This diploma thesis is dealing with researching the EU legislative and mapping the welding process of simple pressure vessel, elaborating the FMECA analysis of this process with subsequent proposal of precautional measures in critical points of this process, arising from this analysis.

This diploma thesis is focused on design of adsorber. Rule CSN EN 13 345 is used to calculate of design adsorber. Finite element method (FEM) is used tor stress analysis a categoration of the stress.

Die Geometrie eines Druckbehälters wird unter Zuhilfenahme parametrischer Bezierkurven und durch die Integration einer externen Mathcad-Analyse in Creo hinsichtlich einer harmonischen, meridianen Spannungsverteilung optimiert.

Simulation-News in Creo 1.0 & Creo 2.0 - Mechanica (neu: Simulate) Druckbehälter: Schraubenvorspannung / Betriebslast - Live-Präsentation in Creo 2.0 Berechnung eine Druckbehälters unter Berücksichtigung von: Schraubenvorspannung, Betriebslast, zeitabhängiger Lastaufbringung

Gegenstand des Vorhabens im Rahmen der WTZ mit Russland ist die Versprödung des Reaktordruckbehälters infolge der Strahlenbelastung mit schnellen Neutronen im kernnahen Bereich. Um den Einfluss von bestrahlungsinduzierten Gitterdefekten auf die mechanischen Eigenschaften zu ermitteln, wurden analytische Berechnungen zum Einfluss von Hindernissen auf die Beweglichkeit von Versetzungen und damit auf die Ausbildung einer plastischen Zone an der Rissspitze durchgeführt. Es wird demonstriert, dass sich die an der Rissspitze entstehenden Versetzungen an dem Hindernis (bestrahlungsinduzierte Punktdefekte) aufstauen. In Abhängigkeit der Rissbelastung KI und der Entfernung des Hindernisses von der Rissspitze werden die Versetzungsdichte und das durch den Versetzungsstau verursachte Spannungsfeld berechnet. Mit Hilfe von Experimenten zur Neutronenkleinwinkelstreuung (SANS - small angle neutron scattering) an verschiedenen WWER-Stählen und Modelllegierungen wurden Größenverteilungen und die Volumenanteile der strahleninduzierten Defekte für verschiedene Bestrahlungszustände (Fluenzen, Bestrahlungstemperaturen) ermittelt. Es wurde gezeigt, dass sich die strahleninduzierte Werkstoffschädigung durch Wärmebehandlung weitgehend wieder ausheilen lässt. Nach der thermischen Ausheilung ist der Werkstoff bei erneuter Bestrahlung weniger anfällig für strahleninduzierte Defekte. Die Ergebnisse der SANS-Untersuchungen wurden mit der Änderung der mechanischen Eigenschaften (Härte, Streckgrenze und Sprödbruchübergangstemperatur) korreliert. Mit der kinetischen Gitter-Monte-Carlo-Methode wurden numerische Sensitivitätsstudien zum Einfluss des Cu-Gehalts auf die Stabilität von Defekt-Clustern durchgeführt. Die Berechnungen zeigen, dass die Anwesenheit von Cu-Atomen zur Bildung von langlebigen Defekten führt. Dabei werden Leerstellen in Cu/Leerstellen-Cluster eingefangen. Leerstellen in reinem Eisen sind bei Bestrahlungstemperaturen von 270 °C dagegen nicht stabil, die Lebensdauer liegt zwischen 0.01 s und 1 s. Die kritische Cu-Konzentration, ab welcher stabile Defekte entstehen, beträgt ca. 0.1 Masseprozent.

