sich vor allem mit Stoerfallbelastungen von Systemen (Blowdown, Erdbeben), waehrend im Forschungsvorhaben Komponentensicherheit das Integral- und Langzeitverhalten des Reaktordruckbehaleters behandelt wird. (orig.)Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Forschung und Entwicklung auf den Gebieten Werkstoffe und Festigkeit
Publishing Information
- Imprint Title
- Integgrity and strength of reactor components under pressure
- Journal Page Range
- p. 124-148.
Conference
- Title
- Technical seminar of the technical group for reactor safety integrity and strength of reactor components under pressure.
- Dates
- 26 - 27 Sep 1979.
- Place
- Duesseldorf, Germany, F.R.
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 11555331
- Subject category
- S22: GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference, Non-conventional Literature
- Descriptors DEI
- BWR TYPE REACTORS; FAILURES; FRACTURE PROPERTIES; IMPACT STRENGTH; MATERIALS TESTING; OPTIMIZATION; PERFORMANCE; PRESSURE VESSELS; PRIMARY COOLANT CIRCUITS; PWR TYPE REACTORS; QUALITY ASSURANCE; REACTOR MATERIALS; REACTOR SAFETY; RESEARCH PROGRAMS; SAFETY ENGINEERING
- Descriptors DEC
- CONTAINERS; COOLING SYSTEMS; MECHANICAL PROPERTIES; REACTOR COMPONENTS; REACTOR COOLING SYSTEMS; REACTORS; SAFETY; TESTING; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Notes
- Imprint:Integritaet und Festigkeit druckfuehrender Reaktorkomponenten.