Зображення обкладинки

Influence of residual process stresses on brittle fracture resistance of WWER-1000 reactor baffle in case of an emergency

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2022
Автори:	O. V. Makhnenko, S. M. Kandala
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2022
Назва видання:	Technical diagnostics and non-destructive testing
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001379726
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

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

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)

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 composite welded joints of WWER-1000 reactor vessel cover with CPS nozzles
за авторством: A. A. Makarenko, та інші
Опубліковано: (2022)

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)

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

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

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)

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)

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)

Fracture Resistance of Residually-Stressed Ceramic Laminated Structures
за авторством: Gogotsi, G.A., та інші
Опубліковано: (2004)

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)

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

The influence of the operated gas pipeline steels texture on their resistance to brittle fracture
за авторством: O. I. Zvirko, та інші
Опубліковано: (2018)

Infuence of the ratio of dynamic and static stresses on brittle fracture resistance of low-alloyed steel welded joints
за авторством: V. A. Degtjarev
Опубліковано: (2017)

Problems of brittle fracture mechanics
за авторством: M. H. Stashchuk
Опубліковано: (2018)

Problems of brittle fracture mechanics
за авторством: M. H. Stashchuk
Опубліковано: (2012)

Problems of brittle fracture mechanics
за авторством: M. H. Stashchuk
Опубліковано: (2017)

Problems of brittle fracture mechanics
за авторством: M. H. Stashchuk
Опубліковано: (2016)

Problems of brittle fracture mechanics
за авторством: M. H. Stashchuk
Опубліковано: (2011)

Problems of brittle fracture mechanics
за авторством: M. H. Stashchuk
Опубліковано: (2010)

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)

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)

Two-baffle trap for macroparticles
за авторством: Aksyonov, D.S.
Опубліковано: (2014)

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)

Brittle fracture resistance of the metal of Shukhov&#039;s lattice hyperboloid tower
за авторством: H. V. Krechkovska, та інші
Опубліковано: (2014)

Development of firearm silencers with spherical baffles
за авторством: O. V. Pilipenko, та інші
Опубліковано: (2017)

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)

Increase of brittle fracture resistance of metal of heat-affected zone in railway wheel surfacing
за авторством: A. A. Gajvoronskij, та інші
Опубліковано: (2017)

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)

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

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

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

Calculation of static strength resistance to brittle fracture and cyclic crack resistance of steel pipe NPP not im-portant to safety
за авторством: T. I. Matchenko, та інші
Опубліковано: (2015)

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

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

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

Mathematical modeling of residual stress relaxation during performance of postweld heat treatment
за авторством: O. V. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2023)