Analysis of the influence of nuclear fuel burnup on the 16N formation rate in the primary coolant circuit of WWER-1000 reactor

Analysis of the influence of nuclear fuel burnup on the 16N formation rate in the primary coolant circuit of WWER-1000 reactor

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2021
Автори:	Yu. V. Fylonych, V. V. Zaporozhan, O. S. Balashevskyi, K. K. Merkotan
Формат:	Стаття
Мова:	English
Опубліковано:	2021
Назва видання:	Nuclear physics and atomic energy
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0001276960
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

Effect of Fuel Burnup History on Neutronic Characteristics of WWER-1000 Core
за авторством: Ovdiienko, Yu.N., та інші
Опубліковано: (2014)

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

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)

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)

Improving the efficiency of the unit of the Zaporizhzhia NPP with a WWER–1000 reactor
за авторством: Cheilytko, A.A., та інші
Опубліковано: (2020)

Comparison of statistical properties of coolant temperature and neutron flux in a reactor PWR-1000
за авторством: A. D. Skorbun, та інші
Опубліковано: (2017)

Comparison of statistical properties of coolant temperature and neutron flux in a reactor PWR-1000
за авторством: Skorbun, A.D., та інші
Опубліковано: (2017)

Automated system for determining the burnup of spent nuclear fuel
за авторством: V. A. Mokritskij, та інші
Опубліковано: (2014)

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)

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)

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)

Spectral characteristics of vibroacoustical vibrations in the primary circuit of VVER-1000
за авторством: E. I. Sharaevskaja
Опубліковано: (2016)

Використання лічильника Гейгера-Мюллера для визначення аварійного парогенератора під час міжконтурної течі в реакторних установках типу ВВЕР-1000
за авторством: Fylonych, Yu., та інші
Опубліковано: (2020)

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

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)

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)

Validation of the Geiger-Muller counter model of BDMG-04-02 using the Monte-Carlo technique
за авторством: Fylonych, Yu., 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)

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)

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

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)

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)

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)

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)

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

Study of Heat Transfer Processes in Modelled Core of Nuclear Reactor with Helium Coolant
за авторством: A. A. Avramenko, та інші
Опубліковано: (2017)

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

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

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)

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)

Effect of permeability of peble bed on heat transfer in the core of nuclear reactor with helium coolant
за авторством: A. A. Avramenko, та інші
Опубліковано: (2017)

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

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