Зображення обкладинки

Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation

Внутренние элементы реакторов подвергаются воздействию трех основных эксплуатационных факторов: нейтронного и гамма-излучений; статических и динамических механических напряжений и химических веществ, используемых для охлаждения реактора. Исследовано влияние этих факторов на расчетную долговечность...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :	Проблемы прочности
Дата:	2010
Автори:	Dudra, Ju., Szávai, Sz.
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України 2010
Теми:	Научно-технический раздел
Онлайн доступ:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111647
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:	Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation / Ju. Dudra, Sz. Szávai // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С.70-79. — Бібліогр.: 6 назв. — англ.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

Схожі ресурси

Analysis of Warm Prestressing Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steels
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010)

Local approach to fracture based prediction of reactor pressure vessel lifetime
за авторством: Kotrechko, S.A., та інші
Опубліковано: (2009)

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading
за авторством: Grinik, E.U., та інші
Опубліковано: (2003)

Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel
за авторством: Schuhknecht, J., та інші
Опубліковано: (2010)

The Use of Master Curve Method for Statistical Re-Evaluation of Surveillance Test Data for WWER-1000 Reactor Pressure Vessels
за авторством: Revka, V.M., та інші
Опубліковано: (2010)

Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials
за авторством: Brumovsky, M., та інші
Опубліковано: (2007)

Neutron Embrittlement of WWER Reactors: EC-Supported Projects
за авторством: Ahlstrand, R., та інші
Опубліковано: (2004)

Integrated Surveillance Specimen Program for WWER-1000/V-320 Reactor Pressure Vessels
за авторством: Brumovský, M., та інші
Опубліковано: (2007)

A Data Scatter for a Shift of the Ductile to Brittle Transition Temperature for WWER¬1000 Reactor Pressure Vessel Materials
за авторством: V. N. Revka
Опубліковано: (2018)

Metalophysical problems of WWER reactor vessel welding joints reliability
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)

Estimation of the error of functionals calculation results of the neutron flux onto the WWER 1000 reactor pressure vessel
за авторством: V. L. Demekhin, та інші
Опубліковано: (2013)

Estimation of the error of functionals calculation results of the neutron flux onto the WWER 1000 reactor pressure vessel
за авторством: V. L. Demekhin, та інші
Опубліковано: (2012)

Different approaches to estimation of reactor pressure vessel material embrittlement
за авторством: V. M. Revka, та інші
Опубліковано: (2013)

Reactor Pressure Vessel and Internals Steels Irradiation Performed at the LVR-15 Research Reactor
за авторством: Erben, Oldřich, та інші
Опубліковано: (2001)

Comparison of Маster curve with normative method of estimating WWER-1000 reactor pressure vessel metal fracture toughness
за авторством: V. M. Revka, та інші
Опубліковано: (2024)

Application of the Beremin Model for Cruciform Specimen to Determine the Fracture Probability in Case of WPS
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2013)

Micromechanical Coupled Study of Crack Growth Initiation Criterion in Pressure Vessel Steel
за авторством: Rakin, M., та інші
Опубліковано: (2004)

Creep Lifetime Assessment of Pressure-Tight PE100 Pipes Based on a Slow Fatigue Crack Growth
за авторством: Luo, W.B., та інші
Опубліковано: (2018)

Lateral expansion and impact toughness correlation of VVER-1000 reactor pressure vessel materials
за авторством: O. V. Tryhubenko
Опубліковано: (2014)

Determination of Mechanical Properties of Aged NPP Components Using Instrumented Hardness Testing and Other Miniature Specimen Testing Techniques
за авторством: Lenkey, G.B., та інші
Опубліковано: (2013)

Mathematical modeling of residual stresses in composite welded joints of WWER-1000 reactor vessel cover with CPS nozzles
за авторством: A. A. Makarenko, та інші
Опубліковано: (2022)

Uncertainty determination of fast neutron fluence onto the WWER pressure vessel metal surveillance specimens
за авторством: O. M. Puhach, та інші
Опубліковано: (2021)

SCK-CEN Contribution to the IAEA Round Robin Exercise on WWER-440 RPV Weld Material: Irradiation, Annealing, and Re-Embrittlement
за авторством: Lucon, E., та інші
Опубліковано: (2004)

Impact of technological parameters of arc deposition of an anti-corrosion layer in the vessel of WWER-1000 reactor on residual stress distribution
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2020)

Validation of the code package MCPV adapted for neutron transport calculation within WWER-440 reactor near-vessel space
за авторством: A. M. Pugach, та інші
Опубліковано: (2019)

Study of Composite Fiber Reinforcement of Cracked Thin-Walled Pressure Vessels Utilizing Multi-Scaling Technique Based on Extended Finite Element Method
за авторством: Mirmohammad, S.H., та інші
Опубліковано: (2018)

Fatigue lifetime of ADI from ultimate tensile strength to permanent fatigue limit
за авторством: Zapletal, J., та інші
Опубліковано: (2008)

Testing of pressure vessels by an international expert team
за авторством: Ja. Nedoseka, та інші
Опубліковано: (2016)

Unified Solutions on Plastic Limit Internal Pressure for Metallic Elbows
за авторством: Zhu, Q, та інші
Опубліковано: (2014)

Experimental analysis of behavior and damage of sandwich composite materials in three-point bending. Part 1. Static tests and stiffness degradation at failure studies
за авторством: Bezazi, A., та інші
Опубліковано: (2007)

Study of Irradiation Effects at the Research Reactor
за авторством: Gillemot, F.
Опубліковано: (2010)

Radiation embrittlement of reactor pressure vessel materials of Rivne NPP unit 1 due to re-irradiation after recovery annealing
за авторством: M. H. Holiak, та інші
Опубліковано: (2019)

Creep Failure Time of Thin-Walled Pipes under Combined Internal Pressure, Bending, and Tension
за авторством: El Megharbel, A.
Опубліковано: (2010)

Generation of MeV -energy protons in WWER reactor core
за авторством: Gann, A.V., та інші
Опубліковано: (2009)

Strength Degradation of Glass Fiber Reinforced Polymer Bars Subjected to Reversed Cyclic Load
за авторством: Lee, J.Y., та інші
Опубліковано: (2014)

Analysis of criticality of melt during severe accidents in reactor vessel
за авторством: Yu. P. Kovbasenko, та інші
Опубліковано: (2018)

Static strength of thin-walled vessel with dents under internal pressure
за авторством: Кантор, Б. Я., та інші
Опубліковано: (2016)

Static strength of thin-walled vessel with dents under internal pressure
за авторством: Кантор, Б. Я., та інші
Опубліковано: (2016)

Static strength of thin-walled vessel with dents under internal pressure
за авторством: Ja. Kantor, та інші
Опубліковано: (2011)

Concerning the Chornobyl NPP reactor graphite management
за авторством: Yu. O. Olkhovyk
Опубліковано: (2019)