Determination of Stiffness Characteristics for WWER-1000 Support Components

Determination of Stiffness Characteristics for WWER-1000 Support Components

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2019
Автори:	V. M. Vasylchenko, A. S. Koliadiuk, V. O. Posokh, V. O. Dubkovskyi
Формат:	Стаття
Мова:	English
Опубліковано:	2019
Назва видання:	Nuclear and Radiation Safety (Scientific and technical journa)
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001097806
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

Comparative analysis of methodological approaches to the calculational determination of the forces acting on the VVER-1000 reactor support elements
за авторством: V. O. Posokh, та інші
Опубліковано: (2020)

Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000
за авторством: Vasylchenko, V., та інші
Опубліковано: (2019)

Effect of Fuel Burnup History on Neutronic Characteristics of WWER-1000 Core
за авторством: Ovdiienko, Yu.N., та інші
Опубліковано: (2014)

Analysis of existing approaches to the calculated substantiation of the reactor support elements safe operation
за авторством: V. V. Iniushev, та інші
Опубліковано: (2019)

Methodological approaches to determining the forces acting on the VVER-1000 reactor support elements under power unit operating loads
за авторством: B. O. Posokh
Опубліковано: (2020)

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)

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

An improved method for automated control of the WWER-1000 power maneuvering
за авторством: Huiyu Zhou, та інші
Опубліковано: (2017)

Analysis of nuclear safety in diversification of Westinghouse fuel assemblies at WWER-1000
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2019)

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

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)

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

An autonomous system of a spent fuel pool cooling in WWER-1000
за авторством: Ihschenko, O.P.
Опубліковано: (2017)

Models and Methods for Automated Control of Power Change at WWER¬1000 Power Unit
за авторством: T. Foshch, та інші
Опубліковано: (2018)

Loss of Stability and Possible Bending Shape of WWER1000 Fuel Assemblies Guide Tubes
за авторством: A. V. Efimov, та інші
Опубліковано: (2015)

Neutron Embrittlement of WWER Reactors: EC-Supported Projects
за авторством: Ahlstrand, R., 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 Reliability¬Critical Hydraulic Impact Conditions at WWER¬1000 NPP Active Safety Systems
за авторством: V. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2019)

Research of WWER-1000 Power Change Modes for Operation in the Load-Following Mode
за авторством: R. Glushenkov
Опубліковано: (2020)

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)

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

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)

Optimization of the detection system for ¹⁶N registration along with coolant leaks in the WWER-1000 steam generator
за авторством: Rudychev, V.G., 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)

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)

Оptimization of power control program switching for a WWER-1000 under transient operating conditions
за авторством: Huiyu Zhou, 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)

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)

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)

Determination of age-related liver stiffness changes in rats according to the ultrasonic shear wave elastography
за авторством: O. B. Dynnyk, та інші
Опубліковано: (2013)

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)

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)

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)

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

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)

Reply to V. I. Borysenko's comment on the article "Analysis of nuclear safety in diversification of Westinghouse fuel assemblies at WWER-1000"
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2020)

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)

Nuclear asymmetry energy, neutron skin and isovector stiffness
за авторством: J. P. Blocki, та інші
Опубліковано: (2012)