Thông tin chung
  English
  Đề tài NC khoa học
  Bài báo, báo cáo khoa học
  Hướng dẫn Sau đại học
  Sách và giáo trình
  Các học phần và môn giảng dạy
  Giải thưởng khoa học, Phát minh, sáng chế
  Khen thưởng
  Thông tin khác
  Tài liệu tham khảo
  Hiệu chỉnh
 
Số người truy cập: 107,146,744

 Probabilistic assessment of structural integrity of reactor pressure vessel in severe loading conditions caused by various transients
Tác giả hoặc Nhóm tác giả: Nguyen Ba Vu Chinh, Kenta Murakami, Masahide Suzuki
Nơi đăng: Vietnam Conference on Nuclear Science and Technology (VINANST-13); Số: 13;Từ->đến trang: 5;Năm: 2019
Lĩnh vực: Khoa học công nghệ; Loại: Báo cáo; Thể loại: Trong nước
TÓM TẮT
ABSTRACT
Assessment of reactor pressure vessel (RPV) structural integrity is an important issue for long-term operation of nuclear power plant. In our work, the integrity of a RPV has been evaluated based on the relationship between stress intensity factor (KI) and fracture toughness (KIc) following 13 different scenarios. The changing of temperature margin and conditional probability of crack initiation (CPI) in various transients are obtained to confirm the risk level in severe loading conditions including stuck open pressurizer relief valve (SOV), main steam line break (MSLB) and loss of coolant accident (LOCA). The evaluation is performed by using probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR). The results of this analysis showed that comparing to other transients, a large break LOCA lead to the most severe pressurized thermal shock (PTS) conditions, while the risk of SOV transients are strongly related to the re-pressurization in the pressurizer caused by the increase of water level due to the relief valve stuck open.
© Đại học Đà Nẵng
 
 
Địa chỉ: 41 Lê Duẩn Thành phố Đà Nẵng
Điện thoại: (84) 0236 3822 041 ; Email: dhdn@ac.udn.vn