Katona Tamás János. Az MTMT által csatolt publikációs és hivatkozási lista részletes idézökkel. pontozással

Átírás

1 amás János Az MTMT által csatolt publikációs és hivatkozási lista részletes idézökkel pontozással Szakcikk 1. KATONA T Investigation of the noise source characteristics related to the theory of subcooled boiling neutron noise. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 15:(1-3) pp (1985) IF: /Szakcikk/Tudományos Független idéző: 4 Összesen: 4 1 KOZMA R Application of reactor noise models for the analysis of thermohydraulic feedback PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: (1988) 2 STEKELENBURG AJC, VANDERHAGEN THJJ 2-phase flow monitoring by analysis of in-core neutron detector noise signals - a literature survey ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 20: (9) (1993) 3 KOZMA R, NABESHIMA K Studies on the detection of incipient coolant boiling in nuclear-reactors using artificial neural networks ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 22: (7) (1995) 4 Kozma R, Kitamura M, Hoogenboom JE Void fraction measurements in nuclear reactors via neutron noise methods NUCLEAR TECHNOLOGY 118: (3) (1997) KATONA T Impakt faktoros Pontszám: 1,00*0,60=0,60 2. NAGY I, KATONA T Theoretical investigation of the low-frequency pressure fluctuation in PWRs. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 15:(1-3) pp (1985) IF: /Szakcikk/Tudományos Független idéző: 3 Összesen: 3 1 BREITENFELD R, GRUNWALD G, HESSEL G, LIEWERS P, SCHMITT W, JUNGHANSS K Pressure oscillations in the primary coolant circuit of the wwer-440-type reactor KERNENERGIE 29: (1) (1986) 2 Proskuryakov K N Mathematical models of sources of thermohydraulic disturbances in the circuits of nuclear power stations Teploenergetika 46: (6) (1999) 3. Fiedler Jürgen Schwingungsüberwachung von Primärkreiskomponenten in Kernkraftwerken 120 p Disszertáció/PhD NAGY I KATONA T Impakt faktoros Pontszám: 0,50*0,60=0,30 3. KATONA T, KOZMA R Problems of estimation of the thermohydraulic parameters using neutron and temperature noise signals in PWRs. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: pp (1988) IF: /Szakcikk/Tudományos Független idéző: 2 Összesen: 2 1. Kryter R C, LaWanda E Klobe, Shirley P Hendrix An overview of SMORN V - Munich OECD Nuclear Energy Agency. Paris. NEACRP-L Egyéb

2 2 STEKELENBURG AJC, VANDERHAGEN THJJ 2-phase flow monitoring by analysis of in-core neutron detector noise signals - a literature survey ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 20: (9) (1993) KATONA T KOZMA R Impakt faktoros Pontszám: 0,50*0,60=0,30 4., Turi L, Predvaritelnie issledovaniya seismostoykosti na AES Paks. ENERGOMASHINOSTROENIE 8:(Avgust) pp (1989) /Szakcikk/Tudományos Turi L Nincs adat lektoráltságról Külföldi Pontszám: 0,33*0,00=0,00 5. KATONA T, BAJSZ J Plex at paks - making a virtue out of necessity. NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL 37:(455) pp (1992) IF: /Szakcikk/Tudományos Függő idéző: 1 Összesen: 1 1. *, Jánosiné Biró A,, Tóth A MAIN FEATURES OF DESIGN LIFE EXTENTION OF VVER-440/213 UNITS NPP PAKS HUNGARY In: 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 11). Tokyo, Japán: (2003.), pp. Paper KATONA T BAJSZ J Impakt faktoros Pontszám: 0,50*0,60=0,30 6. A Paksi Atomerőmű földrengésbiztonsága. ENERGIAGAZDÁLKODÁS 36:(2) pp (1995) /Szakcikk/Tudományos Nincs adat lektoráltságról Hazai 7. Halbritter AL,, Boyadjiev Z, Dynamic analysis of vver type nuclear power plants using different procedures for consideration of soil-structure interaction effects. NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 182:(1) pp (1998) IF: /Szakcikk/Tudományos Független idéző: 4 Összesen: 4 1 Qi C, Qian Q Overview of seismic research for nuclear power plant Earthquake Engineering and Engineering Vibration 20: (3) (2000) 2 Li Z -C, Li Z -X Analysis and evaluation of seismic response of reactor building for Daya Bay nuclear power plant Hedongli Gongcheng/Nuclear Power Engineering 26: (6) (2005) 3 Li Z, Li Z Influence of uncertainty of rock properties on seismic responses of reactor buildings Transactions of Tianjin University 12: (1) (2006) 4. Aquaro D, Carelli M D, Forasassi G, Lo Frano R, Zaccari N Seismic response of reactor vessel internals in the iris reactor In: International Conference on Nuclear Engineering, ICONE Miami, Egyesült Államok: (2006.), pp. &. Halbritter AL Boyadjiev Z Impakt faktoros Pontszám: 0,25*0,60=0,15 8., Szepes K A Paksi Atomerőmű fördrengésbiztonságának felülvizsgálata és növelése. ENERGIAGAZDÁLKODÁS 39:(12) pp (1998) /Szakcikk/Tudományos Szepes K Nincs adat lektoráltságról Hazai 9., Hajmási P A Paksi Atomerőmű földrengésbiztonsági programja és a reaktor (üzemi) főépület földrengésállósági megerősítése : I. rész. MAGYAR ÉPÍTŐIPAR 11-12: pp (1999) /Szakcikk/Tudományos Hajmási P Lektorált Hazai Pontszám: 0,50*0,30=0, Földrengésbiztonsági program a Paksi Atomerőműnél. TECHNIKA-MŰSZAKI SZEMLE 5: pp (1999) /Szakcikk/Tudományos

