Mathematical modeling of residual stresses in composite welded joints of WWER-1000 reactor vessel cover with CPS nozzles

Mathematical modeling of residual stresses in composite welded joints of WWER-1000 reactor vessel cover with CPS nozzles

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2022
Автори:	A. A. Makarenko, O. V. Makhnenko
Формат:	Стаття
Мова:	English
Опубліковано:	2022
Назва видання:	Automatic Welding
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001353510
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Library portal of National Academy of Sciences of Ukraine \| LibNAS

Репозитарії

Library portal of National Academy of Sciences of Ukraine | LibNAS

Схожі ресурси

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)

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

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)

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)

Mathematical modeling of residual stresses in WWER-1000 elements after heat treatment
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2021)

Modeling of residual stresses in the area of technological welds of PWR-1000 reactor shells
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2018)

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

Evaluation of brittle fracture resistance of WWER-1000 reactor enclosure during long-term service, taking into account the residual technological stresses
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2022)

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)

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

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)

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)

Modeling of residual welding stresses, radiation swelling and stressed state of enclosure of the reactor VVER-1000 in the process of operation
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2016)

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)

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)

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)

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

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)

Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation
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)

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

Mathematical Models for Investigation of WWER¬1000/320 Transients
за авторством: E. N. Nikulina, та інші
Опубліковано: (2018)

Mathematical modeling of overall distortions at welding of large-sized vessels of aluminum alloys
за авторством: B. R. Tsaryk, та інші
Опубліковано: (2024)

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)

Mathematical model of determination of residual stresses and strains in friction stir welding of aluminium alloy
за авторством: B. R. Tsaryk, та інші
Опубліковано: (2022)

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

Models of WWER-1000 nuclear reactor with division into zones on verti-cal axis for information technology of control
за авторством: V. P. Severin, та інші
Опубліковано: (2021)

Comprehensive diagnostic monitoring of inner defects in welded joint of the assembly connecting collector to steam generator housing in WWER-1000 power unit
за авторством: L. S. Ozhigov, та інші
Опубліковано: (2016)

Radiation creep effect on the form change determination of WWER-1000 reactor core baffle under longterm operation
за авторством: Yu. Chyrkov, та інші
Опубліковано: (2021)

Evaluation of serviceability of pipeline of the first contour of WWR-M reactor with defects in welded joints
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2015)

Analysis of the influence of nuclear fuel burnup on the 16N formation rate in the primary coolant circuit of WWER-1000 reactor
за авторством: Yu. V. Fylonych, та інші
Опубліковано: (2021)

Features of application of high-viscosity dampers to improve the seismic resistance of high-temperature filters in NPP with WWER-1000 reactors
за авторством: V. V. Kirichok, та інші
Опубліковано: (2016)

Prediction of limiting amplitudes of cycle of stresses of welded joints with steady-state residual stresses
за авторством: V. A. Degtjarev
Опубліковано: (2016)

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

Fatigue resistance of steel welded joints of different strength with final residual stresses
за авторством: V. A. Degtjarev
Опубліковано: (2018)

Determination of Stiffness Characteristics for WWER-1000 Support Components
за авторством: V. M. Vasylchenko, та інші
Опубліковано: (2019)

Effect of alternating magnetic field on magnetic properties, structure and stressed state of vessel steel welded joints
за авторством: K. A. Jushchenko, та інші
Опубліковано: (2017)

Influence of parameters of electrodynamic treatment on residual stresses of welded joints of AMG6 alloy
за авторством: L. M. Lobanov, та інші
Опубліковано: (2019)

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