Different approaches to estimation of reactor pressure vessel material embrittlement
Збережено в:
| Дата: | 2013 |
|---|---|
| Автори: | V. M. Revka, L. I. Chyrko, Yu. V. Chaikovskiy, O. V. Trygubenko |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Англійська |
| Опубліковано: |
2013
|
| Назва видання: | Nuclear physics and atomic energy |
| Онлайн доступ: | http://jnas.nbuv.gov.ua/article/UJRN-0000331682 |
| 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 | LibNASСхожі ресурси
Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials
за авторством: Brumovsky, M., та інші
Опубліковано: (2007)
за авторством: Brumovsky, M., та інші
Опубліковано: (2007)
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)
за авторством: M. H. Holiak, та інші
Опубліковано: (2019)
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)
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)
за авторством: Grinik, E.U., та інші
Опубліковано: (2003)
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)
за авторством: Revka, V.M., та інші
Опубліковано: (2010)
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)
за авторством: V. N. Revka
Опубліковано: (2018)
Local approach to fracture based prediction of reactor pressure vessel lifetime
за авторством: Kotrechko, S.A., та інші
Опубліковано: (2009)
за авторством: Kotrechko, S.A., та інші
Опубліковано: (2009)
Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation
за авторством: Dudra, Ju., та інші
Опубліковано: (2010)
за авторством: Dudra, Ju., та інші
Опубліковано: (2010)
Lateral expansion and impact toughness correlation of VVER-1000 reactor pressure vessel materials
за авторством: O. V. Tryhubenko
Опубліковано: (2014)
за авторством: O. V. Tryhubenko
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)
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)
за авторством: V. L. Demekhin, та інші
Опубліковано: (2012)
To the issue of accuracy of determination of irradiation embrittlement coefficient
за авторством: L. I. Chyrko, та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: L. I. Chyrko, та інші
Опубліковано: (2020)
Reactor Pressure Vessel and Internals Steels Irradiation Performed at the LVR-15 Research Reactor
за авторством: Erben, Oldřich, та інші
Опубліковано: (2001)
за авторством: Erben, Oldřich, та інші
Опубліковано: (2001)
Neutron Embrittlement of WWER Reactors: EC-Supported Projects
за авторством: Ahlstrand, R., та інші
Опубліковано: (2004)
за авторством: Ahlstrand, R., та інші
Опубліковано: (2004)
Weld metal irradiation embrittlement analysis in the range of over-design neutron fluences
за авторством: L. I. Chyrko, та інші
Опубліковано: (2020)
за авторством: L. I. Chyrko, та інші
Опубліковано: (2020)
Analysis of Warm Prestressing Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steels
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010)
за авторством: Beleznai, R., та інші
Опубліковано: (2010)
Integrated Surveillance Specimen Program for WWER-1000/V-320 Reactor Pressure Vessels
за авторством: Brumovský, M., та інші
Опубліковано: (2007)
за авторством: Brumovský, M., та інші
Опубліковано: (2007)
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel
за авторством: Schuhknecht, J., та інші
Опубліковано: (2010)
за авторством: Schuhknecht, J., та інші
Опубліковано: (2010)
Dimensioness method of assessing the conditions of thermal shock to the reactor vessel
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)
за авторством: V. I. Skalozubov, та інші
Опубліковано: (2014)
Metalophysical problems of WWER reactor vessel welding joints reliability
за авторством: I. H. Sharaievskyi, та інші
Опубліковано: (2022)
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)
за авторством: Yu. P. Kovbasenko, та інші
Опубліковано: (2018)
Account for pore formation in estimation of limiting state in the zone of pressure vessel wall thinning defect
