Зображення обкладинки

Metalophysical problems of WWER reactor vessel welding joints reliability

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2022
Автори:	I. H. Sharaievskyi, T. S. Vlasenko, L. B. Zimin, A. V. Nosovskyi, N. M. Fialko, H. I. Sharaievskyi
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2022
Назва видання:	Nuclear power and the environment
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001403555
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

Study of WWER reactors neutronic noise spectral images in irregular thermohydraulic regimes of core zones
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)

Current physical problems of the dynamic damage in elements of the first circuit of VVER reactors
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)

Problems of abnormal dynamics of thermal hydraulic processes in prospective reactors with supercritical parameters of light water coolant
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2021)

Evolution of thermophysical problems in constructions of VVVR reactors main circulation pumps
за авторством: H. I. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2019)

Main directions of Russian development of prospective structures of water-cooled supercritical pressure reactors
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2020)

Prospective directions of increasing operating reliability and providing operational management of the npp main equipment resources
за авторством: I. H. Sharaievskyi, 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)

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

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

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)

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

Mathematical model of automatic recognition of latent pre-emergency conditions of shaft mechanical sealing systems of NPP main circulation pumps
за авторством: A. V. Nosovskyi, та інші
Опубліковано: (2020)

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)

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)

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)

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)

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)

World trends of construction development of water-cooled supercritical pressure reactors
за авторством: I. H. Sharaevskyi, та інші
Опубліковано: (2020)

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)

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

On the issue of improving reliability of the welded joints in mining equipment
за авторством: Ju. Makeev, та інші
Опубліковано: (2015)

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

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

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

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

Technological capabilities of improving the reliability of welded joints of aluminium-lithium alloys
за авторством: T. M. Labur
Опубліковано: (2011)

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

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

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)

Problems of calculation of heat transfer crisis in fuel assembles of water cooled reactors
за авторством: G. I. Sharaevskij, та інші
Опубліковано: (2018)

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

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)

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)

Analysis of Reliability¬Critical Hydraulic Impact Conditions at WWER¬1000 NPP Active Safety Systems
за авторством: V. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2019)

Effect of residual stresses in welded joints of two-layer steels on in-service reliability of metal structures
за авторством: V. V. Chigarev, та інші
Опубліковано: (2013)

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