Уточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчеты

Яковлев, А. И.Рудаков, К. Н.Iakovlev, A.Rudakov, K.2016-05-182016-05-182014Яковлев А. И. Уточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчеты / Яковлев А. И., Рудаков К. Н. // Вісник НТУУ «КПІ». Машинобудування : збірник наукових праць. – 2014. – № 2(71). – С. 127–134. – Бібліогр.: 6 назв.https://ela.kpi.ua/handle/123456789/15832ruреактор АЭСтермошокхрупкая прочностьконечно-элементное моделированиетепло-гидравлический расчетреактор АЕСкрихка міцністьскінченно-елементне моделюваннятепло-гідравлічний розрахунокWWER-1000thermo-hydraulic calculationsthermal shockCFDFLUENTnuclear reactorfinite-element modelingУточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчетыImproved technique of a complex analysis of crack resistance of WWER-1000 nuclear reactor cold leg nozzle under termal shock. Report 1. Thermo-hydraulic and transient thermal calculationsArticleС. 127-134519.6; 531 (075); 539.3