Зображення обкладинки

Loss of Stability and Possible Bending Shape of WWER1000 Fuel Assemblies Guide Tubes

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2015
Автори:	A. V. Efimov, M. V. Maksimov, Ju. V. Romashov
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2015
Назва видання:	Nuclear and Radiation Safety (Scientific and technical journa)
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0000487099
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 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)

Adaptation of Helios Models for WWER¬440 Fuel Assemblies for Application by the TRACE/PARCS Program
за авторством: Yu. M. Ovdiienko, та інші
Опубліковано: (2019)

The Device for Burnup Control of RBMK-1000 Spent Fuel Assemblies
за авторством: I. L. Zajtsevskij, та інші
Опубліковано: (2015)

Reply to V. I. Borysenko&#039;s comment on the article &quot;Analysis of nuclear safety in diversification of Westinghouse fuel assemblies at WWER-1000&quot;
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2020)

Overview of General Aspects in Using Different Types of Fuel Assemblies in VVER-1000 Mixed Fuel Loadings
за авторством: V. B. Krytskyi, та інші
Опубліковано: (2016)

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

Safe Transportation of Nuclear Fuel Assemblies by Means of Wheeled Robotic Platforms
за авторством: S. Alyokhina, та інші
Опубліковано: (2021)

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

Comprehensive diagnostic monitoring of inner defects in welded joint of the assembly connecting collector to steam generator housing in WWER-1000 power unit
за авторством: L. S. Ozhigov, та інші
Опубліковано: (2016)

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

Using of the Serpent code based on the Monte-Carlo method for calculation of the VVER-1000 fuel assembly characteristics
за авторством: V. V. Halchenko, та інші
Опубліковано: (2016)

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

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

Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup
за авторством: Pelykh, S.N., та інші
Опубліковано: (2013)

Research the behaviour and properties of WWER type fuel claddings from Zr1%Nb alloy in loss of the coolant accident
за авторством: Semerak, M.M., та інші
Опубліковано: (2021)

Comment on the article: V. I. Skalozubov, I. L. Kozlov, Yu. A. Komarov, O. A. Chulkin, O. I. Piontkovskyi &quot;Analysis of nuclear safety in diversification of Westinghouse fuel assemblies at WWER-1000&quot;
за авторством: V. I. Borysenko
Опубліковано: (2020)

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

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

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

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

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)

Bending Vibrations of the Bimorph Pirzoceramic Plates of Non-Canonical Shape
за авторством: Shakeri Mobarake, та інші
Опубліковано: (2019)

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

Aerodynamic optimization of the shape of supersonic compressor stage guide blades
за авторством: Ju. A. Kvasha, та інші
Опубліковано: (2017)

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)

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)

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)

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)

Method for adaptation of WWER &quot;non-design” nuclear fuel in emergency operation
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

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)

ESTIMATION OF HEAT LOSSES FOR THE TUBE HEAT RECEIVER OF THE SOLAR TROUGH MODULES
за авторством: Knysh, L.
Опубліковано: (2020)

Estimation of heat losses for the tube heat receiver of the solar trough modules
за авторством: L. I. Knysh
Опубліковано: (2020)

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

Adaptation of Accident Modelling of &quot;Not Design” for WWERs Nuclear Fuel Based on Criterion Method
за авторством: A. D. Berezovskij, та інші
Опубліковано: (2015)

Fractal model of estimating quality of cold worked fuel cladding tubes
за авторством: Vakhrusheva, V.S., та інші
Опубліковано: (2021)