Зображення обкладинки

Features of application of high-viscosity dampers to improve the seismic resistance of high-temperature filters in NPP with WWER-1000 reactors

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2016
Автори:	V. V. Kirichok, A. A. Perepichaj, V. M. Torop
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2016
Назва видання:	Technical diagnostics and non-destructive testing
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0000613537
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

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)

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

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

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

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)

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)

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)

Residual life of NPP reactor equipment exposed to high-temperature and radiation fields
за авторством: V. A. Pukhlij
Опубліковано: (2011)

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

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)

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)

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)

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)

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

Evaluation of seismic stability boundary of sealing passages in power generating unit #2 of Rovno NPS
за авторством: V. M. Torop, та інші
Опубліковано: (2015)

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

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

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

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

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

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

Development of Technology and Trial Production of Extremely High Resistant Nanoporous Graphite Sealers for Nuclear Reactors
за авторством: B. I. Bondarenko, 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)

The lime purification of sugar-containing solution using high viscosity colloidal solutions
за авторством: K. V. Liapina, та інші
Опубліковано: (2015)

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

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

Improvement of Reliability and Ecological Safety of NPP Reactor Coolant Pump Seals
за авторством: S. Shevchenko, та інші
Опубліковано: (2020)

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

Concerning the Chornobyl NPP reactor graphite management
за авторством: Yu. O. Olkhovyk
Опубліковано: (2019)

Corrosion of the second-circuit NPP blocks with WWR-1000
за авторством: L. S. Ozhigov, 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)

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)