Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.

Diplomová práce se zabývá hodnocením únavové životnosti v okolí konstručního uzlu tlakové nádoby, kde vzniká výrazná koncentrace napětí a je zde předpoklad primárního vlivu na únavu materiálu. Konkrétně se jedná o místo přechodu kontrolního otvoru do pláště analyzovaného zařízení. Práce obsahuje teoretickou a praktickou část. V teoretické části jsou představeny pojmy a metody hodnocení, související s danou problematikou. Na základě těchto metod je provedena analýza konstrukčního uzlu tlakové nádoby. Analýza je provedena metodou konečných prvků na skořepinovém a objemovém modelu nádoby v softwaru ANSYS Workbench, její výsledky dále zpracovány a vyhodnoceny dle aktuálního návrhu úpravy evropské harmonizované normy EN 13445--3, kapitoly 18. Výsledky analýz jsou hodnoceny v závěru práce.

This master‘s thesis deals with radiation damage of reactor pressure vessels, specifically of NPP Dukovany Unit No. 3. In general damage mechanisms of reactor steels are described and possibilities of monitoring of material degradation and its recovery used at NPP’s all over the world are mentioned as well. A practical part of the thesis is focused on interpretation of analyses carried out with the assistance of MOBY DICK code. The ground of these analyses is a neutron fluence value development on different locations of RPV for the whole life of operation up to 24th cycle. The analyses results are put into context with performed in-service inspections. The thesis follows up with neutron fluence computation for the future cycles containing new types of nuclear fuel up to 34th cycle. The outcome of practical part of the master‘s thesis is a comparison between new types of nuclear fuel with respect to radiation damage of RPV’s.

Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.:1 Einleitung 2 Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.1 Sicherheit in deutschen Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktor 2.1.1 Mehrstufenkonzept 2.1.2 Störfallinstrumentierungen 2.2 Auslegungsüberschreitende Unfälle mit Kernschmelze in DWR 2.2.1 Auslösende Ereignisse 2.2.2 Grundlegender Ablauf eines auslegungsüberschreitenden Unfall mit Kernschmelze 2.3 Strahlungstechnik, Strahlungsmesstechnik 2.3.1 Grundlagen der Strahlungstechnik 2.3.2 Wechselwirkungen von Gammastrahlung mit Materie 2.3.3 Messung ionisierender Strahlung 2.4 Verfahren und Methoden der Zustandsüberwachung 2.4.1 Zustandsüberwachung 2.4.2 Structural Health Monitoring 2.4.3 Mustererkennung 2.4.4 Entscheidungsbäume 2.4.5 k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 2.4.6 Künstliche neuronale Netze 2.5 Schlussfolgerungen aus der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.5.1 Zusammenfassung zum Kapitel 2 2.5.2 Zielstellung, Aufbau und Abgrenzung der Arbeit 3 Analyse der In-Vessel-Phase und Definition von Kernzuständen 3.1 Detaillierte Analyse der In-Vessel-Phase 3.1.1 Auftretende Temperaturbereiche 3.1.2 Vorgänge während der frühen In-Vessel-Phase 3.1.3 Vorgänge während der späten In-Vessel-Phase 3.1.4 Spaltproduktfreisetzung 3.2 Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall 3.3 Zusammenfassung zum Kapitel 3 4 Datenbasen zur Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 4.1 Beschreibung der Monte-Carlo-Simulationsmodell 4.2 Beschreibung der Simulationsergebnisse und Merkmalsextraktion 4.3 Datenbasis zur Entwicklung 4.4 Datenbasen zur Analyse 4.5 Zusammenfassung zum Kapitel 4 5 Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 5.1 Beschreibung des Klassifikationsmodells 5.2 Teilmodell 1 - Entscheidungsbaum 5.2.1 Entwicklung 5.2.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.3 Teilmodell 3 - k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 5.3.1 Entwicklung 5.3.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.4 Teilmodell 3 - Multilayer Perzeptron 5.4.1 Trainings- und Testdatenbasis 5.4.2 Entwicklung 5.4.3 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.5 Teilmodell 4 - Vergleichsalgorithmus 5.5.1 Entwicklung 5.5.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.6 Analysen zur Robustheit des Klassifikationsmodells 5.6.1 Ausfall einzelner Gammastrahlungsdetektoren 5.6.2 Gleichzeitiger Ausfall mehrerer Gammastrahlungsdetektoren 5.7 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 5 6 Validierung der Kernzustandsüberwachungsverfahren 6.1 Zielstellung und Vorgehensweise 6.2 Versuchstand zur Validierung 6.2.1 Aufbau 6.2.2 Funktionsweise 6.3 Anpassung der Kernzustandsüberwachungsverfahren an den Versuchsstand 6.4 Validierungsexperimente 6.4.1 Experiment 1 - Füllstandsänderungen 6.4.2 Experiment 2 - Quellenbewegungen 6.4.3 Experiment 3 - Füllstandsänderungen, Quellenbewegungen und Änderung von Profilkonturen 6.5 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 6 7 Zusammenfassung und Ausblick