3 Nincs adat lektoráltságról Hazai 11. The Paks Nuclear Power Plant: scientific inventions - practical applications. FIZIKAI SZEMLE 5: pp (1999) /Szakcikk/Tudományos Lektorált Hazai Pontszám: 1,00*0,30=0, Boros J, Ferenczy J,, Kovács K,, Vörös G, Zsidi Z Feltételezett nagyenergiájú csőtörések nemzetközi előírásoknak megfelelő teljes körű felülvizsgálata a Paksi Atomerőműben. ERŐTERV KÖZLEMÉNYEK 38: pp (2000) /Szakcikk/Tudományos Boros J Ferenczy J Kovács K Vörös G Zsidi Z Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,14*0,00=0,00 13., Hajmási P A Paksi Atomerőmű földrengésbiztonsági programja és a reaktor (üzemi) főépület földrengésállósági megerősítése : III. rész. MAGYAR ÉPÍTŐIPAR 3-4: pp (2000) /Szakcikk/Tudományos Hajmási P Lektorált Hazai Pontszám: 0,50*0,30=0,15 14., Hajmási P A Paksi Atomerőmű földrengésbiztonsági programja és a reaktor (üzemi) főépületének földrengésállósági megerősítése : II. rész. MAGYAR ÉPÍTŐIPAR 1-2: pp (2000) /Szakcikk/Tudományos Hajmási P Lektorált Hazai Pontszám: 0,50*0,30=0,15 15., Kovács P Az atomerőmű-bővítés lehetőségei. MAGYAR ENERGETIKA 6: pp (2000) /Szakcikk/Tudományos Kovács P Nincs adat lektoráltságról Hazai 16.,, Jánosiné Bíró Á, Gorondi Cs A Paksi Atomerőmű jövője. MAGYAR TUDOMÁNY 11: pp (2001) /Szakcikk/Tudományos Jánosiné Bíró Á Gorondi Cs Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,25*0,00=0,00 17.,, Jánosiné Bíró Á, Gorondi Cs A Paksi Atomerőmű jövője, élettartam-gazdálkodás, élettartam-növelés. FIZIKAI SZEMLE 11: pp (2001) /Szakcikk/Tudományos 1 Varga K, Nemeth Z, Szabo A, Rado K, Oravetz D, Homonnay Z, Schunk J, Tilky P, Korosi F Comprehensive investigation of the corrosion state of the heat exchanger tubes of steam generators. Part I. General corrosion state and morphology JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 348: (1-2) (2006) Jánosiné Bíró Á Gorondi Cs Lektorált Hazai Pontszám: 0,25*0,30=0, Bajsz J, Teljesítménynövelés a Paksi Atomerőműben. MAGYAR ENERGETIKA 3: pp (2002) /Szakcikk/Tudományos Bajsz J Nincs adat lektoráltságról Hazai 19. A Paksi Atomerőmű Rt. jövőképe - élettartam-gazdálkodás, élettartam-növelés. MAGYAR ENERGETIKA 2: pp (2002) /Szakcikk/Tudományos Nincs adat lektoráltságról Hazai 20. Élettartam-hosszabbítás a paksi atomerőműben. FIZIKAI SZEMLE 12: pp (2002) /Szakcikk/Tudományos Lektorált Hazai Pontszám: 1,00*0,30=0, Élettartam-hosszabítás a Paksi Atomerőműben. GÉP 11-12: pp (2002) /Szakcikk/Tudományos Lektorált Hazai Pontszám: 1,00*0,30=0,30

4 22. Élettartam-hosszabítás a Paksi Atomerőműben. ENERGIAFOGYASZTÓK LAPJA 7:(4) pp (2002) /Szakcikk/Tudományos Nincs adat lektoráltságról Hazai 23. Élettartam-hosszabbítás a Paksi Atomerőműben. ENERGIAGAZDÁLKODÁS 1: pp (2003) /Szakcikk/Tudományos Nincs adat lektoráltságról Hazai 24.,, Biro J Licence renewal and extension of operational lifetime at the Paks NPP. ATS YDINTEKNIIKKA 32:(1) pp (2003) /Szakcikk/Tudományos Biro J Nincs adat lektoráltságról Külföldi Pontszám: 0,33*0,00=0,00 25.,, Jánosiné Bíró Á A Paksi Atomerőmű élettartam hosszabbítása és teljesítménynövelése a mértékadó nemzetközi előírások tükrében. HEGESZTÉSTECHNIKA 4: pp (2004) /Szakcikk/Tudományos Jánosiné Bíró Á Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,33*0,00=0, J, Jánosiné Bíró Á, Az üzemidő hosszabbítás specifikus műszaki feladatai. MAGYAR ENERGETIKA 1: pp (2005) /Szakcikk/Tudományos J Jánosiné Bíró Á Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,33*0,00=0, J A külső környezeti hatások és a paksi atomerőmű biztonsága. EVILÁG 3: pp (2006) /Szakcikk/Tudományos J Nincs adat lektoráltságról Hazai 28. Elter E, J, Pécsi Zs A paksi atomerőmű tervezett üzemidő hosszabbításának környezetvédelmi engedélyezési eljárása. MAGYAR VILLAMOS MŰVEK RT KÖZLEMÉNYEI 1-2: pp (2007) /Szakcikk/Tudományos Elter E J Pécsi Zs Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,33*0,00=0, Elter E, J, Pécsi Zs A Paksi Atomerőmű tervezett üzemidő-hosszabbításának környezetvédelmi engedélyeztetési eljárása. MAGYAR ENERGETIKA 5: pp (2007) /Szakcikk/Tudományos Elter E J Pécsi Zs Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,33*0,00=0,00 30., Czibolya L A virtuális reneszánsz és új korszak nyitánya az atomenergetikában. MAGYAR ENERGETIKA 4: pp (2007) /Szakcikk/Tudományos Czibolya L Nincs adat lektoráltságról Hazai 31. J A paksi atomerőmű üzemidő-hosszabbítása. MAGYAR TUDOMÁNY 1: pp (2007) /Szakcikk/Tudományos J Nincs adat lektoráltságról Hazai 32. J, Atomerőművek földrengésbiztonságának tervezési és értékelési sajátosságai. MAGYAR ENERGETIKA 5: pp (2007) /Szakcikk/Tudományos J Nincs adat lektoráltságról Hazai 33. J A nukleáris energia szerepe a fenntartható fejlődésben. NUKLEON 17: pp (2008) /Szakcikk/Tudományos J Lektorált Hazai Pontszám: 1,00*0,30=0, J, Extension of Operational Life-Time of WWER-440/213 Type Units at Paks Nuclear Power Plant. NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY 40:(4) pp (2008)

