Thermomechanische Modellierung eines Reaktordruckbehälters in der Spätphase eines Kernschmelzunfalls

Thermomechanische Modellierung eines Reaktordruckbehälters in der Spätphase eines Kernschmelzunfalls

Considering the late in-vessel phase of an unlikely core melt down scenario in a light water reactor (LWR) with the formation of a corium pool in the lower head of the reactor pressure vessel (RPV) the possible failure modes of the RPV and the time to failure have to be investigated to assess the po...

Full description

Bibliographic Details
Main Author: Willschütz, Hans-Georg
Other Authors: Technische Universität Dresden, Maschinenwesen
Format: Doctoral Thesis
Language:deu
Published: Saechsische Landesbibliothek- Staats- und Universitaetsbibliothek Dresden 2006
Subjects:
Kernschmelzunfall
Kriechen
Leichtwasserreaktor
Temperaturfeldermittlung
plastische Verformung
rekursive Kopplung der thermischen und mechanischen Simulation
core melt down accident
creep
light water reactor
plastic deformation
recursive coupling of the thermal and mechanical simulation
temperature field calculation
ddc:620
rvk:UN 5220
Kernschmelzen
Numerisches Modell
Plastische Deformation
Reaktordruckbehälter
Thermomechanische Eigenschaft
Online Access:http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:swb:14-1138712734373-55289
http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:swb:14-1138712734373-55289
http://www.qucosa.de/fileadmin/data/qucosa/documents/1439/1138712734373-5528.pdf

Internet

http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:swb:14-1138712734373-55289
http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:swb:14-1138712734373-55289
http://www.qucosa.de/fileadmin/data/qucosa/documents/1439/1138712734373-5528.pdf

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