Din avgränsning ger 751 träffar.
-
2015:12 Interkristallin spänningskorrosion i rostfritt stål i BWR-miljö
Interkristallin spänningskorrosion (IGSCC) har varit ett problem för kokvattenreaktorer (BWR) sedan 1960-talet, då sprickor påträffades i komponenter av sensibiliserat austenitiskt rostfritt stål. Det var dock först under tidigt 1970-tal, i samband med att omfattande interkristallin sprickning upptäcktes i den värmepåverkade zonen (HAZ) invid svetsar...
Innehållstyp: Publikationer -
2015:03 Brottmekaniska K-lösningar för sprickor i massiv stång med icke-linjärt rotationssymmetriskt spänningstillstånd
Nya K-lösningar är framtagna för 0,0 ≤ a/R ≤ 1,0 och 0,0 ≤ a/b ≤ 1,0 där a är sprickdjupet, b är spricklängdsparameter och R är stångens radie. Lösningarna inkluderar utöver global membranlast och böjlast även rotationssymmetriska spänningsfält upp till och med femte ordningen. Anpassning av ett andragradspolynom utmed...
Innehållstyp: Publikationer -
2014:18 Evaluation of the Halden IFA-650 loss-of-coolant accident experiments 2, 3 and 4
The analytical tools, which are fuel rod computer codes, that Quantum Technologies AB use and develop, contain models of several of the phenomena that are acting on the nuclear fuel (cladding temperature, fission gas driven pressure, strain and stress in the cladding, rod rupture, etc.) and how the separate effects interact in the complex integrated manner. The codes are under constant...
Innehållstyp: Publikationer -
2015:09 PROSIR - Probabilistic Structural Integrity of a PWR Reactor Pressure Vessel
Following an OCDE round robin proposal, 16 participants from 9 countries (USA, Japan, Korea (6 participants), Sweden, Germany, Czech Republic, Spain, EC and France (3 participants)) have been involved in a round robin study called PROSIR, Probabilistic Structural Integrity of a PWR Reactor Pressure Vessel. The PROSIR project started already in 2003 and a final draft version of the main report...
Innehållstyp: Publikationer -
2018:26 Reaktorinneslutningarnas respons vid höga inre tryck och reducerad förspänning
I föreliggande studie har det genom numerisk modellering undersökts huruvida tillämpning av alternativ B enligt Regulatory Guide 1.90 (R.G. 1.90) är ett tillförlitligt sätt att bedöma reaktorinneslutningens integritet. Vid genomförandet har två olika numeriska modeller använts, en global 3D-modell respektive en ringmodell. Resultaten pekar på...
Innehållstyp: Publikationer -
2018:24 Structural equation modelling for analysis of human and organizational factors in nuclear power plant control rooms
SSM perspective Background During the supervisory work of the Swedish Radiation Safety Authority (SSM), a need was identified to develop the methods used when evaluating control room work in the central control rooms of nuclear power plants. Benchmarking is commonly used today, with reference values from earlier Integrated System Validation (ISV), when ISV is available. Often, ISV performs...
Innehållstyp: Publikationer -
2011:19 Experimental evaluation of influence from residual stresses on crack initiation and ductile crack growth at high primary loads
Cracked components are usually subjected to loads causing both primary and secondary stresses, e.g. welding components. Engineering assessment approaches, such as the ASME XI code and the R6 procedure, are commonly used to conduct integrity assessment of such components. There has been an ongoing debate how to treat secondary stresses using engineering assessment methods. The nature of these...
Innehållstyp: Publikationer -
2011:17 Structural Health Monitoring of Piping in Nuclear Power Plants – A Review of Efficiency of Existing Methods
SSM needs to acquire knowledge about new applied Non-Destructive Engineering (NDE) techniques and their efficiency. One area that is discussed more frequently is Structural Health Monitoring (SHM). SSM needs to investigate the international experiences of SHM from the nuclear industry. SSM also wants to have more information about the capabilities and the limitations of NDE methods The first...
Innehållstyp: Publikationer -
2010:46 Development of the PRO-LOCA Probabilistic Fracture Mechanics Code, MERIT Final Report
The MERIT project has been an internationally financed program with the main purpose of developing probabilistic models for piping failure of nuclear components and to include these models in a probabilistic code named PRO-LOCA. The principal objective of the project has been to develop probabilistic models for piping failure of nuclear components and to include these models in a...
Innehållstyp: Publikationer -
2011:18 Strålsäkerhetsläget vid de svenska kärnkraftverken 2010
Enligt Strålsäkerhetsmyndighetens (SSM:s) regleringsbrev ska myndigheten senast den 31 maj 2011 till regeringen redovisa strålsäkerhetsläget vid de svenska kärnkraftverken. Föreliggande rapport utgör denna redovisning. 100 SSM SSM Svenska Enligt Strålsäkerhetsmyndighetens (SSM:s) regleringsbrev ska myndigheten senast den 31 maj 2011 till regeringen...
Innehållstyp: Publikationer