Зображення обкладинки

Analysis of criticality of melt during severe accidents in reactor vessel

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2018
Автори:	Yu. P. Kovbasenko, Ye. I. Bilodid
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2018
Назва видання:	Nuclear and Radiation Safety (Scientific and technical journa)
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0000905555
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

Analysis of Fuel Criticality during Severe Accidents
за авторством: Ye. I. Bilodid, та інші
Опубліковано: (2015)

Analysis of Fuel Criticality during Severe Accidents
за авторством: Bilodid, I., та інші
Опубліковано: (2015)

Steam explosions at severe accidents in pressurized nuclear reactors
за авторством: I. L. Kozlov
Опубліковано: (2014)

Modeling of the corium cooling and loading factor analysis for containment during severe accidents
за авторством: A. V. Konoval, та інші
Опубліковано: (2013)

Modeling of spreading of the melted corium jet inside the pool of emergency heat removal during severe accidents at NPP
за авторством: I. V. Kazachkov, та інші
Опубліковано: (2013)

Modeling of spreading of the melted corium jet inside the pool of emergency heat removal during severe accidents at NPP
за авторством: I. V. Kazachkov, та інші
Опубліковано: (2012)

Nuclear safety during the elimination of the severe consequences of the Shernobyl accident
за авторством: E. D. Vysotskij, та інші
Опубліковано: (2017)

Conditions of appearance of steam explosions during accidents in tank reactors
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

Effectiveness analysis management guide severe accidents on WWER based on lessons Fukushima accident
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

Problem of corium melt coolability in passive protection systems against severe accidents in the containment
за авторством: A. Kalvand, та інші
Опубліковано: (2013)

Problem of corium melt coolability in passive protection systems against severe accidents in the containment
за авторством: A. Kalvand, та інші
Опубліковано: (2012)

Some Words about Severe Accidents
за авторством: N. A. Shtejnberg, та інші
Опубліковано: (2017)

Severe Accidents as the Dominant Nuclear Hazard
за авторством: G. A. Kopchinskij
Опубліковано: (2016)

Analysis of the strenght of the protective shell of the reactor with the change of temperature and pressure caused by the accident
за авторством: T. I. Matchenko, та інші
Опубліковано: (2019)

Model of reactivity accident of the RBMK-1000 reactor
за авторством: V. I. Borysenko, та інші
Опубліковано: (2022)

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

Analysis of Warm Prestressing Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steels
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010)

Effect of irradiation and thermo-induced processes on reactor in vessel elements during long-term operation
за авторством: Breslavsky, D., та інші
Опубліковано: (2022)

Analysis of lessons severe accidents at nuclear power plants Fukushima-Daiichi for translating safety
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)

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

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

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

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

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

Methodological fundamentals to realize principles of adequacy and sufficiency for identification of WWER severe accidents subject to lessons of Fukushima accident
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

Comparative Analysis of Calculation Possibilities of MACCS and RODOS Computer Codes for Emergency Response and Analysis of Radiation Consequences of Severe Accidents at NPPs
за авторством: V. I. Bohorad, та інші
Опубліковано: (2017)

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

Analysis of Severe Accidents in Spent Fuel Pool of Fukushima Daiichi NPP Using MELCOR 1.8.6 Computer Code
за авторством: O. L. Kotsuba, та інші
Опубліковано: (2016)

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading
за авторством: Grinik, E.U., та інші
Опубліковано: (2003)

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

Urgent Problems in Thermal Physics of Design-Basis and Severe Accidents at Nuclear Power Plants
за авторством: I. G. Sharaevskij, та інші
Опубліковано: (2016)

Comparative analysis of calculation possibilities of MACCS and RODOS computer codes for tasks of emergency response and analysis of radiation consequences of severe accidents at NPPs
за авторством: Bogorad, V., та інші
Опубліковано: (2016)

Assessing Impact of Input Data Uncertainty on Nuclear Fuel Criticality Analysis Results
за авторством: E. I. Beloded, та інші
Опубліковано: (2015)

Implementation of Lessons Learnt from Severe Accidents for Instrumentation and Control Systems of Ukrainian NPPs
за авторством: M. A. Jastrebenetskij, та інші
Опубліковано: (2016)

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

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

Isolation of air supply shaft during accidents liquidation
за авторством: S. P. Mineev, та інші
Опубліковано: (2016)

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)

Criteria of thermochemical conditions of steam gas explosions in dynamic accident modes at nuclear power units with WWER reactors
за авторством: V. M. Vashchenko, та інші
Опубліковано: (2022)