Research in the field of Computer Aided Design (CAD) has long focused on reducing the time and effort required of engineers to define three dimensional digital product models. Parametric, feature-based modeling with inter-part associativity allows complex assembly designs to be defined and re-defined while maintaining the vital part-to-part interface relationships. The top-down modeling method which uses assembly level control structures to drive child level geometry has proved valuable in maintaining these interfaces. Creating robust parametric models like these, however, is very time consuming especially since there can be hundreds of features and thousands of mathematical expressions to create. Even if combinations of low-level features, known as User-Defined Features (UDFs), are used, this process still involves inserting individual features into individual components and creating all of the inter-part associativities by hand. This thesis shows that programmatic operations designed for a specific product type can streamline the assembly and component-level design process much further because a single programmatic operation can create an unlimited number of low-level features, modify geometry in multiple components, create new components, establish inter-part expressions, and define inter-part geometry links. Results from user testing show that a set of high-level programmatic operations can offer savings in time and effort of over 90% and can be general enough to support user-specified interface layouts and component cross sections while leaving the majority of the primary design decisions open to the engineer.

Radiation damage occurs in reactor pressure vessel (RPV) steel, causing microstructural changes such as point defect clusters, interstitial loops, vacancy-solute clusters, and precipitates, that cause material embrittlement. Radiation damage is a crucial concern in the nuclear industry since many nuclear plants throughout the US are entering the first period of life extension and older plants are currently undergoing assessment of technical basis to operate beyond 60 years. The result of extended operation is that the RPV and other components will be exposed to higher levels of neutron radiation than they were originally designed to withstand. There is currently no nondestructive evaluation technique that can unambiguously assess the amount of radiation damage in RPV steels. Nonlinear ultrasound (NLU) is a nondestructive evaluation technique that is sensitive to microstructural features such as dislocations, precipitates, and their interactions in metallic materials. The physical effect monitored by NLU is the generation of higher harmonic frequencies in an initially monochromatic ultrasonic wave, arising from the interaction of the ultrasonic wave with microstructural features. This effect is quantified with the measurable acoustic nonlinearity parameter, beta. In this work, nonlinear ultrasound is used to characterize radiation damage in reactor pressure vessel steels over a range of fluence levels, irradiation temperatures, and material composition. Experimental results are presented and interpreted with newly developed analytical models that combine different irradiation-induced microstructural contributions to the acoustic nonlinearity parameter.

A l'heure actuelle le stockage de l'hydrogène sous forme gazeuse, comprimée à haute pression, apparaît comme la solution le plus mature présentant le meilleur compromis en termes de masse, de pression de service mais aussi de volume des réservoirs. Cependant pour un développement plus large et sécurisé, l'amélioration des performances et la réduction des coûts des réservoirs restent des enjeux prioritaires. C'est dans ce contexte que nous avons étudié le stockage de l'hydrogène dans des réservoirs de type IV, en composites fibres de carbone/époxy. Ce travail a eu pour objectif d'accroitre la fiabilité du dimensionnement. Dans un premier temps, une étude expérimentale de caractérisation des matériaux constitutifs du réservoir a été réalisée. Pour améliorer la fiabilité des calculs, un modèle probabiliste a été proposé pour décrire le comportement de la partie composite du réservoir, principalement la rupture des fibres. Des calculs multiéchelles ont été mis en place basés sur les propriétés mécaniques et physiques des fibres. Les autres modes de dégradations, décollement entre plis, liaison embase-liner ont aussi été pris en compte dans les calculs de comportement du réservoir jusqu'à son éclatement. Enfin des recommandations de dimensionnement du réservoir ont été proposées afin d'améliorer les performances tout en minimisant la masse de composite dans un objectif de réduction des coûts. / Presently, the compressed hydrogen storage under high pressure appears to be the most sophisticated solution regarding to a compromise of mass, service pressure and also volume of pressure vessels. However, the challenges of pressure vessels nowadays are their performance improvement as well as their cost reduction. In this context, we studied the type IV hydrogen storage pressure vessel in carbon fibre/epoxy composites. This work aims to obtain a reliable pressure vessel design. Firstly, an experimental study of associated materials and pressure vessel characterisation has been carried out. Then, we proposed a probabilistic model for a composite which is dedicated in particular to fibre breakage using multi-scale simulations in accordance with its mechanical and physical properties. Once this model joined with damage criteria dedicated separately to the others damage mechanisms are integrated into the pressure vessel simulations. Finally, recommendations on composite pressure vessels have been proposed in order to improve their performances and to decrease the mass of composite directly corresponding to the reduction of composite pressure vessels cost.

