Зображення обкладинки

Dimensioness method of assessing the conditions of thermal shock to the reactor vessel

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2014
Автори:	V. I. Skalozubov, T. V. Gablaja, I. L. Kozlov, E. S. Leshchetnaja
Формат:	Стаття
Мова:	Англійська
Опубліковано:	2014
Назва видання:	Nuclear physics and atomic energy
Онлайн доступ:	http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0000339680
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

Conditions of appearance of steam explosions during accidents in tank reactors
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

Thermal hydraulic method of optimizing the thermal resistance of nuclear fuel of reactor installations
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2024)

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

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

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)

Assessment of performance of vessels with ovality
за авторством: V. M. Dolinskij, та інші
Опубліковано: (2013)

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)

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

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)

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading
за авторством: Grinik, E.U., та інші
Опубліковано: (2003)

Methodological basis for qualification of the main steam line isolation valve in the beyond design basis accident conditions of expiration of steam-water mixture
за авторством: S. V. Vasilchenko, та інші
Опубліковано: (2015)

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

Assessment of load-carrying capacity of vessels with dents
за авторством: V. M. Dolinskij, та інші
Опубліковано: (2012)

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

Analysis of Warm Prestressing Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steels
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010)

Method for adaptation of initial conditions of thermoacoustic coolant instability in &quot;wave&quot; reactor core problems of Shornobyl
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

Lateral expansion and impact toughness correlation of VVER-1000 reactor pressure vessel materials
за авторством: O. V. Tryhubenko
Опубліковано: (2014)

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

Thermal-shock alkali activation — a new method of the preparation of nanoporous carbon adsorbents
за авторством: V. O. Kucherenko, та інші
Опубліковано: (2016)

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

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)

Effect of irradiation and thermo-induced processes on reactor in vessel elements during long-term operation
за авторством: Breslavsky, D., 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)

Steam explosions at severe accidents in pressurized nuclear reactors
за авторством: I. L. Kozlov
Опубліковано: (2014)

Analysis of lessons severe accidents at nuclear power plants Fukushima-Daiichi for translating safety
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)

Hydrodynamic model of possible flooding of an industrial platform of the Zaporozhye nuclear power plant at joint impact of a beyond design basis earthquake and a tornado in a pond cooler
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)

Reassessment of NPP safety of Ukraine under influ-ence of tornadoes
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

On necessity of revaluation of nuclear power safety of Ukraine in the tornado hazardous areas
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2015)

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)

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)

The Method of Determining Conductibility for Coronary Vessels by Termography
за авторством: V. V. Shlykov, та інші
Опубліковано: (2019)

The Method of Determining Conductibility for Coronary Vessels by Termography
за авторством: Shlykov, V.V., та інші
Опубліковано: (2019)

Radiation embrittlement of reactor pressure vessel materials of Rivne NPP unit 1 due to re-irradiation after recovery annealing
за авторством: M. H. Holiak, 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)

The influence of the shock compression conditions on the graphite transformations into lonsdaleite and diamond
за авторством: A. V. Kurdjumov, та інші
Опубліковано: (2012)

Influence of electrical discharge shock wave on the fatigue characteristics of thermally strengthened steel
за авторством: I. O. Vakulenko, та інші
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)

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)