Rißwachstumsversuche an Rohren mit Umfangsfehler unter zyklischer äußerer Biegemomentbelastung - Crack Growth Tests With Circumferentially Flawed Pipes Loaded by Alternating Outer Bending Moment

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Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:Sicherheit und Verfügbarkeit in der Anlagentechnik mit dem Schwerpunkt Kerntechnik ; 2: Vorträge 28-45
1. Verfasser: Stoppler, W. (VerfasserIn)
Weitere Verfasser: Hippelein, K. (VerfasserIn), Boer, A. de (VerfasserIn), Kerkhoff, K. (VerfasserIn), Sommer, H. (VerfasserIn)
Pages:2
Format: UnknownFormat
Sprache:und
Veröffentlicht: 1990
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Titel Jahr Verfasser
Auslegung graphischer Komponenten eines HTR in Bereichen hoher Neutronenfluenz - The Design of Graphite Components in Regions of High Neutron Fluence 1990 Schmidt, A.
Anrißverhalten und Rißwachstum eines Rohrbogens DN 400 unter hoher in-plane Biegewechsellast - Crack Initiation and Crack Propagation of an Elbow Subjected to Repeated High In-Plane Bending 1990 Diehm, H.
Bruchmechanische Analysen zu Großexperimenten im internationalen Vergleich - Fracture Analyses of Large-Scale Experiments - An International Round-Robin — 1990 Bass, B. R.
Zähes Rißwachstum bei Thermoschock-Beanspruchung - Ductile Crack Growth Under a PTS Event 1990 Okamura, H.
Erkenntnisse aus der Überprüfung der druckführenden Umschließung der Kernkraftwerke Greifswald nach langfristigem Betrieb - Safety Review of the Primary Circuit of the Nuclear Power Plants in Greifswald After Long-Term Service 1990 Schulz, H.
Sicherstellung der Integrität des Spannbeton- Reaktordruckbehälters (SBRB) während der Betriebszeit - How to Ensure the Integrity of Prestressed Concrete Reactor Vessel (PCRV) 1990 Becker, G.
Nicht-linear thermodynamische Modelle und konstitutive Gleichungen zur Beschreibung der bestrahlungs- induzierten Deformations- und Schadensakkumulationsprozesse - Irreversible Thermodynamics Models and Constitutive Equations of the Irradiation Induced Deformation and Damage Accumulating Processes 1990 Wassilew, Ch.
Strahlenversprödung in Loviisa Reaktordruckbehältern - Experience of Irradiation Embrittlement in Loviisa Reactor Pressure Vessels 1990 Ahlstrand, R.
Einfluß der Betriebsschädigungs-Mechanismen auf Hüllrohre aus Zr-2,5%Nb im CANDU-Reaktor - Mitigation of Degradation Mechanisms Affecting CANDU Pressure Tubes 1990 Simpson, L. A.
Numerische Analyse des duktilen Rißwachstums an einem vereinfachten Stutzenmodell bei Thermoschock- Druck-Belastung - Numerical Analysis of Ductile Crack Growth in a Simplified Nozzle Model under Pressurized Thermoshock Loading 1990 Kuna, M.
Abschätzung der Reststandzeit von Brennstab-Hüll- rohren nach Störungen im Reaktorkern mit der Lebensanteil-Regel - Assessment of the Residual Time to Rupture of Fuel Pins After Reactor Core Disturbances Using the Lebensanteil-Rule 1990 Schäfer, L.
Ermüdungsnachweise für rechnerisch hochbeanspruchte Rohrleitungsbauteile und Armaturen in Kernkraftwerken - Fatigue Analysis for Analytically Overloaded Piping Components and Valves in Nuclear Power Plants 1990 Charalambus, B.
Ergebnisse von HDR-Versuchen zur Rohrbelastung bei thermisch geschichteten Strömungen - Results of HDR-Experiments for Pipe Loads Under Thermally Stratified Flow Conditions 1990 Wolf, L.
Realisierung von Maßnahmen zur Vermeidung von dehnungsinduzierter Rißkorrosion in ferritischen Rohrleitungssystemen eines Siedewasserreaktors - Realisation of Provisions to Prevent Strain Induced Corrosion Cracking in Ferritic Piping Systems of a Boiling Water Reactor 1990 Berg, H.
Tragfähigkeit großer Rohre mit Umfangsfehler unter Zugbeanspruchung - Vergleich zwischen Experiment und rechnerischer Abschätzung - Load Bearing Behaviour of Large Pipes With Circum- ferential Flaws Under Tensile Loading - Comparison of Experiments With Engineering Approaches 1990 Stadtmüller, W.
Rißwachstumsversuche an Rohren mit Umfangsfehler unter zyklischer äußerer Biegemomentbelastung - Crack Growth Tests With Circumferentially Flawed Pipes Loaded by Alternating Outer Bending Moment 1990 Stoppler, W.
Einfluß der Bestrahlung auf die Bruch- und Rißstopp- Zähigkeit von Unterpulverschweißnähten und auf die Plattierung - Ergebnisse aus dem HSSI-Programm - HSSI Program Irradiation Effects on Sub/Arc Weld Fracture Toughness and Crack Arrest, and on Stainless Steel Cladding 1990 Serpan, C. Z.
Langzeitintegrität von druckführenden Komponenten der ersten Generation von Kernkraftwerken in der Tschechoslowakei - Longg Term Integrity of Main Pressure Boundary Components in the First Generation of Nuclear Power Plants in Czechoslovakia 1990 Zdarek, J.
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