Published April 1977
| Version v1
Report
Design and precalculation of the HDR-blowdown-experiments on dynamic loading, stresses and deformations of reactor vessel internals
Creators
- 1. Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Inst. fuer Reaktorentwicklung
Description
The stresses in the upper core barrel flange have been analysed in detail with STRUDL/DYNAL. Nonlinearity effects of the material properties were included. It was found that the blowdown load does not lift the flange and surface pressure is acceptable. The 0,2% strain value is exceeded only locally and insignificantly. The rigging diagram of the vessel has been established. The blowdown load on the core barrel has been computed with the two-dimensional code YAQUIR for reference test No. 3. Results of DAPSY calculations (performed by LRA) were used as input for the pressure in the nozzle and lower plenum. The predicted pressure signals at the locations of the pressure sensors have been documented. (orig./RW)
Abstract (German)
Die Spannungen im oberen Kernmantelflansch wurden mit Hilfe von STRUDL/DYNAL detailliert untersucht. Nichtlinearitaetseffekte der Materialeigenschaften wurden beruecksichtigt. Es zeigte sich, dass die Blowdown-Last den Flansch nicht abhebt und der Oberflaechendruck akzeptabel ist. Die Dehnung von 0,2% wird nur lokal und unwesentlich ueberschritten. Ausserdem wurde das Verspannungsdiagramm des Behaelters ermittelt. Die Blowdown-Last auf den Reaktormantel wurde fuer den Referenzversuch Nr. 3 mit dem zweidimensionalen Code YAQUIR berechnet. Ergebnisse von DAPSY-Rechnungen des LRA wurden als Vorgabe fuer den Druck am Stutzen und im unteren Plenum verwendet. Der berechnete Druckverlauf and den Messstellen wurde aufgezeichnet. (orig./RW)Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Auslegung, Vorausberechnung und Auswertung der HDR-Blowdown-Experimente zur dynamischen Belastung und Beanspruchung von Reaktordruckbehaeltereinbauten
Publishing Information
- Imprint Title
- Second semiannual report 1976
- Journal Page Range
- p. 209-214.
- Report number
- KFK--2435
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 9358224
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Progress Report
- Descriptors DEI
- BLOWDOWN; DEFORMATION; FLANGES; NOZZLES; PRESSURE VESSELS; PWR TYPE REACTORS; REACTOR COOLING SYSTEMS; REACTOR CORES; REACTOR SAFETY; RUPTURES; STRESSES
- Descriptors DEC
- CONTAINERS; COOLING SYSTEMS; FAILURES; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; SAFETY; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Notes
- 4 figs. Imprint:Halbjahresbericht 1976/2.