Zobrazeno 1 - 10
of 291
pro vyhledávání: '"pressurized thermal shock"'
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Frontiers in Energy Research, Vol 10 (2022)
When the large pressurized water reactor in-vessel retention (IVR) system is put into operation, the outer wall of the reactor pressure vessel (RPV) will experience severe temperature fluctuations and be subjected to high internal pressure loads at t
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/a0256da3b3e5409383c0023d154c3f39
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Nihon Kikai Gakkai ronbunshu, Vol 86, Iss 882, Pp 19-00308-19-00308 (2020)
The Japan Electric Association code, JEAC 4206-2016 specifies a procedure for assessment of a reactor pressure vessel integrity against pressurized thermal shock (PTS) events which postulates a semi-elliptical flaw (10 mm in depth x 60 mm in length)
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/a27283b7ee5a4c59a7d6ad2f480d5470
Autor:
Kai LU, Jinya KATSUYAMA, Yinsheng LI, Yuhei MIYAMOTO, Takatoshi HIROTA, Yu ITABASHI, Masaki NAGAI, Masahide SUZUKI, Yasuhiro KANTO
Publikováno v:
Mechanical Engineering Journal, Vol 7, Iss 3, Pp 19-00573-19-00573 (2020)
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/a0cb1ac09d11407d8a3bd69bd0f2080e
Autor:
YANG XiaoHua, WANG ZhongXian
Publikováno v:
Jixie qiangdu, Vol 40, Pp 1200-1204 (2018)
The 3 D FE models of reactor pressure vessel（ RPV） with an axial crackwere built. The aspect ratio of the crack is a/c = 1/2（ a = 30 mm,c = 60 mm）. The elastic-plastic fracture mechanics analysis of reactor pressure vessels with different cla
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/0e26a9a4091843a1896da669ef04c745
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Autor:
Ji-Hyun Yoon, Bong-Sang Lee
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 49, Iss 5, Pp 1109-1112 (2017)
The precise prediction of radiation embrittlement of aged reactor pressure vessels (RPVs) is a prerequisite for the long-term operation of nuclear power plants beyond their original design life. The expiration of the operation licenses for Korean rea
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/b5b9572e9ecd4004ae93a34f9fc4b01f