The reactor pressure vessel (RPV) is one of the crucial safety barriers designed to isolate the reactor core, safeguarding against potential radioactive releases into the environment during a severe accident. The assessment of RPV behaviour and its failure is necessary to predict the characteristics of melt release into the reactor pit and succeeding ex-vessel accident progression.

This thesis aims to develop both the model and methodology in the Finite Element Analysis (FEA) of the RPV to predict its structural behaviour during postulated severe accidents. The improvement in the FE model starts from the material models for the material properties of the RPVs. Since the SA533B1 and 16MND5 carbon steels are considered the structural materials of the RPVs relevant to a Nordic Boiling Water Reactor (BWR) and a Pressurized Water Reactor (PWR), respectively, the material models for these two materials are established and subsequently validated against multiple tests. The simulations strictly adhere to the test conditions in the validation process. The observed agreement between the simulation and test results serves as a good foundation for subsequent analysis on the RPV applications.

A thermo-mechanical coupling approach is developed by coupling the ANSYS Mechanical APDL for the structural analysis of RPVs and MELCOR for defining boundary conditions. This approach can efficiently predict the RPV behaviour during accident scenarios, including deformation, stress and strain. Subsequently, the obtained results are subjected to a comprehensive failure analysis of RPVs with three failure criteria, namely melt-through, stress-based, and strain-based failure criteria. In addition, an advanced model in LS-DYNA is introduced to simulate the possible rupture phenomenon of RPVs during failure. 

The developed model and methodology are applied in structural analysis of the Nordic BWR and the PWR during severe accidents. The analysis results contribute to:

(i)              A benchmark specification in the EU-IVMR project WP2.4 conducted to investigate the effect of the ablated profile on RPV failure in numerical analysis;

(ii)            The feasibility of In-Vessel Retention (IVR) strategy mitigation analyzed for the RPV of a Nordic BWR in two severe accidents: a Station Blackout (SBO) and an SBO combined with a Loss-of-coolant Accident (SBO+LOCA); and 

(iii)          A comprehensive failure analysis for RPVs in a Nordic BWR carried out under the mentioned two severe accidents. The RPV lower plenum model is extended from the two-dimensional case for a standalone vessel wall to a three-dimensional case for a vessel wall with a cluster of IGT structures. This failure analysis aims to investigate the failure mechanism and timing for both vessel wall and IGTs, providing valuable insights into the possible earliest failure mode of RPV lower plenum for different reactor designs and severe accident scenarios.

Reaktortanken utgör en central säkerhetskomponent som är utformad för att fungera som en barriär för att isolera och skydda reaktorhärden i händelse av ett allvarligt haveri, med syftet att förhindra eventuella radioaktiva utsläpp till miljön. För att förebygga och förutsäga händelseförloppet vid ett sådant scenario, krävs en grundlig bedömning av reaktortankens beteende och eventuella brott i dess struktur.

I denna avhandling har en modell och en metodik utvecklats i Finite Element Analyser (FEA) för att förbättra förståelsen av reaktortankens strukturella beteende under postulerade svåra haverier. Förbättringen av den använda modellen fokuserar på att korrekt beskriva materialegenskaperna hos de två relevanta reaktortankstålarna för de nordiska kokar – respektive tryckvattenreaktorer, SA533B1 och 16MND5. Denna konstitutiva modell har blivit noggrant validerad genom att jämföra dess resultat med flera experimentella tester, och överensstämmelsen mellan simuleringar och tester har styrkt dess tillförlitlighet.

För att kunna förutsäga reaktortankens beteende under olika svåra haveriscenarier, inklusive deformation, stress och belastning, har en termo-mekanisk kopplingsmetod utvecklats. Denna metod kopplar ANSYS Mechanical APDL för strukturanalys av reaktortanken med MELCOR för att definiera de nödvändiga randvillkoren. Resultaten av dessa analyser har använts för att genomföra en omfattande felanalys av reaktortanken med hjälp av tre olika brottkriterier: genomsmältning, spänningsbaserat och töjningsbaserat brottkriterium. Dessutom har en avancerad modell i LS-DYNA använts för att simulera brottfenomenet i reaktortanken under haverier.

Denna simuleringsmodell och metodik har tillämpats på reaktortanksapplikationer för både nordiska kokvattenreaktorer (BWR) och tryckvattenreaktorer (PWR). Resultaten av analyserna har bidragit till:

(i)              En benchmarkstudie inom EU-IVMR-projektet WP2.4 för att utvärdera effekterna av en eventuell borttagning av reaktortankens profil i numeriska analyser;

(ii)            Analyser av genomförbarheten av in-vessel retention (IVR), en strategi för haverihantering som innebär att härdsmältan stannar kvar i reaktortanken och kyls utifrån. Denna strategi har utvärderats för en nordisk BWR under två olika svåra haveriscenarier: totalt elbortfall (SBO) och en kombination av SBO och kylmedelshaveri (SBO+LOCA); och

(iii)          En djupgående felanalys av reaktortanken i en nordisk BWR under de två nämnda svåra haveriscenarierna. Modellen för reaktortankens botten har modifierats från att vara tvådimensionell till att vara tredimensionell med ett kluster av instrumentgenomföringar. Denna felanalys syftar till att utforska brottmekanismer och tidpunkter för brott, både för reaktortanken och instrumentgenomföringarna, och ger värdefulla insikter om tidiga brottmekanismer i reaktortankens botten för olika reaktorkonstruktioner och svåra haveriscenarier.