Зображення обкладинки

Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel

Представлены результаты исследования материалов бандажного сварного шва и кольца основного металла сосуда давления первого блока реактора типа ВВЭР-440/230. Исследовали круглые вырезки материала (трепаны) после радиационного облучения с последующим отжигом и повторным облучением....

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :	Проблемы прочности
Дата:	2010
Автори:	Schuhknecht, J., Rindelhardt, U., Viehrig, H.W.
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/123456789/111649
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 the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel / J. Schuhknecht, U. Rindelhardt, H.W. Viehrig // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 95-104. — Бібліогр.: 9 назв. — англ.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

Схожі ресурси

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

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

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

Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation
за авторством: Dudra, Ju., та інші
Опубліковано: (2010)

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)

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

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)

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)

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)

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)

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)

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

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

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)

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

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)

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

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)

Adaptation of Helios Models for WWER¬440 Fuel Assemblies for Application by the TRACE/PARCS Program
за авторством: Yu. M. Ovdiienko, та інші
Опубліковано: (2019)

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

Braze-welded tubular billets for pipelines and high-pressure vessels
за авторством: A. A. Pismennyj, та інші
Опубліковано: (2014)

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

Redistribution of residual welding stresses inside the inner-body shaft of the reactor WWER-1000 in the process of service
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2014)

Validation of WWER-440/213 Thermohydraulic Model for TRACE Computer Code Based on RNPP-1 Incident Data
за авторством: S. E. Yanovskyi, та інші
Опубліковано: (2019)

Empirical predicted residual life of the base metal of MCP of WWER-1000 reactors in operation
за авторством: Gozhenko, S.V.
Опубліковано: (2023)

Improving the efficiency of the unit of the Zaporizhzhia NPP with a WWER–1000 reactor
за авторством: Cheilytko, A.A., та інші
Опубліковано: (2020)

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

Dimensioness method of assessing the conditions of thermal shock to the reactor vessel
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)

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)

Mathematical simulation of microstructure phase transformations at welding heating by example corrosion resistant cladding of the reactor vessel VVER-1000
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2018)

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

The method for in situ monitoring of the quality of in-vessel mirrors in a fusion reactor
за авторством: Konovalov, V.G., та інші
Опубліковано: (2009)

Effect of decarbonization of metal on the load-carrying capacity of cylindrical pressure vessels
за авторством: Shirshov, V.P.
Опубліковано: (1985)

Study of WWER reactors neutronic noise spectral images in irregular thermohydraulic regimes of core zones
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)

High-performance methods for analyzing the statistical strength of welded pipelines and pressure vessels using the Monte–Carlo method
за авторством: E. A. Velikoivanenko, та інші
Опубліковано: (2020)

Кременчуку — 440 років
Опубліковано: (2011)

Mathematical modeling of residual stresses in a composite welded joint of the collector adapter sleeve to the branch pipe of ZPM-440 steam generator
за авторством: A. A. Makarenko, та інші
Опубліковано: (2023)

Influence of residual process stresses on brittle fracture resistance of WWER-1000 reactor baffle in case of an emergency
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2022)