Assessment of impacting the thin protective coatings on the stress–strain state of the cladding of fuel rods of nuclear reactors
It is proposed the approach for estimating the impact of thin protective coatings on the stress–strain state of the thick–walled claddings of cylindrical fuel rods considering internal and external pressures from fission products and moving heat carrier in a nuclear reactor core. This approach is us...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Дата: | 2020 |
| Автори: | Povolotskii, E.V., Romashov, Yu.V., Mamalis, A.G. |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Англійська |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2020
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/194748 |
| 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: | Assessment of impacting the thin protective coatings on the stress–strain state of the cladding of fuel rods of nuclear reactors / E.V. Povolotskii, Yu.V. Romashov, A.G. Mamalis // Problems of atomic science and tecnology. — 2020. — № 1. — С. 140-146. — Бібліогр.: 17 назв. — англ. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of UkraineСхожі ресурси
Influencing of thin protective coatings on natural frequencies of radial oscillations of claddings of fuel rods of nuclear reactors
за авторством: Mazurenko, Yu.E., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Mazurenko, Yu.E., та інші
Опубліковано: (2020)
Facility for hydrogenation and thermal testing of internally pressurized dummy fuel rods
за авторством: Dolgiy, V.A., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Dolgiy, V.A., та інші
Опубліковано: (2020)
Nuclear zirconium – the basis of alloys with improved neutron-physical, radiation, and corrosion properties
за авторством: Mukhachev, A.P., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Mukhachev, A.P., та інші
Опубліковано: (2020)
Studies of the features of the sorption of an europium by natural and synthetic zeolites for using it in the nuclear energy
за авторством: Levenets, V.V., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Levenets, V.V., та інші
Опубліковано: (2020)
Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding
за авторством: Zuyok, V., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Zuyok, V., та інші
Опубліковано: (2022)
Application of interval analysis for improving reliability of estimation of hardness value spread for nuclear structural materials
за авторством: Yefimov, A.V., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Yefimov, A.V., та інші
Опубліковано: (2020)
Components of automated intellectual systems supporting decisions at the stage of operation and equipment diagnostics of nuclear power units
за авторством: Yefimov, О.V., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Yefimov, О.V., та інші
Опубліковано: (2020)
Peculiarities of kinetic and mechanical properties of high-entropy alloy Аl₀.₅CoCuCrNiFe in range ~ 300…77 К
за авторством: Voyevodin, V.N., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Voyevodin, V.N., та інші
Опубліковано: (2020)
Modification of the aluminum alloy by the radiation and mechanical treatment
за авторством: Donets, S.E., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Donets, S.E., та інші
Опубліковано: (2020)
Strengthening of the surface of steel (9XФМ) exposed to a high-current electron beam
за авторством: Prokhorenko, E.M., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Prokhorenko, E.M., та інші
Опубліковано: (2020)
The method for optimizing the iron content in the structural material Zr1%Nb for fuel element cladding of NPP nuclear reactors
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2023)
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2023)
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition
за авторством: Bakai, O.S., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Bakai, O.S., та інші
Опубліковано: (2020)
Synthesis of hydrogen storage materials in a Ti-Zr-Ni system using the hydride cycle technology during dehydrogenation by an electron beam in a vacuum
за авторством: Dmytrenko, O.E., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Dmytrenko, O.E., та інші
Опубліковано: (2020)
Mineral insulators for kompton detectors of neutrons with a metal hafnium emitter
за авторством: Bohdan, E.A., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Bohdan, E.A., та інші
Опубліковано: (2020)
Research of the thermal desorption processes in oxide mixtures at laser effect
за авторством: Katrechko, V.V., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Katrechko, V.V., та інші
Опубліковано: (2020)
Analyses of structure phase stability of U-Mo target of the neutron source
за авторством: Borts, B.V., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Borts, B.V., та інші
Опубліковано: (2020)
Basic approaches to the choice of material for working blades of the last stages of the LPC of powerful steam turbines
за авторством: Slaston, L.O., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Slaston, L.O., та інші
Опубліковано: (2020)
Influence of mechanical-thermal treatment on the microstructure and current-carrying capacity of Nb-Ti-superconductor
за авторством: Storozhilov, G.E., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Storozhilov, G.E., та інші
Опубліковано: (2020)
Intense plastic deformation of high-purity cast beryllium
за авторством: Vasilev, A.A., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Vasilev, A.A., та інші
Опубліковано: (2020)