за авторством: V. I. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2012)
за авторством: V. I. Makhnenko, та інші
Опубліковано: (2012)
Testing of pressure vessels by an international expert team
за авторством: Ja. Nedoseka, та інші
Опубліковано: (2016)
за авторством: Ja. Nedoseka, та інші
Опубліковано: (2016)
New capabilities for detection of in-service damage in pipelines and pressure vessels
за авторством: L. M. Lobanov, та інші
Опубліковано: (2012)
за авторством: L. M. Lobanov, та інші
Опубліковано: (2012)
Sorting of surveillance specimen halves relative to their location in the VVER-1000 reactor under irradiation
за авторством: Yu. S. Hulchuk, та інші
Опубліковано: (2019)
за авторством: Yu. S. Hulchuk, та інші
Опубліковано: (2019)
Improvement of method for determination of stressed state of pressurized pipelines and vessels
за авторством: A. M. Karpash, та інші
Опубліковано: (2017)
за авторством: A. M. Karpash, та інші
Опубліковано: (2017)
Static strength of thin-walled vessel with dents under internal pressure
за авторством: Ja. Kantor, та інші
Опубліковано: (2011)
за авторством: Ja. Kantor, та інші
Опубліковано: (2011)
Problem solution of noninvasive measuring of blood stream pressure on vessels walls
за авторством: A. D. Bekh, та інші
Опубліковано: (2013)
за авторством: A. D. Bekh, та інші
Опубліковано: (2013)
Steam explosions at severe accidents in pressurized nuclear reactors
за авторством: I. L. Kozlov
Опубліковано: (2014)
за авторством: I. L. Kozlov
Опубліковано: (2014)
Effect of decarbonization of metal on the load-carrying capacity of cylindrical pressure vessels
за авторством: Shirshov, V.P.
Опубліковано: (1985)
за авторством: Shirshov, V.P.
Опубліковано: (1985)
Braze-welded tubular billets for pipelines and high-pressure vessels
за авторством: A. A. Pismennyj, та інші
Опубліковано: (2014)
за авторством: A. A. Pismennyj, та інші
Опубліковано: (2014)
The Bauschinger effect in open-end thick-walled cylindrical pressure vessels
за авторством: V. N. Bastun, та інші
Опубліковано: (2017)
за авторством: V. N. Bastun, та інші
Опубліковано: (2017)
Environmentally assisted cracking and hydrogen embrittlement
за авторством: Gabetta, G.
Опубліковано: (2015)
за авторством: Gabetta, G.
Опубліковано: (2015)
Environmentally assisted cracking and hydrogen embrittlement
за авторством: G. Gabetta
Опубліковано: (2015)
за авторством: G. Gabetta
Опубліковано: (2015)
Calculation of two-layer billet of spherical bottoms for high-pressure vessels
за авторством: A. S. Prokofev, та інші
Опубліковано: (2016)
за авторством: A. S. Prokofev, та інші
Опубліковано: (2016)
On Effect of a Kind of Stress State on Strength of High Pressure Vessels
за авторством: M. E. Babeshko, та інші
Опубліковано: (2015)
за авторством: M. E. Babeshko, та інші
Опубліковано: (2015)
Mechanism of Embrittlement of Metals by Surface-Active Elements
за авторством: Teus, S.M., та інші
Опубліковано: (2018)
за авторством: Teus, S.M., та інші
Опубліковано: (2018)
Technical parameters and features of manufacturing high-pressure vessels for natural gas transportation
за авторством: V. M. Kulik
Опубліковано: (2018)
за авторством: V. M. Kulik
Опубліковано: (2018)
Effect of irradiation and thermo-induced processes on reactor in vessel elements during long-term operation
за авторством: Breslavsky, D., та інші
Опубліковано: (2022)
за авторством: Breslavsky, D., та інші
Опубліковано: (2022)
Static strength of thin-walled vessel with dents under internal pressure
за авторством: Кантор, Б. Я., та інші
Опубліковано: (2016)
за авторством: Кантор, Б. Я., та інші
Опубліковано: (2016)
Схожі ресурси
-
Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials
за авторством: Brumovsky, M., та інші
Опубліковано: (2007) -
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) -
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) -
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)