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. Основная задача...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Проблемы прочности |
|---|---|
| Datum: | 2010 |
| Hauptverfasser: | Schuhknecht, J., Rindelhardt, U., Viehrig, H.W. |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
2010
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111649 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of UkraineÄhnliche Einträge
-
Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials
von: Brumovsky, M., et al.
Veröffentlicht: (2007) -
Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading
von: Grinik, E.U., et al.
Veröffentlicht: (2003) -
Metalophysical problems of WWER reactor vessel welding joints reliability
von: I. H. Sharaievskyi, et al.
Veröffentlicht: (2022) -
Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation
von: Dudra, Ju., et al.
Veröffentlicht: (2010) -
Validation of the code package MCPV adapted for neutron transport calculation within WWER-440 reactor near-vessel space
von: A. M. Pugach, et al.
Veröffentlicht: (2019)