Зображення обкладинки

Radiation creep effect on the form change determination of WWER-1000 reactor core baffle under longterm operation

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2021
Автори:	Yu. Chyrkov, V. V. Kharchenko
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2021
Назва видання:	Reports of the National Academy of Sciences of Ukraine
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001248417
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)

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)

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)

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)

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

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

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)

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

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)

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)

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)

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)

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)

Correctness of the radiation creep equations that involve the stress and accumulated irreversible deformation in the model of radiation swelling of an irradiated material
за авторством: Yu. Chyrkov
Опубліковано: (2021)

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

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

Analysis of the correctness of problems in the mechanics of inelastic deformation with the influence of a stressed state on the processes of radiation swelling and radiation creep of the material .
за авторством: Yu. Chyrkov
Опубліковано: (2021)

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)

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)

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

Оptimization of power control program switching for a WWER-1000 under transient operating conditions
за авторством: Huiyu Zhou, та інші
Опубліковано: (2018)

Technological and operating features of the AR-1000 reactors Generation III+ and small modular reactors MR-160
за авторством: Vashchenko, Volodymyr, та інші
Опубліковано: (2021)

Technological and operating features of the AR-1000 reactors Generation III+ and small modular reactors MR-160
за авторством: V. M. Vashchenko, та інші
Опубліковано: (2021)

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

Metalophysical problems of WWER reactor vessel welding joints reliability
за авторством: I. H. Sharaievskyi, 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)

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)

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

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

Safety and Optimization Aspects of Radioactive Waste LongTerm Storage at the Vector Site
за авторством: O. V. Tokarevskyi, та інші
Опубліковано: (2015)

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)

Engineering Margin in Calculations of Energy Release in VVER¬1000 Core
за авторством: A. M. Abdullaev, та інші
Опубліковано: (2018)

Development of mobile multifunctional measuring-diagnostic complex for non-destructive testing and evaluation of technical condition of energy and transport units in longterm operation
за авторством: M. H. Shulzhenko, та інші
Опубліковано: (2016)

Correctness analysis of the irradiation creep equations considering the voids growth in the material using the modified Huang equation
за авторством: Yu. Chyrkov
Опубліковано: (2022)

Use of the Kachanov solution of spherical cavity equilibrium for the analysis of ductile fracture pore growth under irradiation creep
за авторством: Yu. Chyrkov
Опубліковано: (2022)

method of elastic solutions to the tasks of irradiation creep considering the effect of stresses and accumulated irreversible strain on the material irradiation swelling
за авторством: Yu. Chyrkov
Опубліковано: (2021)

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