Будь ласка, використовуйте цей ідентифікатор, щоб цитувати або посилатися на цей матеріал:
http://elartu.tntu.edu.ua/handle/lib/22585
| Назва: | Dynamic transient analysis of the reactor core barrel due to sudden rupture of the recirculation line piping |
| Автори: | Dubyk, Y. R. Orynyak, I. V. |
| Приналежність: | G.S. Pisarenko Institute for Problems of Strength, National Academy of Sciences of Ukraine |
| Бібліографічний опис: | Dubyk Y. R. Dynamic transient analysis of the reactor core barrel due to sudden rupture of the recirculation line piping / Y. R. Dubyk, I. V. Orynyak // Праці конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“, 19-22 вересня 2017 року. — Т. : ТНТУ, 2017. — С. 187–190. — (Оцінювання залишкового ресурсу елементів конструкцій). |
| Bibliographic description: | Dubyk Y. R., Orynyak I. V. (2017) Dynamic transient analysis of the reactor core barrel due to sudden rupture of the recirculation line piping. Proceedings of the Conference „In-service damage of materials, its diagnostics and prediction“ (Tern., 19-22 September 2017), pp. 187-190 [in English]. |
| Є частиною видання: | Праці Ⅴ Міжнародної науково-технічної конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ Proceeding of the International Conference “In-Service Damage of Materials, its Diagnostics and Prediction” |
| Конференція/захід: | Ⅴ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ |
| Журнал/збірник: | Праці Ⅴ Міжнародної науково-технічної конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ |
| Дата публікації: | 19-вер-2017 |
| Дата внесення: | 7-гру-2017 |
| Видавництво: | ТНТУ TNTU |
| Місце видання, проведення: | Тернопіль Ternopil |
| Часове охоплення: | 19-22 вересня 2017 року 19-22 September 2017 |
| Кількість сторінок: | 4 |
| Діапазон сторінок: | 187-190 |
| Початкова сторінка: | 187 |
| Кінцева сторінка: | 190 |
| Короткий огляд (реферат): | We have analyzed sudden rupture of the primary cooling loop which causes a water hammer event for the reactor core barrel. Assuming that core barrel is a thin shell, we have performed dynamic stress and strain calculations in the frequency domain. The Duhamel integral was used to calculate the transient response of a shell to an impulse load caused by the water hammer event. The results obtained were used to estimate structural stability of the core barrel |
| URI (Уніфікований ідентифікатор ресурсу): | http://elartu.tntu.edu.ua/handle/lib/22585 |
| ISBN: | 978-966-305-083-6 |
| Власник авторського права: | © Тернопільський національний технічний університет імені Івана Пулюя, 2017; © Ternopil Ivan Pulu’uj National Technical University, 2017 |
| Перелік літератури: | 1. NUREG-0609, “Asymmetric Blowdown Loads on PWR (Pressurized-Water-Reactor) Primary Systems: Resolution of Generic Task Action Plan A-2,” Nuclear Regulatory Commission, January 1981. 2. BARC/1998/E/032, Fluid Structure Interaction Studies on Acoustic Load Response of Light Water NuclearReactor Core Internals Under Blowdown Condition, Bhabha Atomic Research Centre, 1998, Mumbai, India. 3. “Coolant Blowdown Studies of a Reactor Simulator Vessel Containing a Perforated Sieve Plate Separator,” AEC Research and Development Report, Battelle Memorial Institute Pacific Northwest Laboratories, BNWL-1463. 4. Sommerville, D., Karpanan, K., “Boiling Water Reactor Core Shroud Acoustic Loads Resulting from a Recirculation Outlet Line Break Loss of Coolant Accident – A Case Study,” 2011 ASME PVP Conference, PVP2011-57743. 