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Titolo della tesi: “Analisi di meccanica della frattura del vessel di un impianto nucleare WWER-1000/320 condotta mediante i codici accoppiati Relap5, Trio_U e Ansys, in caso di un evento di PTS originato da un incidente di tipo MSLB”
Riassunto: Il presente lavoro documenta lo studio degli effetti di un PTS (Pressurized Thermal Shock) originato da un MSLB (Main Steam Line Break) sul recipiente in pressione di un reattore di tipo WWER-1000/320. E’ stata condotta una analisi accoppiata fra un codice termoidraulico di sistema (Relap5) e un codice agli elementi finiti (Ansys 5.7) al fine di determinare i margini di sicurezza in relazione all’infragilimento del materiale del vessel. I risultati del calcolo termoidraulico ottenuti da Relap hanno permesso di determinare i carichi termici e meccanici da introdurre nel codice strutturale. Le sollecitazioni determinate con Ansys sono state quindi utilizzate per una analisi di meccanica della frattura condotta su una ipotetica cricca monodimensionale, assiale e circonferenziale, avente 3 differenti valori di profondità: 7 mm (cricca piccola), 73 mm (1/4 dello spessore del vessel), 196 mm (>1/2 dello spessore del vessel); nei calcoli, sia termoidraulici che meccanici, è stata presa in considerazione la presenza del cladding.
E’ stato analizzato anche il comportamento di una cricca bidimensionale semiellittica superficiale su vessel senza cladding, avente 3 differenti valori di profondità all’apice: 7 mm, 16 mm e 73 mm con rapporto di aspetto di 0.5, 0.3 e 0.5 rispettivamente. Infine è stata condotta una analisi fluidodinamica tramite codice CFD Trio_U per determinare gli effetti dell’eventuale miscelamento nel downcomer del fluido primario sui risultati di meccanica della frattura.



Thesis title: “WWER 1000/320 Reactor Pressure Vessel fracture mechanics analysis in case of PTS originated by a MSLB accident, conducted by coupling Relap5, Trio_U and Ansys codes”
Abstract: The present report documents the activity performed to investigate the consequences of a Pressurized Thermal Shock for the Reactor Pressure Vessel of a WWER-1000/320, originated by a Main Steam Line Break accident. The investigation, aimed at the establishing of the embrittlment safety margin for the vessel material, has been conducted estimating the stresses in the pressure structure by the use of Relap5/mod3.3 and Ansys 5.7 coupled codes. The thermal-hydraulic results obtained from the transient analysis conducted by the system code plant nodalisation have been used to determine the mechanical and thermal loads to be employed for the stress computation by the structural finite element model. For conservative reasons, the Fracture Mechanics analysis has been conducted assuming passing through circumferential and axial cracks, adopting three different depth values: 7 mm (shallow crack), 73 mm (1/4 of the thickness) and 196 mm (> 1/2 of the thickness) and a bidimensional semi elliptical surface crack with three different crack tip depth values: 7 mm, 16 mm and 73 mm with aspect ratio of 0.5, 0.3 and 0.5 respectively. The presence of the internal cladding, except for the bidimensional crack, has been taken into account for both thermal-hydraulic and structural calculations; stainless steel and carbon steel physical and mechanical properties have been specified. A fluid-dynamics analysis with CFD Trio_U code has been finally conducted to study the effect of the downcomer fluid mixing on the Fracture Mechanics results.