5 /Szakcikk/Tudományos J Lektorált Külföldi Pontszám: 0,50*0,40=0, amás János Nuclear energy in Hungary. FÖLDRAJZI ÉRTESÍTŐ - HUNGARIAN GEOGRAPHICAL BULLETIN 58:(4) pp (2009) /Szakcikk/Tudományos amás János Lektorált Hazai Pontszám: 1,00*0,30=0, Cserhati A,, Lenkei I Investment in the future. TECHNIKA-MŰSZAKI SZEMLE 53:(Special Issue) pp (2010) /Szakcikk/Tudományos Cserhati A Lenkei I Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,33*0,00=0, Cserháti András, amás, Lenkei István Befektetés a jövőbe. TECHNIKA-MŰSZAKI SZEMLE 53:(Klnsz.) pp (2010) /Szakcikk/Tudományos Cserháti András amás Lenkei István Nincs adat lektoráltságról Hazai Pontszám: 0,33*0,00=0, Options for the treatment of uncertainty in seismic probabilistic safety assessment of nuclear power plants. POLLACK PERIODICA 5:(1) pp (2010) /Szakcikk/Tudományos Lektorált Hazai Pontszám: 1,00*0,30=0, amás János, ándor, Jánosiné Bíró Ágnes A paksi atomerőmű VVER-440/213 típusú blokkjai üzemidejének meghosszabbítása. GÉP 61:(4) pp Paper INDEX (2010) /Szakcikk/Tudományos amás János ándor Jánosiné Bíró Ágnes Lektorált Hazai Pontszám: 0,33*0,30=0, amás János Új elvi lehetségek a földrengés PSA bizonytalanságának kezelésében. NUKLEON 3:(május) pp Paper 63. (2010) /Szakcikk/Tudományos amás János Lektorált Hazai Pontszám: 1,00*0,30=0, J,, Pammer Z Reconstitution of time-limited ageing analyses for justification of long-term operation of Paks NPP. NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN Article in Press: p. Available online 15 May (2010) IF: 0.785* /Szakcikk/Tudományos J Pammer Z Hiányos vagy nem láttamozott Pontszám: 0,33*0,00=0, J Interpretation of the physical meaning of the cumulative absolute velocity. POLLACK PERIODICA &: p. Accepted. (2011) /Szakcikk/Tudományos J Hiányos vagy nem láttamozott folyóiratban 43., Mesko L, Por G, Valko J Some aspects of the theory of neutron noise due to propagating disturbances. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 9: pp (1982) IF: / folyóiratban/tudományos Független idéző: 24 Függő idéző: 9 Összesen: Sweeney FJ, Upadhyaya BR Measurement of core coolant flow velocities in PWRs using temperature: neutron noise cross correlation In: 1982 Winter meeting of the American nuclear society (Ed. Godlewski NZ). Washington, Egyesült Államok: (1982.), pp. OSTI ID: * MESKO L, KATONA T A SIMPLE THEORETICAL-MODEL OF NEUTRON NOISE DURING SUBCOOLED BOILING KERNENERGIE 26: (4) (1983) 3. Sweeney FJ, Upadhyaya BR Relationship of core exit-temperature noise to thermal-hydraulic conditions in PWRs In: Thermal-hydraulics of nuclear reactors : Second International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal- Hydraulics (Ed. Merilo M). Santa Barbara, Egyesült Államok: (1983.), pp. OSTI ID:

6 4. Sweeney FJ, Upadhyaya BR, Shieh DJ In-core coolant flow monitoring of pressurized water reactors using temperature and neutron noise In: Investigation on the applicability of Piety's on line PSD pattern recognition algorithm to boiling detection by neutron noise at a swimming-pool reactor : paper presented at the Fourth Specialists Meeting on Reactor Noise SMORN - IV, (Eds. Behringer K,. Dijon, Franciaország: (1984.), pp. OSTI ID: Sweeney FJ In-core coolant velocity measurements in a pressurized water reactor using temperature-neutron noise cross correlation In: Second proceedings of nuclear thermal hydraulics : Annual Summer Meeting. New Orleans, Egyesült Államok: (1984.), pp. OSTI ID: SWEENEY FJ IN-CORE COOLANT VELOCITY-MEASUREMENTS IN A PRESSURIZED WATER-REACTOR USING TEMPERATURE-NEUTRON NOISE CROSS-CORRELATION TRANSACTIONS OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY 46: (1984) 7 SHIEH DJ, UPADHYAYA BR INFERENCE OF CORE COOLANT FLOW PARAMETERS FROM NEUTRON-COOLANT TEMPERATURE NOISE-ANALYSIS IN PWRS TRANSACTIONS OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY 46: (1984) 8 * MESKO L, KOZMA R INVESTIGATION OF STOCHASTIC REACTOR NOISE MODELS - A ONE-VARIABLE SPACE-TIME DEPENDENT MODEL NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING 88: (1) (1984) 9 KUNZE U, MEYER K, MEYER W PROPAGATING NOISE SOURCES AND WATER-FLOW VELOCITY-MEASUREMENT IN PRESSURIZED WATER-REACTORS KERNENERGIE 27: (7) (1984) 10. Shieh DJ, Upadhyaya BR Stochastic model to monitor mechanical vibrations in pressurized water reactors In: Second proceedings of nuclear thermal hydraulics : Annual Summer Meeting. New Orleans, Egyesült Államok: (1984.), pp. OSTI ID: TURKCAN E, UPADHYAYA BR STOCHASTIC-MODEL ANALYSIS OF CORE HEAT-TRANSFER IN THE BORSSELE REACTOR TRANSACTIONS OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY 46: (1984) 12 * VALKO J, POR G, CZIBOK T, TZSAK E, HOLLO E, SIKLOSSY P EXPERIENCES WITH NOISE-ANALYSIS AT PAKS-NUCLEAR-POWER-PLANT PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 15: (1-3) (1985) 13 SWEENEY FJ, UPADHYAYA BR, SHIEH DJ IN-CORE COOLANT FLOW MONITORING OF PRESSURIZED WATER-REACTORS USING TEMPERATURE AND NEUTRON NOISE NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 89: (1) (1985) 14 SWEENEY FJ, UPADHYAYA BR, SHIEH DJ IN-CORE COOLANT FLOW MONITORING OF PRESSURIZED WATER-REACTORS USING TEMPERATURE AND NEUTRON NOISE PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 15: (1-3) (1985) 15 TURKCAN E ONLINE MONITORING OF A PWR FOR PLANT SURVEILLANCE BY NOISE-ANALYSIS PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 15: (1-3) (1985) 16 Kunze U, Meyer K Transfer of Fuel Assembly Vibrations to Fluctuations of Thermal Neutron Flux Kernenergie 28: (1) 9-13 (1985) 17 COLLATZ S, RINDELHARDT U INVESTIGATION OF LOW-FREQUENCY NEUTRON AND TEMPERATURE NOISE SIGNALS INDUCED BY LOCAL COOLANT BOILING IN A PWR ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 13: (6) (1986) 18. Upadhyaya BR, Sweeney FJ, Shieh DJ, Glockler O Analysis of in-core dynamics in pressurized water reactors with application to parameter monitoring In: Displaced spectra techniques as a tool for peak identification in PSD analysis : paper presented at the Symposium on Reactor Noise SMORN-V. (Eds. Pineyro J; Behringer K). Munich, Németország: (1987.), pp. OSTI ID: * AGUILAR O, POR G MONITORING TEMPERATURE REACTIVITY COEFFICIENT BY NOISE METHOD IN A NPP AT FULL POWER ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 14: (10) (1987) 20 PAVELKO VI