5. Antti Timperi et al “Validation of fluid-structure interaction calculations in a large break loss of coolant accident” ICONE1648206 May 1115, 2008, Orlando, Florida, USA. 6. Y. Murakami, (Editor-in-chief) //Stress Intensity Factors Handbook Volume 2, Pergamon Press (1987). 7. Novozhilov, V.V., 1970. Thin Shell Theory. Wolters-Noordhoff, Groningen. 8. Dubyk I. R. Analysis of water hammer due to sudden rupture of reactor coolant system/I. R. Dubyk, I. V. Orynyak // Proceedings of the ASME 2016 Pressure Vessels and Piping Conference PVP2016-63589. — July 17-21, 2016, Vancouver. — 9p 9. M. Bergman“Stress intensity factors for circumferential surface cracks in pipes”, Fatigue Fract. Eng. Mater. Struct Vol 18. No10 pp.1155-1172, 1995 10. Little, E. A., “Dynamic J-Integral Toughness and Fractographic Studies of Fast Reactor IrradiatedType 321 Stainless Steel,” Effects of Radiation on Material, Properties: 12th Intl. Symp., ASTM STP 870, American Society of Testing and Materials, Philadelphia, PA, pp. 563-579, 1985. |
| References: | 1. NUREG-0609, "Asymmetric Blowdown Loads on PWR (Pressurized-Water-Reactor) Primary Systems: Resolution of Generic Task Action Plan A-2," Nuclear Regulatory Commission, January 1981. 2. BARC/1998/E/032, Fluid Structure Interaction Studies on Acoustic Load Response of Light Water NuclearReactor Core Internals Under Blowdown Condition, Bhabha Atomic Research Centre, 1998, Mumbai, India. 3. "Coolant Blowdown Studies of a Reactor Simulator Vessel Containing a Perforated Sieve Plate Separator," AEC Research and Development Report, Battelle Memorial Institute Pacific Northwest Laboratories, BNWL-1463. 4. Sommerville, D., Karpanan, K., "Boiling Water Reactor Core Shroud Acoustic Loads Resulting from a Recirculation Outlet Line Break Loss of Coolant Accident – A Case Study," 2011 ASME PVP Conference, PVP2011-57743. 5. Antti Timperi et al "Validation of fluid-structure interaction calculations in a large break loss of coolant accident" ICONE1648206 May 1115, 2008, Orlando, Florida, USA. 6. Y. Murakami, (Editor-in-chief) //Stress Intensity Factors Handbook Volume 2, Pergamon Press (1987). 7. Novozhilov, V.V., 1970. Thin Shell Theory. Wolters-Noordhoff, Groningen. 8. Dubyk I. R. Analysis of water hammer due to sudden rupture of reactor coolant system/I. R. Dubyk, I. V. Orynyak, Proceedings of the ASME 2016 Pressure Vessels and Piping Conference PVP2016-63589, July 17-21, 2016, Vancouver, 9p 9. M. Bergman"Stress intensity factors for circumferential surface cracks in pipes", Fatigue Fract. Eng. Mater. Struct Vol 18. No10 pp.1155-1172, 1995 10. Little, E. A., "Dynamic J-Integral Toughness and Fractographic Studies of Fast Reactor IrradiatedType 321 Stainless Steel," Effects of Radiation on Material, Properties: 12th Intl. Symp., ASTM STP 870, American Society of Testing and Materials, Philadelphia, PA, pp. 563-579, 1985. |
| Тип вмісту: | Conference Abstract |
| Розташовується у зібраннях: | Ⅴ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ (2017) |
Файли цього матеріалу:
| Файл | Опис | Розмір | Формат | |
|---|---|---|---|---|
| DMDP_2017_Dubyk_Y_R-Dynamic_transient_analysis_187-190.pdf | 771,51 kB | Adobe PDF | Переглянути/відкрити | |
| DMDP_2017_Dubyk_Y_R-Dynamic_transient_analysis_187-190.djvu | 78,34 kB | DjVu | Переглянути/відкрити | |
| DMDP_2017_Dubyk_Y_R-Dynamic_transient_analysis_187-190__COVER.jpg | 189,9 kB | JPEG | Переглянути/відкрити |
Усі матеріали в архіві електронних ресурсів захищені авторським правом, всі права збережені.