Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування

Розглянуто оцінку показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування з урахуванням імовірності експлуатаційних факторів. Виконано порівняння розрахункових показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів ПГВ-1,...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2012
Автор: Romashov, Y.
Формат: Стаття
Мова:Ukrainian
Опубліковано: State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2012
Онлайн доступ:https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/261
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Nuclear and Radiation Safety

Репозитарії

Nuclear and Radiation Safety
id oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-261
record_format ojs
spelling oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-2612021-12-16T10:21:38Z Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування Assessment of Reliability Indices for WWER Steam Generator Heat Exchange Tubes Based on a Continuum Stress-Corrosion Cracking Model Romashov, Y. Розглянуто оцінку показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування з урахуванням імовірності експлуатаційних факторів. Виконано порівняння розрахункових показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів ПГВ-1, ПГВ-213 та ПГВ-1000. Assessment of the reliability indices for WWER steam generator heat exchange tubes based on a continuum stress-corrosion cracking model is considered in terms of random operating conditions. The calculated reliability indices for heat exchange tubes of PGV-1, PGV-213 and PGV-1000 steam generators are compared. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2012-07-22 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/261 10.32918/nrs.2012.3(55).04 Nuclear and Radiation Safety; No 3(55) (2012): Nuclear and Radiation Safety; 16-20 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(55) (2012): Ядерна та радіаційна безпека; 16-20 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/261/229 Авторське право (c) 2012 Y. Romashov
institution Nuclear and Radiation Safety
baseUrl_str
datestamp_date 2021-12-16T10:21:38Z
collection OJS
language Ukrainian
format Article
author Romashov, Y.
spellingShingle Romashov, Y.
Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування
author_facet Romashov, Y.
author_sort Romashov, Y.
title Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування
title_short Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування
title_full Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування
title_fullStr Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування
title_full_unstemmed Оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування
title_sort оцінка показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів аес з ввер на основі континуальної моделі корозійного розтріскування
title_alt Assessment of Reliability Indices for WWER Steam Generator Heat Exchange Tubes Based on a Continuum Stress-Corrosion Cracking Model
description Розглянуто оцінку показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів АЕС з ВВЕР на основі континуальної моделі корозійного розтріскування з урахуванням імовірності експлуатаційних факторів. Виконано порівняння розрахункових показників довговічності теплообмінних труб парогенераторів ПГВ-1, ПГВ-213 та ПГВ-1000.
publisher State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
publishDate 2012
url https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/261
work_keys_str_mv AT romashovy ocínkapokaznikívdovgovíčnostíteploobmínnihtrubparogeneratorívaeszvvernaosnovíkontinualʹnoímodelíkorozíjnogoroztrískuvannâ
AT romashovy assessmentofreliabilityindicesforwwersteamgeneratorheatexchangetubesbasedonacontinuumstresscorrosioncrackingmodel
first_indexed 2025-07-17T12:06:08Z
last_indexed 2025-07-17T12:06:08Z
_version_ 1837895746133688320