Зображення обкладинки

Validation of the code package MCPV adapted for neutron transport calculation within WWER-440 reactor near-vessel space

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2019
Автори:	A. M. Pugach, S. M. Pugach, V. L. Demekhin, V. N. Bukanov, A. V. Gritsenko
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2019
Назва видання:	Nuclear physics and atomic energy
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001018736
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

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)

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)

Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel
за авторством: Schuhknecht, J., та інші
Опубліковано: (2010)

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)

Influence of geometrical parameters of the VVER-1000 reactor construction elements to internals irradiation conditions
за авторством: A. M. Pugach, та інші
Опубліковано: (2015)

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

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

Safety Factors for Neutron Fluences in NPP Safety Assessment
за авторством: V. L. Demekhin, та інші
Опубліковано: (2017)

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

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

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

Verification and validation: process VS procedure
за авторством: V. L. Demekhin, та інші
Опубліковано: (2013)

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)

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

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)

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)

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)

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)

The development of a three-dimensional model of WWER-1000 core using the Monte Carlo Serpent code for neutron-physical modeling
за авторством: Gulik, V.I., та інші
Опубліковано: (2019)

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

Validation of SCALE Model of VVR-M Reactor
за авторством: V. I. Borysenko, та інші
Опубліковано: (2020)

Different approaches to estimation of reactor pressure vessel material embrittlement
за авторством: V. M. Revka, та інші
Опубліковано: (2013)

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

Reactor Pressure Vessel and Internals Steels Irradiation Performed at the LVR-15 Research Reactor
за авторством: Erben, Oldřich, та інші
Опубліковано: (2001)

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)

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

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

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

Validation of correctness of autotuning code transformations with rewriting rules technique
за авторством: P. A. Ivanenko
Опубліковано: (2020)

Validation of correctness of autotuning code transformations with rewriting rules technique
за авторством: Ivanenko, P.A.
Опубліковано: (2020)

Identification methodology of commercial advertising cultural codes: development and validation
за авторством: A. M. Klimenkova
Опубліковано: (2014)

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)

Calculation of Neutron Fluence and Energy Release in WWER¬1000 Structural Components Using Monte Carlo Method
за авторством: A. M. Abdullaev, та інші
Опубліковано: (2018)

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)

Кременчуку — 440 років
Опубліковано: (2011)

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