Researches on Suitable Heating Conditions during Local PWHT (Report IIl): Determination of Critical Heated Band During Local PWHT by Creep FEM Analysis

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Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:Sicherheit und Verfügbarkeit in der Anlagentechnik mit dem Schwerpunkt Integrität und Lebensdauermanagement ; Bd. 2: (Vorträge 28-63)
1. Verfasser: Murakawa, H. (VerfasserIn)
Weitere Verfasser: Wang, J. (VerfasserIn), Tanaka, J. (VerfasserIn), Horii, Y. (VerfasserIn), Satoh, M. (VerfasserIn)
Pages:2
Format: UnknownFormat
Sprache:eng
Veröffentlicht: 1998
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Titel Jahr Verfasser
Researches on Suitable Heating Conditions during Local PWHT (Report I): Influence of Heating Conditions on Temperature Distribution and Thermal Stress Induced 1998 Tanaka, J.
High Cyclic Fatigue of PWR Primary Piping Generated by the Pressure Pulsations in Coolant 1998 Zdarek, J.
Researches on Suitable Heating Conditions during Local PWHT (Report ll): A Direct Assessing Method of Local PWHT Based on Creep FEM Analysis 1998 Murakawa, H.
Researches on Suitable Heating Conditions during Local PWHT (Report IIl): Determination of Critical Heated Band During Local PWHT by Creep FEM Analysis 1998 Murakawa, H.
Ermüdungsbewertung tragender Bauelemente mit Oberflächenrissen 1998 Moisa, T.
Bewertung der bei der Betriebsüberwachung erfaßten Belastungen Evaluation of Loads Measured by Inservice Inspections 1998 Herter, K.-H.
NESC - a First Evaluation 1998 Hurst, R.
The Stress Analysis and Damage Evaluation as a Continuous Process in the Assessment of Steel Constructions 1998 Vincour, D.
Absicherung der Integrität der RDB in WWER-1000-Anlagen am Beispiel des KKW Saporoshje Reactor Vessel Integrity in NPP's with VVER-1000 on an Example of NPP 1998 Bilej, D. W.
Advanced Creep-Fatigue Life Prediction Model 1998 Sata, K.
Vergleichsanalysen zur bruchmechanischen Bewertung unterstellter Risse in einem Reaktordruckbehälter mit internationaler Beteiligung (RPV-PTS-ICAS) Comparative Fracture Assessment Analyses of Postulated Defects in a Reactor Pressure Vessel with International Participation (RPV-PTS-ICAS) 1998 Schimpfke, T.
Mechanical Probabilistic Study of Pressurized Water Reactor (PWR) Vessels 1998 Venturini, V.
Experimentelle und numerische Untersuchungen zum Versagensverhalten von Rohren aus dem Stahl 15 NiCUMoNb 5 unter Anwendung bruch- und schadigungsmechanischer Konzepte Teil 2: Schädigungsmechanische Modellierung des Versagensverhaltens Numerical and Experimental Investigations of the Failure of 15 Ni- CUMoNb 5 Tubes Using Fracture and Damage Mechanics Concepts Part 2: Failure Assessment Using Damage Models 1998 Klingbeil, D.
Thermische Ermüdung infolge Dampfblasen an Erstabsperrarmaturen von DWR's Thermal Fatigue due to Steam Bubbles at Primary Isolation Valves of PWR's 1998 Blumer, U.
Bestrahlungsunterstützte Spannungsrißkorrosion (lASCC) - Überblick zum Stand von Wissenschaft und Technik sowie Bewertung hinsichtlich von Leichtwasserreaktoren (LWR) aus heutiger Sicht Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC) - Review of Science and Technology as well as Assessment Regarding Light Water Reactors (LWR) from the Current Point of View 1998 Roth, A.
Betriebliche Schadensmechanismen in wichtigen Rohrleitungen der LWR-Anlagen Operation-Induced Failure Mechanisms in Relevant Pipes of LWR 1998 König, G.
Erfassung der Ursachen der betrieblichen Schadensmechanismen von Rohrleitungen Identification of the Cause of Operation-Induced Failure Mechanisms of Pipes 1998 Schöckle, F.
Beispiele für die Betriebsüberwachung bei GKN Examples for Inservice-Inspections at the NPP GKN 1998 Bartonicek, J.
Stellenwert der Betriebsüberwachung bei der Absicherung der Komponentenintegrität significance of Online Monitoring on the Assessment of the Integrity of Components 1998 Hienstorfer, W. G.
Risk-Based Management der Restlebensdauer von Kraftwerksbauteilen Risk-Based Management der Restlebensdauer von Kraftwerksbauteilen 1998 Jovanovic, A. S.
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