V International scientific conference «High-purity materials: preparation, applications, properties»
Опубліковано: (2020)
Опубліковано: (2020)
The microplasma aluminum and titanium oxidation in condensed environments
за авторством: Vinnikov, D.V., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Vinnikov, D.V., та інші
Опубліковано: (2020)
Elastic interaction energy of point defects with a basal dislocation loop in zirconium
за авторством: Trotsenko, O.G., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Trotsenko, O.G., та інші
Опубліковано: (2020)
Zone for collecting the ions of a given mass range in the plasma filter of masses
за авторством: Katrechko, V.V., та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: Katrechko, V.V., та інші
Опубліковано: (2020)
Influence of iron additives on the corrosion resistance of the Zr-1%Nb alloy under operating conditions of a nuclear reactor
за авторством: Pylypenko, M.M., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Pylypenko, M.M., та інші
Опубліковано: (2022)
Stress-strain state and wear modelling for fuel rod – grid contact
за авторством: Breslavsky, D., та інші
Опубліковано: (2023)
за авторством: Breslavsky, D., та інші
Опубліковано: (2023)
Fractal model of estimating quality of cold worked fuel cladding tubes
за авторством: Vakhrusheva, V.S., та інші
Опубліковано: (2021)
за авторством: Vakhrusheva, V.S., та інші
Опубліковано: (2021)
Effect of chromium coatings on the mechanical properties of Zr1Nb fuel claddings in longitudinal and transverse directions
за авторством: Belous, V.А., та інші
Опубліковано: (2019)
за авторством: Belous, V.А., та інші
Опубліковано: (2019)
Mathematical relationships of models of two-phase flows in channels of reactors and steam generators of NPP's for the calculation of their hydrodynamic characteristics
за авторством: Yefimov, О.V., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Yefimov, О.V., та інші
Опубліковано: (2022)
On the options of Ukraine’s nuclear fuel cycle
за авторством: Krasnorutskyy, V.S., та інші
Опубліковано: (2019)
за авторством: Krasnorutskyy, V.S., та інші
Опубліковано: (2019)
Mathematical relations of models of single-phase flows in the channels of reactors and steam generators of NPP's for calculation of heat transfer processes and hydrodynamic characteristics
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2022)
Research the behaviour and properties of WWER type fuel claddings from Zr1%Nb alloy in loss of the coolant accident
за авторством: Semerak, M.M., та інші
Опубліковано: (2021)
за авторством: Semerak, M.M., та інші
Опубліковано: (2021)
Interval models of temperature characteristics of superheater separators in nuclear power plant units with the capacity of 1000 MW
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Yefimov, O.V., та інші
Опубліковано: (2022)
Microplasticity of 15Kh2NMFA vessel steel in a stress-strain state during magnetic treatment
за авторством: Chernyak, N.A., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Chernyak, N.A., та інші
Опубліковано: (2022)
Computational dosimetry and post-irradiation studies of the electron beam irradiation-assisted corrosion and stress corrosion cracking of statically strained steel samples in a supercritical water coolant
за авторством: Bakai, O.S., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Bakai, O.S., та інші
Опубліковано: (2022)
Thermophysical properties of fuel clading with various vacuum-arc coatings
за авторством: Belous, V.A., та інші
Опубліковано: (2019)
за авторством: Belous, V.A., та інші
Опубліковано: (2019)
ᵃʳᶜʰPbWO₄ with improved optical parameters from archaeological lead
за авторством: Yakubovskaya, A.G., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Yakubovskaya, A.G., та інші
Опубліковано: (2022)
Increasing the radiation safety of nuclear power plants using the method of controlling the tightness of fuel elements
за авторством: Mamontov, О., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Mamontov, О., та інші
Опубліковано: (2022)
High-field forming of tungsten surface by evaporation in liquid nitrogen
за авторством: Sadanov, E.V., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Sadanov, E.V., та інші
Опубліковано: (2022)
Creep of VT1-0 alloy in different structural states
за авторством: Savchuk, E.S., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Savchuk, E.S., та інші
Опубліковано: (2022)
Delving into some specific features of the magnetic systems used for the plasma recycling of the spent nuclear fuel (SNF)
за авторством: Yuferov, V.B., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Yuferov, V.B., та інші
Опубліковано: (2022)
Схожі ресурси
-
Influencing of thin protective coatings on natural frequencies of radial oscillations of claddings of fuel rods of nuclear reactors
за авторством: Mazurenko, Yu.E., та інші
Опубліковано: (2020) -
Facility for hydrogenation and thermal testing of internally pressurized dummy fuel rods
за авторством: Dolgiy, V.A., та інші
Опубліковано: (2020) -
Nuclear zirconium – the basis of alloys with improved neutron-physical, radiation, and corrosion properties
за авторством: Mukhachev, A.P., та інші
Опубліковано: (2020) -
Studies of the features of the sorption of an europium by natural and synthetic zeolites for using it in the nuclear energy
за авторством: Levenets, V.V., та інші
Опубліковано: (2020) -
Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding
за авторством: Zuyok, V., та інші
Опубліковано: (2022)