Reactor Pressure Vessel and Internals Steels Irradiation Performed at the LVR-15 Research Reactor
Main characteristics of the LVR-15 research reactor and its utilisation are presented in the article. Two reactor water loops for the research in the PWR environment and two water loops for the research in the BWR environment are installed at the reactor. The irradiation of specimens in the inert ga...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Дата: | 2001 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Англійська |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2001
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78313 |
| 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: | Reactor Pressure Vessel and Internals Steels Irradiation Performed at the LVR-15 Research Reactor / Oldřich Erben, Petr Novosad // Вопросы атомной науки и техники. — 2001. — № 2. — С. 80-84. — Бібліогр.: 8 назв. — англ. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of UkraineСхожі ресурси
Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials
за авторством: Brumovsky, M., та інші
Опубліковано: (2007)
за авторством: Brumovsky, M., та інші
Опубліковано: (2007)
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors
за авторством: Pouchon, M.A., та інші
Опубліковано: (2005)
за авторством: Pouchon, M.A., та інші
Опубліковано: (2005)
Integrated Surveillance Specimen Program for WWER-1000/V-320 Reactor Pressure Vessels
за авторством: Brumovský, M., та інші
Опубліковано: (2007)
за авторством: Brumovský, M., та інші
Опубліковано: (2007)
Analysis of Warm Prestressing Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steels
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010)
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010)
Power release in a subcritical reactor
за авторством: Demchenko, P.O., та інші
Опубліковано: (2005)
за авторством: Demchenko, P.O., та інші
Опубліковано: (2005)
Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation
за авторством: Dudra, Ju., та інші
Опубліковано: (2010)
за авторством: Dudra, Ju., та інші
Опубліковано: (2010)
Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading
за авторством: Grinik, E.U., та інші
Опубліковано: (2003)
за авторством: Grinik, E.U., та інші
Опубліковано: (2003)
Different approaches to estimation of reactor pressure vessel material embrittlement
за авторством: V. M. Revka, та інші
Опубліковано: (2013)
за авторством: V. M. Revka, та інші
Опубліковано: (2013)
Local approach to fracture based prediction of reactor pressure vessel lifetime
за авторством: Kotrechko, S.A., та інші
Опубліковано: (2009)
за авторством: Kotrechko, S.A., та інші
Опубліковано: (2009)
Study of self-organizing regime of nuclear burning wave in fast reactor
за авторством: Fomin, S.P., та інші
Опубліковано: (2005)
за авторством: Fomin, S.P., та інші
Опубліковано: (2005)
Electron irradiation of the material samples of new generation nuclear reactors in the supercritical water convection loop
за авторством: Bakai, A.S., та інші
Опубліковано: (2013)
за авторством: Bakai, A.S., та інші
Опубліковано: (2013)
Evaluation of isotope contents of plutonium in reactor emissions by gamma-radiation of ¹⁰⁶Ru, ¹¹¹Ag and ¹²⁵Sb
за авторством: Bykov, V.T., та інші
Опубліковано: (2005)
за авторством: Bykov, V.T., та інші
Опубліковано: (2005)
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)
за авторством: M. H. Holiak, та інші
Опубліковано: (2019)
Study of Irradiation Effects at the Research Reactor
за авторством: Gillemot, F.
Опубліковано: (2010)
за авторством: Gillemot, F.
