Study of Irradiation Effects at the Research Reactor
Описаны эксперименты по радиационному облучению материалов в ядерном реакторе мощностью 10 МВт с использованием новой оснастки. В качестве примеров приведены результаты испытаний покрытий сосудов высокого давления реакторов из сталей, содержащих 9% Cr (Euroferr), использование метода Master Curve д...
Збережено в:
Дата: | 2010 |
---|---|
Автор: | Gillemot, F. |
Формат: | Стаття |
Мова: | English |
Опубліковано: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
2010
|
Назва видання: | Проблемы прочности |
Теми: | |
Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/111646 |
Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
Цитувати: | Study of Irradiation Effects at the Research Reactor / F. Gillemot // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 105-111. — Бібліогр.: 4 назв. — англ. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of UkraineСхожі ресурси
-
Analysis of Warm Prestressing Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steels
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010) -
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel
за авторством: Schuhknecht, J., та інші
Опубліковано: (2010) -
Neutron Embrittlement of WWER Reactors: EC-Supported Projects
за авторством: Ahlstrand, R., та інші
Опубліковано: (2004) -
Use of a Semi-Mechanistic Analytical Model to Analyze Radiation Embrittlement of Model Alloys: Cu and P Effects
за авторством: Debarberis, L., та інші
Опубліковано: (2004) -
Local approach to fracture based prediction of reactor pressure vessel lifetime
за авторством: Kotrechko, S.A., та інші
Опубліковано: (2009)