7 NEW SPECTRAL METHODS OF ESTIMATING DEALY TIME IN REACTOR NOISE INVESTIGATIONS SOVIET ATOMIC ENERGY 63: (4) (1987) 21 MEYER W ON THE BEHAVIOR OF COOLANT TEMPERATURE-FLUCTUATIONS IN THE COOLANT CHANNELS OF PRESSURIZED WATER- REACTORS FOR ONE-PHASE FLOW KERNENERGIE 30: (5) (1987) 22 UPADHYAYA BR, SHIEH DJ, SWEENEY FJ, GLOCKLER O ANALYSIS OF IN-CORE DYNAMICS IN PRESSURIZED WATER-REACTORS WITH APPLICATION TO PARAMETER MONITORING PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: (1988) 23 * POR G, GLOCKLER O, RINDELHARDT U BOILING DETECTION IN PWRS BY NOISE MEASUREMENT PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: (1988) 24 * VALKO J INTEGRATING NOISE-ANALYSIS INTO REACTOR MONITORING SYSTEMS PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: (1988) 25 * KATONA T, KOZMA R PROBLEMS OF ESTIMATION OF THE THERMOHYDRAULIC PARAMETERS USING NEUTRON AND TEMPERATURE NOISE SIGNALS IN PWRS PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: (1988) 26 KOSTIC LJ, RUNKEL J, STEGEMANN D THERMOHYDRAULICS SURVEILLANCE OF PRESSURIZED WATER-REACTORS BY EXPERIMENTAL AND THEORETICAL INVESTIGATIONS OF THE LOW-FREQUENCY NOISE FIELD PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: (1988) 27 * VALKO J IN-CORE GENERATED TEMPERATURE-FLUCTUATIONS AND BOILING DETECTION IN PRESSURIZED WATER-REACTORS ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 19: (3) (1992) 28 Antonopoulos-Domis M, Kadi S, Mourtzanos K Departure from linearity of neutron cross-spectra phase in BWRs Annals of Nuclear Energy 22: (1) (1995) 29 Laggiard E, Runkel J Evaluation of the moderator temperature coefficient of reactivity in a PWR by means of noise analysis ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 24: (5) (1997) 30 * Hazi G, Por G Numerical simulator for noise diagnostic investigations in NPPs ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 26: (12) (1999) 31 Kiss S, Lipcsei S, Hazi G Effect of uncompensated SPN detector cables on neutron noise signals measured in VVER-440 reactors NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 220: (2) (2003) 32 Rudakov VA Correlation analysis for noise diagnostics of in-core reactor equipment PROBLEMS OF ATOMIC SCIENCE AND TECHNOLOGY &: (3) (2007) 33 Vodyanitskii AA, Slyusarenko YV The thermal neutron waves excitation in multiplied media bounded by absorber PROBLEMS OF ATOMIC SCIENCE AND TECHNOLOGY &: (3) (2007) Mesko L Por G Valko J Lektorált Idegen nyelvű Külföldi Pontszám: 0,25*0,10=0, Mesko L, Simple theoretical model of neutron noise during subcooled boiling [Ein einfaches theoretisches Modell für das Neutronenrauschen bei unterkühltem Sieden]. KERNENERGIE 26:(4) pp (1983) IF: / folyóiratban/tudományos Függő idéző: 2 Összesen: 2 1 * MESKO L, KOZMA R INVESTIGATION OF STOCHASTIC REACTOR NOISE MODELS - A ONE-VARIABLE SPACE-TIME DEPENDENT MODEL NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING 88: (1) (1984)