Опубліковано: (2010)
Lateral expansion and impact toughness correlation of VVER-1000 reactor pressure vessel materials
за авторством: O. V. Tryhubenko
Опубліковано: (2014)
за авторством: O. V. Tryhubenko
Опубліковано: (2014)
Effect of irradiation and thermo-induced processes on reactor in vessel elements during long-term operation
за авторством: Breslavsky, D., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Breslavsky, D., та інші
Опубліковано: (2022)
Коллапс и образование гидридов в циркониевых элементах конструкции активных зон водоохлаждаемых реакторов
за авторством: Грицина, В.М., та інші
Опубліковано: (2001)
за авторством: Грицина, В.М., та інші
Опубліковано: (2001)
Длительная прочность оболочек из сплава Э110 в области температур 673…843 К
за авторством: Кобылянский, Г.П., та інші
Опубліковано: (2001)
за авторством: Кобылянский, Г.П., та інші
Опубліковано: (2001)
Рафинирование железа физическими методами
за авторством: Ажажа, В.М., та інші
Опубліковано: (2001)
за авторством: Ажажа, В.М., та інші
Опубліковано: (2001)
Исследования анизотропной термической и радиационно-термической ползучести оболочечных труб из сплава Zr-1%Nb
за авторством: Рогозянов, А.Я., та інші
Опубліковано: (2001)
за авторством: Рогозянов, А.Я., та інші
Опубліковано: (2001)
Радиационная стойкость ПЭЛ ПС СУЗ реакторов ВВЭР-100 с карбидом бора
за авторством: Фридман, С.Р., та інші
Опубліковано: (2001)
за авторством: Фридман, С.Р., та інші
Опубліковано: (2001)
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel
за авторством: Schuhknecht, J., та інші
Опубліковано: (2010)
за авторством: Schuhknecht, J., 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)
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)
за авторством: V. L. Demekhin, та інші
Опубліковано: (2012)
Metalophysical problems of WWER reactor vessel welding joints reliability
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)
Analysis of criticality of melt during severe accidents in reactor vessel
за авторством: Yu. P. Kovbasenko, та інші
Опубліковано: (2018)
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)
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)
Hydrogen permeability of reactor steels
за авторством: V. V. Fedorov
Опубліковано: (2011)
за авторством: V. V. Fedorov
Опубліковано: (2011)
Коррозия облученных Ni–Mo-сплавов в расплаве фторидов натрия и циркония
за авторством: Ажажа, В.М., та інші
Опубліковано: (2005)
за авторством: Ажажа, В.М., та інші
Опубліковано: (2005)
Повышение коррозиостойкости стали ЭП823 в жидком свинце путем ее обработке потоками высокотемпературной импульсной плазмы
за авторством: Якушин, В.Л., та інші
Опубліковано: (2005)
за авторством: Якушин, В.Л., та інші
Опубліковано: (2005)
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)
за авторством: Konovalov, V.G., та інші
Опубліковано: (2009)
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)
за авторством: V. M. Revka, та інші
Опубліковано: (2024)
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)
за авторством: V. N. Revka
Опубліковано: (2018)
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)
за авторством: Revka, V.M., та інші
Опубліковано: (2010)
Effect of alternating magnetic field on creep of irradiated vessel steel 15Kh2NMFA
за авторством: Dovbnya, A.N., та інші
Опубліковано: (2014)
за авторством: Dovbnya, A.N., та інші
Опубліковано: (2014)
Influence of geometrical parameters of the VVER-1000 reactor construction elements to internals irradiation conditions
за авторством: A. M. Pugach, та інші
Опубліковано: (2015)
за авторством: A. M. Pugach, та інші
Опубліковано: (2015)
Steam explosions at severe accidents in pressurized nuclear reactors
за авторством: I. L. Kozlov
Опубліковано: (2014)
за авторством: I. L. Kozlov
Опубліковано: (2014)
Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors
за авторством: Firstov, S.A., та інші
Опубліковано: (2018)
за авторством: Firstov, S.A., та інші
Опубліковано: (2018)
Electron irradiation test facility for irradiation of structural materials in conditions of molten salt reactor
за авторством: Azhazha, V.M., та інші
Опубліковано: (2005)
за авторством: Azhazha, V.M., та інші
Опубліковано: (2005)
Testing of pressure vessels by an international expert team
за авторством: Ja. Nedoseka, та інші
Опубліковано: (2016)
за авторством: Ja. Nedoseka, та інші
Опубліковано: (2016)