ЗМІСТ

Международная научно-техническая конференция "Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС" (Ресурс-2009) [Стаття відсутня]

НАУЧНО ТЕХНИЧЕСКИЙ РАЗДЕЛ

Марголин Б.3. , Николаев В.А., Юрченко Е.В., Николаев Ю.А., Ерак Д.Ю., Николаева А.В.
Новый подход к описанию охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации

Харченко В.В., Чирков А.Ю., Кобельский С.В., Кравченко В.И., Пимонов В.А., Акбашев И.Ф.
Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке

Махтунов Н.А., Макаренко И.В., Макаренко Л.В.
Исследование кинетики разрушения при наличии поверхностных полуэллиптических разноориентированных трещин в сварных элементах оборудования АЭС

Ясній П.В., Окіпний I.Б., Пиндус Ю.I.
Оцiнка крихкої мiцностi сталi корпусу атомного реактора пiсля попереднього термомеханiчного навантаження

Бакалдин В.И., Кашарин В.И., Петров В.В., Федосов В.Г.
Эволюция конструкции корпуса реактора ВВЭР-1000 от головного до ВВЭР-1200

Беркович В.Я., Богачев А.В., Дранченко Б.Н., Семишкин В.П.
Использование системы автоматизированного контроля остаточного ресурса для решения эксплуатационных задач АЭС с ВВЭР

Dudra Ju., Szávai Sz.
Lifetime Analysis of WWER Reactor Pressure Vessel Internals Concerning Material Degradation

Матвиенко Ю.Г.
Подходы механики разрушения к анализу допустимых дефектов в виде надрезов

Похмурський В.I, Антощак I.М., Воробель В.I., Личковський Е.I.
Електрохiмiчна поведiнка сталi 15Х2НМФА в реакторнiй водi борного регулювання за температур 22...300°С та рiвноважних тискiв

Schuhknecht J., Rindelhardt U., Viehrig H.W.
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel

Gillemot F.
Study of Irradiation Effects at the Research Reactor

Котречко С.А., Мешков Ю.Я., Шиян А.В
Пластичность и хладостойкость конструкционных сталей

Гигиняк Ф.Ф., Булах П.А., Можаровская Т.Н.
Кинетика накопления повреждений теплоустойчивых сталей при различных режимах нагружения

Сосновский Л.А., Богданович А.В., Барсуков В.Г.
Экспериментальное исследование изменения свойств стали 08Х18Н12Т в процессе эксплуатации главного циркуляционного трубопровода охлаждения АЭС

Цыбанев Г.В., Новиков А.И.
Предельное исчерпание локальной пластичности как критерий зарождения усталостной трещины

Бовсуновский А.П., Чернусенко О.Ю., Штефан Е.В., Башта Д.А.
Усталостное повреждение и разрушение роторов паровых турбин в результате крутильных колебаний

Шульженко М.Г., Гонтаровський П.П., Гармаш Н.Г., Мележик I.I., Протасова Т.В.
Термонапружений стан i трiщиностiйкiсть роторiв турбiни К-1000-60/1500 АЕС

Beleznai R., Szávai Sz.
Analysis of Warm Prestressing Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steels

Штефан Е.В., Шамис М.Б., Литовченко И.Н.
Информационные технологии анализа вибропрочности главного паропровода Ровенской атомной электростанции