8 2 * KOZMA R, MESKO L INDEPENDENT NUMERICAL-STUDIES VIA A MULTIVARIABLE COUPLED NEUTRON-KINETIC THERMOHYDRAULIC REACTOR MODEL PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 15: (1-3) (1985) Mesko L Lektorált Idegen nyelvű Külföldi Pontszám: 0,50*0,10=0,05 Jelentés 45., Szepes K Seismic assessment and upgrading of the Paks nuclear power plant. SCIENCE AND TECHNOLOGY IN HUNGARY -: pp (1997) /Jelentés/Tudományos Szepes K Lektorált Hazai 46., Kovács P, Plant lifetime management and possibility of lifetime extension at Paks NPP. SCIENCE AND TECHNOLOGY IN HUNGARY október: pp (2000) /Jelentés/Tudományos Kovács P Lektorált Hazai Pontszám: 0,33*0,00=0,00 Könyvfejezet Szakkönyv része 47. J A Paksi Atomerőmű biztonságának szerkezet-dinamikai aspektusai. In: Györgyi J (szerk.) Szerkezetek dinamikája. Budapest: Műegyetemi Kiadó, pp (ISBN: ) Könyvfejezet/Szakkönyv része/tudományos J 100 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 1,00*0,10=0, J, Kovács F, Lakatos I, Kocsis K Mining and energy supply. In: Kocsis K, Schweitzer F (szerk.) Hungary in maps. Budapest: Geographical Research Institute Hungarian Academy of Sciences, pp (ISBN: ) Könyvfejezet/Szakkönyv része/tudományos J Kovács F Lakatos I Kocsis K Idegen nyelvű 100 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,25*0,20=0, J Nuclear power generation as a reasonable option for energy strategies (Chapter 1). In: Tsvetkov P (szerk.) Nuclear Power. Rijeka: SCIYO, pp (ISBN: ) Könyvfejezet/Szakkönyv része/tudományos J Idegen nyelvű 100 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 1,00*0,20=0, J Plant life management practices for water-cooled water-moderated nuclear reactors. In: Tipping PhG (szerk.) Understanding and mitigating ageing in nuclear power plants: Materials and operational aspects of plant life management (PLiM). Cambridge: Woodhead Publishing Limited, pp (Woodhead Energy Series; No. 4.) (ISBN: ; ) Könyvfejezet/Szakkönyv része/tudományos J Idegen nyelvű 100 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 1,00*1,40=1,40 Szerkesztett mű része 51. Kettős szorításban - a magyar atomenergetika esélyei és lehetőségei. In: Vértes A (szerk.) Nukleáris Tudomány és a 20. század. Budapest: Magyar Tudományos Akadémia, pp (Magyarország az ezredfordulón Stratégiai kutatások a Magyar Tudományos Akadémián. Műhelytanulmányok) (ISBN: X) Könyvfejezet/Szerkesztett mű része/tudományos

9 Könyv Szakkönyv 52., Kozma R, Uhlmann G Model of Phase Distribution in Bubble Flow. Rossendorf bei Dresden: Akademie der Wissenschaften der DDR, (Zentralinstitut für Kernforschung; ZFK 432.) Könyv/Szakkönyv/Tudományos Függő idéző: 1 Összesen: 1 1 * HAMANN D, UHLMANN G PREDICTION OF SUBCOOLED BOILING VOID FRACTION KERNENERGIE 28: (8) (1985) Kozma R Uhlmann G Idegen nyelvű 10 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,33*0,00=0, P Banks, O Deschildre, A Duhac, C Faidy, A Gettings, T Inagaki, Ki-Sig Kang, T Katona, M Kearney, P Koutaniemi, L Kupca, J Pachner, T Taylor, K Thoma Ageing management for nuclear power plants.: Safety Guide. Vienna: IAEA, p. (IAEA safety standards series; No. NS-G-2.12.) (ISBN: ) Könyv/Szakkönyv/Tudományos P Banks T Katona O Deschildre M Kearney A Duhac P Koutaniemi C Faidy L Kupca A Gettings J Pachner T Inagaki T Taylor Ki-Sig Kang K Thoma Idegen nyelvű 100 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,07*1,20=0, Banks PJ, Berg HP, Ishack G, Jansen R, J, Kim MV, Kotyza V, Lemay M, Miller D, Shim S, Smith N, Swchwarz G, Toth C, West B, Zimmerman J Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants.: Experience of Member States. Vienna: IAEA, p. (IAEA-TECDOC; 1643.) (ISBN: ) Könyv/Szakkönyv/Tudományos Banks PJ Lemay M Zimmerman J Berg HP Miller D Ishack G Shim S Jansen R Smith N J Swchwarz G Kim MV Toth C Kotyza V West B Idegen nyelvű 100 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,07*1,40=0,09 Szerző munkahelyének kiadványa 55. Issledovanie vozmozhnosti opredelenija sostojanija teplonositelja na osnovanii analiza fluktuacij mestnoj temperatury sredy. Budapest: KFKI, p. (KFKI; ) (ISBN: ) 1 KOZMA R, HOOGENBOOM JE, VANDAM H EXPERIMENTAL INVESTIGATION OF THE FIELD-OF-VIEW OF NEUTRON DETECTORS KERNENERGIE 33: (4) (1990) 56., Sbotinov L Modifikacija rasčeta nedogretogo kipenija v programme COBRA-3/KFKI. Budapest: KFKI, p. (KFKI; ) (ISBN: ) Sbotinov L 57. Windberg P,, Mauersberger H, Rindelhardt U Teoreticheskoe i eksperimentalnoe issledovanie akusticeskoy peredatochnoy harakteristiki impulsnikh trubok. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1979/43.) (ISBN: ) Windberg P Mauersberger H Rindelhardt U Pontszám: 0,25*0,00=0,00 58., Meskó L A simple theoretical model for the interpretation of temperature and void fluctuations caused by inlet coolant velocity noise. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1981/88.)

10 (ISBN: ) Független idéző: 2 Függő idéző: 3 Összesen: 5 1 * MESKO L, KATONA T A SIMPLE THEORETICAL-MODEL OF NEUTRON NOISE DURING SUBCOOLED BOILING KERNENERGIE 26: (4) (1983) 2 * KATONA T INVESTIGATION OF THE NOISE SOURCE CHARACTERISTICS RELATED TO THE THEORY OF SUBCOOLED BOILING NEUTRON NOISE PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 15: (1-3) (1985) 3 WERNER M, BLUMENTRITT G, LIEWERS P, RINDELHARDT U INVESTIGATION OF THE AXIAL DEPENDENCE OF COOLANT TEMPERATURE NOISE AT ONE-PHASE AND 2-PHASE FLOW CONDITIONS IN A PRESSURIZED WATER-REACTOR KERNENERGIE 29: (4) (1986) 4 * KATONA T, KOZMA R PROBLEMS OF ESTIMATION OF THE THERMOHYDRAULIC PARAMETERS USING NEUTRON AND TEMPERATURE NOISE SIGNALS IN PWRS PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 21: (1988) 5 Anikin GG, Gutsev DF, Pavelko VI Physical interpretation of neutron-noise specimens of the VVÉR-1000 reactor ATOM ENERGY+ 82: (4) (1997) 59. Statistical analysis of subcooled boiling acoustic noise. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1981/14.) (ISBN: ) Meskó L 1 BOYD RD SUBCOOLED FLOW BOILING CRITICAL HEAT-FLUX (CHF) AND ITS APPLICATION TO FUSION ENERGY COMPONENTS.2. A REVIEW OF MICROCONVECTIVE, EXPERIMENTAL, AND CORRELATIONAL ASPECTS FUSION TECHNOLOGY 7: (1) (1985) 60. Meskó T, Investigation of the local neutron noise caused by subcooled boiling. Budapest: KFKI, p. (KFKI; ) (ISBN: ) Meskó T 61. Nagy I, O primenenii metoda funkcii Grina v nekotoryh zadačah teplogidrodinamiki neodnorodnyh sred. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1981/93.) (ISBN: ) Nagy I 62. Kozma R, Meskó L, Studies to the stochastic theory of the coupled reactorkinetic-thermohydraulic systems.: Vol. 3. Coupled space-dependent systems. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1983/58.) (ISBN: ) Kozma R Meskó L Pontszám: 0,33*0,00=0, Kozma R, Theoretical analysis of hydrogen concentration distribution and acoustic field in Na-water steam generator in presence of micro-leak. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1983/60.) (ISBN: ) Kozma R 64. Meskó L, Kozma R,