Gegenstand dieser Arbeit ist ein neuartiges Direktverarbeitungsverfahren zur Integration von Dehnungssensoren in rotationsförmige Faser-Kunststoff-Verbundbauteile mit dem Ziel einer präzisen, schnellen, robusten, kraftflussgerechten und kostengünstigen Echtzeitüberwachung des Verhaltens versagensrelevanter Strukturen. Der Fokus der Arbeit liegt dafür in der Erforschung eines metalldrahtbasierten und während der Bauteilfertigung in-situ hergestellten strukturintegrierten Sensors (AMBOS: Adapted Metal Wire Based and Fiber Oriented Sensor), dessen Position im Verbundwerkstoff mit hoher Genauigkeit der Verstärkungsfaserorientierung einer Einzelschicht entspricht. Neben der Bestimmung mechanischer Kennwerte der Drähte, dem Abzugsverhalten, einer Analyse des Sensordrahteinflusses auf die Verbundeigenschaften, der Bestimmung des Sensorauszugsverhalten sind auch die Sensorapplikation mittels Direktverarbeitung, die Untersuchung zum Schädigungsverhalten des Sensordrahtes während der Verarbeitung, die Positionierung im Verbundwerkstoff und die Isolierung des Sensordrahtes wesentlicher Forschungsgegenstand. Die Verifizierung des AMBOS-Systems erfolgt mit typischen Belastungszuständen eines Faser-Kunststoff-Verbund-Druckbehälters mit Betrachtung der Temperaturkompensation und den Wechselwirkungen des neuen Sensorsystems mit der Umgebung.:1. Einleitung 2. Stand der Forschung 3. Faserparalleler Drahtsensor für Wickelstrukturen 4. Charakterisierung der Drahtsensorsysteme 5. Validierung des neuen Messsystems an einem Seriendruckbehälter 6. Zusammenfassung und Ausblick / The subject of this work is a novel direct processing method for the integration of strain sensors into rotational fiber-reinforced plastic components with the goal of precise, fast, robust, load-path-adapted and cost-effective real-time monitoring of the behavior of failure-relevant structures. To this end, the focus of the work is on research into a metal wire-based structure-integrated sensor (AMBOS: Adapted Metal Wire Based and Fiber Oriented Sensor) manufactured in-situ during component manufacturing, whose position in the composite corresponds with high accuracy to the reinforcing fiber orientation of a single layer. In addition to the determination of mechanical characteristics of the wires, the pull-off behavior, an analysis of the sensor wire influence on the composite properties, the determination of the sensor pull-out behavior, the sensor application by means of direct processing, the investigation of the damage behavior of the sensor wire during processing, the positioning in the composite material and the insulation of the sensor wire are also essential objects of the research. The verification of the AMBOS system is carried out with typical loading conditions of a fiber-reinforced plastic composite pressure vessel with consideration of the temperature compensation and the interactions of the new sensor system with the environment.:1. Einleitung 2. Stand der Forschung 3. Faserparalleler Drahtsensor für Wickelstrukturen 4. Charakterisierung der Drahtsensorsysteme 5. Validierung des neuen Messsystems an einem Seriendruckbehälter 6. Zusammenfassung und Ausblick

This study addresses the fatigue life of the head–to–skirt welds of tall distillation columns. Fatigue tests were done on two types of weld geometries which approximate the head–toskirt configurations. From the fatigue tests it was determined that the fatigue life of the experimental samples can be substantially improved by applying weld build–up between the head and the skirt. The expected fatigue life of the test samples was determined by way of calculation employing the so called Nominal–Stress–Approach, the Effective–Notch–Stress–Approach and the Stress–Life–Approach. For both the Nominal–Stress–Approach and the Effective–Notch–Stress–Approach the predicted fatigue life was found to be overly conservative compared to the experimental results. The Stress–Life–Approach predicted the fatigue life to within a factor of 1.3 for both the geometries under investigation when displacements due to welding are taken into account. If displacements due to welding is omitted this factor is increased, for the geometry without weld build–up, to 2. For the geometry with weld build–up the factor remains 1.3. / Thesis (M.Ing. (Mechanical Engineering))--North-West University, Potchefstroom Campus, 2011.

This study addresses the fatigue life of the head–to–skirt welds of tall distillation columns. Fatigue tests were done on two types of weld geometries which approximate the head–toskirt configurations. From the fatigue tests it was determined that the fatigue life of the experimental samples can be substantially improved by applying weld build–up between the head and the skirt. The expected fatigue life of the test samples was determined by way of calculation employing the so called Nominal–Stress–Approach, the Effective–Notch–Stress–Approach and the Stress–Life–Approach. For both the Nominal–Stress–Approach and the Effective–Notch–Stress–Approach the predicted fatigue life was found to be overly conservative compared to the experimental results. The Stress–Life–Approach predicted the fatigue life to within a factor of 1.3 for both the geometries under investigation when displacements due to welding are taken into account. If displacements due to welding is omitted this factor is increased, for the geometry without weld build–up, to 2. For the geometry with weld build–up the factor remains 1.3. / Thesis (M.Ing. (Mechanical Engineering))--North-West University, Potchefstroom Campus, 2011.

