The formation of nano–sized precipitates is considered to be the origin of hardening and embrittlement of ferritic steel used as structural material for pressure vessels of nuclear reactors, since these nanoclusters hinder the motion of dislocations within the grains of the polycrystalline bcc–Fe matrix. Previous investigations showed that these small precipitates are coherent and may consist of Cu, Ni, other foreign atoms, and vacancies. In this work a combination of on–lattice simulated annealing based on Metropolis Monte Carlo simulations and off–lattice relaxation by Molecular Dynamics is applied in order to determine the structure, energetics and thermodynamics of coherent clusters in bcc–Fe. The most recent interatomic potentials for Fe–Cu–Ni alloys are used. The atomic structure and the formation energy of the most stable configurations as well as their total and monomer binding energy are calculated. Atomistic simulation results show that pure (vacancy and copper) as well as mixed (vacancy-copper, copper-nickel and vacancy-copper-nickel) clusters show facets which correspond to the main crystallographic planes. Besides facets, mixed clusters exhibit a core-shell structure. In the case of v_lCu_m, a core of vacancy cluster coated with copper atoms is found. In binary Cum_Ni_n, Ni atoms cover the outer surface of copper cluster. Ternary v_lCu_mNi_n clusters show a core–shell structure with vacancies in the core coated by a shell of Cu atoms, followed by a shell of Ni atoms. It has been shown qualitatively that these core–shell structures are formed in order to minimize the interface energy between the cluster and the bcc-Fe matrix. Pure nickel consist of an agglomeration of Ni atoms at second nearest neighbor distance, whereas vacancy-nickel are formed by a vacancy cluster surrounded by a nickel agglomeration. Both types of clusters are called quasi-cluster because of their non-compact structure. The atomic configurations of quasiclusters can be understood by the peculiarities of the binding between Ni atoms and vacancies. In all clusters investigated Ni atoms may be nearest neighbors of Cu atoms but never nearest neighbors of vacancies or other Ni atoms. The structure of the clusters found in the present work is consistent with experimental observations and with results of pairwise calculations. In agreement with experimental observations and with recent results of atomic kinetic Monte Carlo simulation it is shown that the presence of Ni atoms promotes the nucleation of clusters containing vacancies and Cu. For pure vacancy and pure copper clusters an atomistic nucleation model is established, and for typical irradiation conditions the nucleation free energy and the critical size for cluster formation have been estimated. For further application in rate theory and object kinetic Monte Carlo simulations compact and physically–based fit formulae are derived from the atomistic data for the total and the monomer binding energy. The fit is based on the structure of the clusters (core-shell and quasi-cluster) and on the classical capillary model.

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Solving radiation shielding problems, i.e. deep penetration problems, is a challenging task from both computation time and resource aspects in field of nuclear engineering. This is mainly because of the complexity of the governing equation for neutral particle transport - Linear Boltzmann Equation (LBE). The LBE includes seven independent variables with presence of integral and differential operators. Moreover, the low successive rate of radiation shielding problem is also challenging for solving such problems. In this dissertation, the Detector Response Function (DRF) methodology is proposed and developed for real-time and accurate radiation shielding calculation. The real-time capability of solving radiation shielding problem is very important for: (1) Safety and monitoring of nuclear systems; (2) Nuclear non-proliferation; and (3) Sensitivity study and Uncertainty quantification. Traditionally, the difficulties of solving radiation problem are: (1) Very long computation time using Monte Carlo method; (2) Extremely large memory requirement for deterministic method; and (3) Re-calculations using hybrid method. Among all of them, the hybrid method, typically Monte Carlo + deterministic, is capable of solving radiation shielding problem more efficiently than either Monte Carlo or deterministic methods. However, none of the aforementioned methods are capable of performing "real-time" radiation shielding calculation. Literature survey reveals a number of investigation on improving or developing efficient methods for radiation shielding calculation. These methods can be categorized by: (1) Using variance reduction techniques to improve successive rate of Monte Carlo method; and (2) Developing numerical techniques to improve convergence rate and avoid unphysical behavior for deterministic method. These methods are considered clever and useful for the radiation transport community. However, real-time radiation shielding calculation capability is still missing although the aforementioned advanced methods are able to accelerate the calculation efficiency significantly. In addition, very few methods are "Physics-based" For example, the mean free path of neutrons are typically orders of magnitude smaller than a nuclear system, i.e. nuclear reactor. Each individual neutron will not travel too far before its history is terminated. This is called the "loosely coupled" nature of nuclear systems. In principle, a radiation shielding problem can be potentially decomposed into pieces and solved more efficient. In the DRF methodology, the DRF coefficients are pre-calculated with dependency of several parameters. These coefficients can be directly coupled with radiation source calculated from other code system, i.e. RAPID (Real-time Analysis for Particle transport and In-situ Detection) code system. With this arrangement, detector/dosimeter response can be calculated on the fly. Thus far, the DRF methodology has been incorporated into the RAPID code system, and applied on four different benchmark problems: (1) The GBC-32 Spent Nuclear Fuel (SNF) cask flooded with water with a $^3$He detector placed on the cask surface; (2) The VENUS-3 experimental Reactor Pressure Vessel (RPV) neutron fluence calculation benchmark problem; (3) RPV dosimetry using the Three-Mile Island Unit-1 (TMI-1) commercial reactor; and (4) A Dry storage SNF cask external dosimetry problem. The results show that dosimeter/detector response or dose value calculations using the DRF methodology are all within $2sigma$ relative statistical uncertainties of MCNP5 + CADIS (Consistent Adjoint Driven Importance Sampling) standard fixed-source calculation. The DRF methodology only requires order of seconds for the dosimeter/detector response or dose value calculations using 1 processor if the DRF coefficients are appropriately prepared. The DRF coefficients can be reused without re-calculations when a model configuration is changed. In contrast, the standard MCNP5 calculations typically require more than an hour using 8 processors, even using the CADIS methodology. The DRF methodology has enabled the capability of real-time radiation shielding calculation. The radiation transport community can be greatly benefited by the development of DRF methodology. Users can easily utilize the DRF methodology to perform parametric studies, sensitivity studies, and uncertainty quantifications. The DRF methodology can be applied on various radiation shielding problems, such as nuclear system monitoring and medical radiation facilities. The appropriate procedure of DRF methodology and necessary parameters on DRF coefficient dependency will be discussed in detail in this dissertation. / Doctor of Philosophy / Since the beginning of nuclear era, enormous amount of radiation applications have been proposed, developed, and applied in our daily life. The radiation is useful and beneficial when they are under control. However, there will be some "unwanted radiation" from these applications, which have to be shielded. For this, radiation shielding has become a very important task. To effectively shield the unwanted radiations, studying the thickness and design of the shields is important. Instead of directly performing experiments, computation is a more affordable and safer approach. The radiation shielding computation is typically an extremely difffficult task due to very limited "communication" between the radiation within the shield and detector outside the shield. In general, it is impractical to simulate the radiation shielding problems directly because the extremely expensive computation resources. Most of interactions of radiation are within the shield while we are only interested in how many of them penetrate through the shield. This is typically called "deep penetration" problems in the radiation transport community.

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.