Published October 1977 | Version v1
Journal article

Safety against bursting of reactor pressure vessel nozzles under internal pressure

Creators

  • 1. Technischer Ueberwachungs-Verein Rheinland e.V., Koeln (Germany, F.R.). Inst. fuer Materialpruefung und Chemie

Description

Assessment using fracture mechanics methods of nozzle corner cracks of reactor pressure vessels under internal bursting load. Calculation, with the aid of a finite element program, of stress-intensity factors K for different cracks presumed at the inside corner of a coolant inlet nozzle of a pressurized-water reactor. Introduction of special elements for the crack tip range and also of precise methods for the derivation of K values for four different crack sizes along with their deviations around the crack profile. Comparison of the calculated K factors with the results for different crack-affected models, partly using approximation solutions. (orig.)

Abstract (German)

Bruchmechanische Beurteilung von Stutzeneckenrissen von Reaktordruckbehaeltern unter Innendruckbeanspruchung. Berechnung von Spannungsintensitaetsfaktoren fuer verschiedene zugrunde gelegte Risse an der Innenecke eines Kuehlmitteleintrittsstutzens eines Druckwasserreaktors mit Hilfe eines Finite-Element-Programms. Einfuehrung von besonderen Elementen fuer den Bereich der Rissspitze sowie genauer Verfahren zur Ableitung von K-Werten fuer vier verschiedene Rissgroessen gemeinsam mit ihren Abweichungen um das Rissprofil herum. Vergleich der errechneten K-Faktoren mit den Ergsebnissen fuer unterschiedliche, rissbehaftete Modelle, zum Teil unter Verwendung von Naeherungsloesungen. (orig.)

Additional details

Additional titles

Original title (German)
Berstsicherheit von Reaktordruckbehaelterstutzen unter Innendruck

Identifiers

Publishing Information

Journal Title
Archiv für das Eisenhüttenwesen
Journal Volume
48
Journal Issue
10
Series
Arch. Eisenhuettenwes.
Journal Page Range
547-549
ISSN
0003-8962

INIS

Country of Publication
Germany
Country of Input or Organization
Germany
INIS RN
9395801
Subject category
S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
Descriptors DEI
CRACKS; MECHANICS; NOZZLES; PRESSURE VESSELS; REACTOR COMPONENTS; RUPTURES; SAFETY ENGINEERING; STRESS ANALYSIS
Descriptors DEC
CONTAINERS; FAILURES

Optional Information

Notes
5 figs.; 7 refs.; Updated automatically by Metadata and Full-Text Enrichment Agent