L’ébullition est un mode de transfert de chaleur intervenant dans de nombreux systèmes thermiques ou énergétiques de par son efficacité. Dans certains, elle se produit à basse pression. La pression statique induite par la colonne de liquide au-dessus de la surface de formation des bulles n’est alors pas négligeable devant la pression de saturation à la surface libre. Dès lors, la pression et le sous-refroidissement induit ne peuvent plus être considérés homogènes autour des bulles, d’où des inhomogénéités des propriétés thermophysiques dans le fluide. Les influences relatives des forces s’exerçant sur une bulle pendant sa croissance sont modifiées par rapport aux pressions plus élevées : une dynamique de bulles différente apparaît. Ces conditions particulières affectent également les transferts thermiques. L’influence de la pression sur l’ébullition en vase a été étudiée expérimentalement dans le régime de bulles isolées en site unique. L’eau a d’abord été testée sur une large gamme de pressions subatmosphériques. Quatre comportements de dynamique de bulles ont été identifiés d’après la visualisation par caméra rapide. Plusieurs paramètres de la dynamique ont été quantifiés grâce à un traitement d’images adapté appliqué aux vidéos. Pour généraliser le concept d’ébullition à « basse pression » et mieux en appréhender les phénomènes fondamentaux, de nouveaux essais ont été réalisés avec un second fluide, le cyclohexane, choisi pour sa similitude thermodynamique avec l’eau bouillant en deçà de la pression atmosphérique. La comparaison des comportements des deux fluides a permis d’identifier certains paramètres responsables des spécificités du phénomène. En outre, de nouvelles fonctionnalités sont apportées au dispositif expérimental pour – notamment – effectuer la mesure rapide du flux transféré sous la bulle pendant sa croissance, synchroniser ces mesures thermiques avec l’acquisition d’images et étudier des surfaces d’ébullition structurées. Les résultats obtenus sont encourageants pour l’analyse des comportements spécifiques de l’ébullition à basse pression et ses applications. / Boiling is an efficient heat transfer mode used in numerous thermal or energy systems. In some systems boiling takes place at low pressure. The static head of the liquid column over the wall where bubbles nucleate is then not negligible against the saturation pressure at the free surface level. The pressure and the induced subcooling degree therefore cannot be considered as homogeneous around growing bubbles, resulting in non-homogeneous thermophysical properties in the fluid. The relative influence of the forces acting on a growing bubble differs from higher pressure conditions, yielding specific bubble dynamics features. Heat transfer is consequently also affected. The effect of the pressure on pool boiling was experimentally investigated during the isolated bubbles regime taking place from a single activated nucleation site. Experiments were first conducted with water for a wide range of subatmospheric pressures. Four distinct bubble dynamics behaviors were identified through high-speed camera visualizations. An adapted image processing of the recordings enabled the measurement of several bubble dynamics characteristics. In order to generalize the concept of pool boiling at "low pressure" and to get a better understanding of the related fundamental phenomena, new experiments were performed with a second fluid, cyclohexane, chosen from original thermodynamic similarity with water boiling at pressures lower than atmospheric. The comparison of fluids’ behaviors made possible the identification of parameters governing the specific phenomena occurring during boiling at low pressure. Besides, the experimental facility was improved to provide new functionalities. The high-speed measurement of the heat flux transferred under the growing bubble, its synchronization with the high-speed videos images and the study of boiling on enhanced surfaces are in particular made possible. Results are encouraging for a better understanding of the specific behaviors of low pressure boiling and for its future implementation in practical applications.

The thesis contains information about the design of pressure vessels and describes their individual parts. It is mentioned production of individual parts and the process including assembly parts in one unit. The thesis includes options of control and testing of pressure vessels. It is described kinds of built-ins of distillation column and the basic principles and types of distillation. It is created stress analysis of pressure vessels parts according to ČSN EN 13 445 – 3, and also stress analysis of the selected part of column by using FEM. Mechanical drawing of distillation column is part of the thesis.

It was found that a significant improvement of mechanical properties of CFRPs can be achieved by the adjustment of the matrix properties such as toughness and CF/matrix adhesion via the chemical modification, as well as the physical modification by a small amount of cheap and environment-friendly nano fibers. Based on investigation of fracture mechanisms at macro/micro scale, the effects of matrix properties and nano fiber on the mechanical properties of CFRP have been discussed. Subsequently, the relationship has been characterized by a numerical model to show how to modulate the parameters of the matrix properties to achieve excellent fatigue properties of CFRP. / 博士(工学) / Doctor of Philosophy in Engineering / 同志社大学 / Doshisha University