11 Studies to the stochastic theory of the coupled reactorkinetic-thermohydraulic systems.: Vol. 1. Space dependent model with one variable. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1983/37.) (ISBN: ) Meskó L Kozma R Pontszám: 0,33*0,00=0, Mesko L, Theoretische Beschreibung des Reaktorrauschens in einem stark gekoppelten reaktorphysikalisch - thermohydraulischen System. Budapest: KFKI, p. (KFKI; 1983/36.) (ISBN: ) Mesko L 66. Kozma R, Studies to the stochastic theory of the coupled reactorkinetic-thermohydraulic systems.: Part VI, Analysis of low-frequency noise phenomena. Budapest: Central Research Institute for Physics, p. (KFKI [reports]; 1986/11/G.) Kozma R Előadás vagy poszter cikke 67., Turi L, Halbritter A, Experimental and Analytical Investigation of PAKS NPP Buildings Structures. In: Proceedings of the Tenth World Conference on Earthquake Engineering. Madrid, Spanyolország, Rotterdam: A.A.Balkema, pp Függő idéző: 1 Összesen: 1 1. * Summary of structural analysis and comparisons with experimental results for WWER 440/213 NPP Paks In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria: (2001.), pp Turi L Halbritter A Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,25*0,20=0, Halbritter A,,, Turi L Dynamic Response of VVER-440/213 PAKS Nuclear Power Plant to Seismic Loading Conditions and Verification of Results by Natural Scale Experiments. In: Godoy A, Gürpinar A (szerk.) Proceedings of the SMiRT-12 Conference Seminar No. 16 on Upgrading of Existing NPPs with 440 and 1000 MW VVER type Pressurized Water Reactors for Severe External Loading Conditions. Vienna, Ausztria, Vienna: IAEA, pp Független idéző: 2 Függő idéző: 1 Összesen: 3 1 Ceballos MA, Car EJ, Prato TA, Prato CA, Alvarez LM Experimental and numerical determination of the dynamic properties of the reactor building of Atucha II NPP NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 182: (1) (1998) 2 Prato CA, Konno T, Uchiyama S, Alvarez LM, Godoy AR, Ceballos MA Full scale dynamic tests of Atucha II NPP NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 179: (2) (1998) 3. * Summary of structural analysis and comparisons with experimental results for WWER 440/213 NPP Paks In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria: (2001.), pp Halbritter A Turi L Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,25*0,20=0, Halbritter A,,, Structural Dynamic Response of the Primary System of the VVER-440/213 PAKS NPP due to Seismic Loading Conditions. In: Godoy A, Gürpinar A (szerk.) Proceedings of the SMiRT-12 Conference Seminar No. 16 on Upgrading of Existing NPPs with 440 and 1000 MW VVER type Pressurized Water Reactors for Severe External Loading Conditions. Vienna, Ausztria, Vienna: IAEA, pp Halbritter A

12 Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,25*0,20=0,05 70.,, Turi L, Halbritter AL, Dynamic Analysis of VVER-440 Nuclear Power Plant for Seismic Loading Conditions at PAKS. In: KUSSMAUL K F (szerk.) 12th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-12). Stuttgart, Németország, Amsterdam ; London ; New York ;Tokyo: Elsevier - North-Holland, pp Paper K08/4. DIVISION K: SEISMIC RESPONSE ANALYSIS AND DESIGN Turi L Halbritter AL Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,20*0,20=0, Lenkei P, Orosz A, Györgyi J, Lovas A,, Earthquake resistance of safety-related conrete structures in nuclear power plant. In: Javor T (szerk.) Failures of concrete structures: proceedings of the International Conference. Strbske Pleso, Szlovákia, Bratislava: Expertcentrum, pp Lenkei P Orosz A Györgyi J Lovas A Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,17*0,00=0,00 72.,, Zeitner W, Richter G, Delnic K, Reinsch KH Reduktion der Betrieb-sschwingungen der Speise-wasserleitung des KKW Paks. In: 20th MPA Seminar: Safety and reliability of plant technology with special emphasis on approaches to lifetime extension of nuclear power plants. Vol. 1. Papers Stuttgart, Németország, Stuttgart: pp Barutzki F Extending the Service Life of Piping Systems Through the Application of Viscous Fluid Dampers Energy-Tech Magazine Sept: (2002) Zeitner W Richter G Delnic K Reinsch KH Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,17*0,20=0,03 73., Kennerknecht H, Henkel FO Earthquake design of switchgear cabinets of the VVER-440/213 at Paks. In: Riera J D (szerk.) Transactions of the 13th international conference on structural mechanics in reactor technology (SMiRT-13). Porto Alegre, Brazília, Porto Alegre: Universidade Federal do Rio Grande do Sul, pp Paper K073. Független idéző: 4 Összesen: 4 1 Gupta A, Rustogi SK, Gupta AK Ritz vector approach for evaluating incabinet response spectra NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 190: (3) (1999) 2. Jianfeng Yang RITZ VECTOR APPROACH FOR EVALUATING THE DYNAMIC PROPERTIES OF STRUCTURAL SYSTEMS AND INCABINET SPECTRA 144 p Disszertáció/PhD 3 Gupta A, Yang JF Modified Ritz vector approach for dynamic properties of electrical cabinets and control panels NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 217: (1-2) (2002) 4 Ki Young Kooa, Sung Gook Chob, Jintao Cuic, Dookie Kimc Seismic response prediction for cabinets of nuclear power plants by using impact hammer test NUCL ENG DES 240: (10) (2010) Kennerknecht H Henkel FO Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,33*0,20=0,07 74.,, Dobo J, Lenkei P, Györgyi J NPP hermetic structures strength evaluation under LBLOCA. In: Riera J D (szerk.) Transactions of the 13th international conference on structural mechanics in reactor technology (SMiRT-13). Porto Alegre, Brazília, Porto Alegre: Universidade Federal do Rio Grande do Sul, pp Paper J021. Dobo J Lenkei P Györgyi J Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,20*0,20=0,04 75.,, Delinic K, Zeitner W Reduction of operational vibration and seismic design of the feed-water piping system of the VVER-440/213 at Paks. In: Riera J D (szerk.) Transactions of the 13th international conference on structural mechanics in reactor technology (SMiRT-13). Porto Alegre, Brazília, Porto Alegre: Universidade Federal do Rio Grande do Sul, pp Paper F49. Független idéző: 3 Összesen: 3 1 Gupta A, Rustogi SK, Gupta AK Ritz vector approach for evaluating incabinet response spectra NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 190: (3) (1999) 2 Gupta A, Yang JF Modified ritz vector approach for dynamic properties of electrical cabinets and control panels