The test facility ROCOM (Rossendorf Coolant Mixing Model) has been built for the investigation of coolant mixing processes in the reactor pressure vessel of pressurised water reactors (PWR). ROCOM is a 1:5 model of the German PWR KONVOI and has been designed for a wide range of different mixing scenarios. ROCOM disposes of four loops with fully controllable coolant pumps. The test facility is operated with demineralised water. For the investigation of mixing, tracer solution (water labelled with salt) is injected into the facility. The transient distribution of the electrical conductivity is is measured at different positions of the flow path by means of wire-mesh sensor technique with high resolution in space and time. The measured conductivity is transformed into a dimensionless mixing scalar. The mixing at quasi-stationary conditions (constant loop mass flow rates) has been investigated in the presented experiments. That concerned nominal operation conditions, the operation with a reduced number of loops and the investigation of cold-water transients with running pumps and conditions of developed natural circulation. In special experimental series, the reproducibility of the results at identicla boundary conditions within the confidence intervalls has been shown. Further, the influence of various factors on the mixing has been investigated. This included the pressure losses at the core bottom plate, the global coolant flow level and the influence of the loop flow rate on the perturbed sector at the core inlet. An analysis of the measurement error of the used measurement technique completes the report.

Ziel des BMWi-Fördervorhabens 1501393 ist es, durch den Einsatz von Untersuchungsmethoden auf der nm-Skala einen Beitrag zur Aufklärung von Flusseffekten und von Late-Blooming-Effekten in bestrahlten RDB-Stählen zu leisten. Zur Untersuchung dieser Effekte wurde auf RDB-Stähle deutscher Reaktoren aus zwei bei der AREVA GmbH abgeschlossenen Vorhaben zurückgegriffen. Die Auswahl der Grundwerkstoffe und Schweißgüter erfolgte so, dass sich optimale Voraussetzungen für das Erreichen des Gesamtziels des Vorhabens ergeben. Die ausgewählten Untersuchungsmethoden umfassen mit der Neutronenkleinwinkelstreuung, der Atomsondentomographie und der Positronen-annihilationsspektroskopie solche Techniken, die die nm-skaligen bestrahlungsinduzierten Defekt-Fremdatom-Cluster bestmöglich und in komplementärer Weise zu detektieren und zu charakterisieren gestatten. Es wurde ein Flusseffekt auf die Größe der bestrahlungsinduzierten Fremdatomcluster, jedoch nicht auf den Volumenanteil und die mechanischen Eigenschaften gefunden. In einem Cu-armen RDB-Schweißgut wurde ein Late-Blooming-Effekt nachgewiesen, der sich in einem steilen Anstieg des Clustervolumenanteils und der Übergangstemperaturverschiebung nach einer Phase schwacher oder fehlender Zunahme niederschlägt. The BMWi project 1501393 aimed at contributing to the clarification of flux effects and late blooming effects in irradiated RPV steels by means of experimental techniques of sensitivity at the nm scale. The investigation of these effects was focussed on RPV steels, both base metal and weld of German reactors selected according to the objectives of the present project from two previous projects performed at AREVA GmbH. The complementary techniques of small-angle neutron scattering, atom probe tomography and positron annihilation spectroscopy were applied to detect and characterize the irradiation-induced nm-scale defect-solute clusters. A flux effect on the size of the irradiation-induced clusters but no flux effect on both cluster volume fraction and mechanical properties was found. For a low-Cu RPV weld, a late blooming effect was observed, which results in a steep slope of both cluster volume fraction and transition temperature shift after an initial stage of small or no change.