13 NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 217: (1-2) (2002) 3 Rustogi S, Gupta A Modeling the dynamic behavior of electrical cabinets and control panels: experimental and analytical results JOURNAL OF STRUCTURAL ENGINEERING-ASCE 130: (3) (2004) Delinic K Zeitner W Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,25*0,20=0,05 76.,, Delinic K, Zeitner W Reduction of operational vibration and seismic design of the feed-water piping system of the VVER-440/213 at Paks. In: Duma G (szerk.) 10th European Conference on Earthquake Engineering. Vienna, Ausztria, Rotterdam: A.A.Balkema, pp Független idéző: 8 Összesen: 8 1. Berkovski AM, Kostarev VVW, Schukin AJW, Boiadjiev ZS, Rostov M Seismic analysis of the safety related piping and PCLS of the WWER-440 NPP In: Transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics KW2/7 in Reactor Technology (SMiRT 14). Lyon, Franciaország: (1997.), pp Kostarev VVW, Belyanin LA, Berkovski AM, Pavlov MA, Schukin AJW Upgrading of dynamic reliability and life extension of NPP piping by means of HVD technology In: Transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics K17/6 in Reactor Technology (SMiRT 14). Lyon, Franciaország: (1997.), pp Tarics AG, Kelly JM, Csorba EM Comments on the seismic safety of nuclear power plants in Eastern Europe In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria: (2001.), pp Fomin V, Kostarev V, Reinsch KH Elimination of Chernobyl NPP Unit 3 Power Output Limitation Associated with High Main Steam Piping Flow Induced Vibration In: 16th Internatioal Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology. Washington, Egyesült Államok: (2001.), pp Berkovski AM Kostarev VVW Schukin AJW Boiadjiev ZS Rostov M Seismic analysis of the safety related piping and PCLS of the WWER-440 NPP In: SEISMIC EVALUATION OF EXISTING NUCLEAR FACILITIES. Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria: (2001.), pp Kostarev V V, Vasilyev P S, Petrenko A V, Reinsch K-H ADAPTATION OF HIGH VISCOUS DAMPERS (HVD) FOR ESSENTIAL DECREASING OF IN-STRUCTURE FLOOR RESPONSE SPECTRA In: 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18) Beijing, China, August 7-12, Peking, Kína: (2005.), pp Kostarev V, Tuomas A, Reinsch KH Resolving of Steam and Feed-Water Piping Vibration Matter at Loviisa NPP In: 19th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology. Toronto, Kanada: (2007.), pp Kostarev VV, Sudakov AV Some Aspects of Russian Regulation and Codes in Nuclear Power In: Rao KR: Companion Guide to the ASME Boiler & Pressure Vessel Code. Volume pp. CHAPTER 66 (PART 17: GLOBAL PV&P ISSUES of EASTERN EUROPEAN COUNTRIES) ISBN: Könyvfejezet Delinic K Zeitner W Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,25*0,20=0,05 77.,, Halbritter AL,, Schütz W Requalification of the dynamic behavior of the primary system of the VVER-440/213 at PAKS. In: Duma G (szerk.) Proceedings 10th European Conference on Earthquake Engineering. Vienna, Ausztria, Rotterdam: Balkema, pp (ISBN: (set)) 1. Tarics AG, Kelly JM, Csorba EM Comments on the seismic safety of nuclear power plants in Eastern Europe In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria: (2001.), pp Halbritter AL Schütz W

14 Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,20*0,20=0,04 78.,, Halbritter A,, Schütz W Time versus frequency domain calculation of the main building complex of the VVER 440/213 NPP PAKS. In: Riera J D (szerk.) Transactions of the 13th international conference on structural mechanics in reactor technology (SMiRT-13). Porto Alegre, Brazília, Porto Alegre: Universidade Federal do Rio Grande do Sul, pp Paper K032. Halbritter A Schütz W Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,20*0,20=0, Zeitner W,, Ratkal S, Reinsch KH Reduction of operational vibrations. In: TOPSAFE '95: International East-West TOPical Meeting Safety of Operating Nuclear Power Plants. Budapest, Magyarország, Bern: European Nuclear Society, pp (ISBN: ) 1 Barutzki F Extending the Service Life of Piping Systems Through the Application of Viscous Fluid Dampers Energy-Tech Magazine Sept: (2002) Zeitner W Ratkal S Reinsch KH Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,25*0,20=0,05 80., Kostov M Seismic assessment and upgrading of nuclear power plants in Eastern Europe. In: International symposium on seismic safety relating to nuclear power plants. Kobe, Japán, Paper 625/I573/1997. Független idéző: 2 Összesen: 2 1. Tarics AG, Kelly JM, Csorba EM Comments on the seismic safety of nuclear power plants in Eastern Europe In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria: (2001.), pp Bada G, Horvath F, Tóth L, Fodor L, Timár G, Cloetingh S Societal aspects of ongoing deformation in the Pannonian region In: The Adria microplate: GPS geodesy, tectonics and hazards: Proceedings of the NATO Advanced Research Workshop (Ed. Pinter N). Veszprém, Magyarország: (2006.), pp Kostov M Idegen nyelvű Nemzetközi 4 oldalnál kisebb terjedelem 81.,, Sebestyen F, Gyorgyi J, Lenkei P Structural investigation on the potential leakage spots of a VVER-440/V213 NPP containment. In: Chellapandi P, Livolant M (szerk.) Structural mechanics in reactor technology: Transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT 14). Lyon, Franciaország, pp Paper J06/2. DIVISION J: STRUCTURAL DYNAMICS AND EXTREME LOAD ANALYSIS 1 BECKER O, HIRSCH H, WENISCH A Report to the Austrian Government on Paks NPP Lifetime Extension Environmental Impact Assessment Vienna: p. Könyv [ ] Sebestyen F Gyorgyi J Lenkei P Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,20*0,20=0,04 82.,, Halbritter A,, Schütz W Verification of dynamic characteristics and response results of the VVER-440/213 main building complex Paks based on latest blast experiments. In: Chokshi NC, Livolant M (szerk.) Structural mechanics in reactor technology: transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT 14). Lyon, Franciaország, pp Paper KW2/8. PART 2., DIVISION K: SEISMIC ANALYSIS AND DESIGN Függő idéző: 1 Összesen: 1 1. * Summary of structural analysis and comparisons with experimental results for WWER 440/213 NPP Paks In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria: (2001.), pp Halbritter A Schütz W Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,20*0,20=0,04 83.,, Dobo J, Sebestyen F, Gyorgyi J, Lenkei P VVER-440/V213 bubbler condenser strength evaluation for design base LOCA conditions. In: Chellapandi P, Livolant M (szerk.) Structural mechanics in reactor technology: Transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor

15 Technology (SMIRT 14). Lyon, Franciaország, pp Paper J06/1. DIVISION J: STRUCTURAL DYNAMICS AND EXTREME LOAD ANALYSIS 1 BECKER O, HIRSCH H, WENISCH A Report to the Austrian Government on Paks NPP Lifetime Extension Environmental Impact Assessment Vienna: p. Könyv [ ] Dobo J Sebestyen F Gyorgyi J Lenkei P Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,17*0,20=0,03 84., Schutz W, Boyadjiev Z, Dynamic behavior of buried pipelines of VVER 440 and VVER 1000 MW nuclear power plants. In: Chokshi NC, Livolant M (szerk.) Structural mechanics in reactor technology: transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT 14). Lyon, Franciaország, pp Paper KW2/1. PART 2., DIVISION K: SEISMIC ANALYSIS AND DESIGN Schutz W Boyadjiev Z Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,25*0,20=0, Lenkei P, Györgyi J,,, Dobó J, Sebestyén F Structural integrity of bubbler condensers. In: Structural mechanics in reactor technology: transactions of the 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT 14): Post Conference Seminars 14.. Pisa, Olaszország, 1997 pp. A Lenkei P Györgyi J Dobó J Sebestyén F Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,17*0,20=0, Spencer BW, Sienicki JJ, Kulak RF, Pfeiffer PA, Voeroess L, Techy Z, Evaluation of containment peak pressure and structural response for a large-break loss-of-coolant accident in a VVER- 440/213 NPP. In: International conference on thermophysical aspects of VVER-type reactor safety. Obninsk, Oroszország, Paper OSTI ID: Spencer BW Sienicki JJ Kulak RF Pfeiffer PA Voeroess L Techy Z Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,14*0,00=0,00 87., Papp S,, Halbritter A,, Schütz W Dynamic Analysis and Seismic Upgradings of the Reactor Cooling Systems of the VVER-440/213 PAKS 1-4. In: 15th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 14). Seoul, Dél-Korea, Paper K11/3. Papp S Halbritter A Schütz W Idegen nyelvű Nemzetközi 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,17*0,00=0, Hajmási P,, Kovács P A Paksi Atomerőmű főépületének földrengésállósági megerősítése. In: Balázs LGy, Kovács B (szerk.) Tartók 2000: VI. Magyar Tartószerkezeti Konferencia. Budapest, Magyarország, Budapest: Budapest University of Technology and Economics, pp (ISBN: ) Hajmási P Kovács P Helyi részvétel Pontszám: 0,33*0,10=0, Analysis of the dynamic behaviour of the low pressure emergency core cooling system tank at Paks NPP. In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria, pp Paper XA (IAEA-TECDOC; 1202.) Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 1,00*0,20=0, Seismic assessment and upgrading of PAKS nuclear power plant. In: Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities: Proceedings of the SMiRT-14 Post Conference Seminar No. 16, organized by the International Atomic Energy Agency. Vienna, Ausztria, pp Paper XA (IAEA-TECDOC; 1202.) Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 1,00*0,20=0, SEISMIC SAFETY EVALUATION AND ENHANCEMENT AT THE PAKS NUCLEAR POWER PLANT. In: Workshop on the seismic re-evaluation of all nuclear facilities: workshop proceedings. Ispra, Olaszország, pp Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 1,00*0,20=0,20 92., Bareith A Seismic Safety Evaluation and Enhancement, at The Paks Nuclear Power Plant. In: Proceedings of the OECD/NEA Workshop on Seismic Risk: NEA/CSNI/R(99)28. Tokyo, Japán,

16 Paris: Nuclear Energy Agency, Paper III-3. Bareith A Idegen nyelvű Nemzetközi 4 oldalnál kisebb terjedelem 93., Fila A, Kostov M, Improvement of local Resistance of Safety-Related Structures and Reduction of Dynamic Response due to Missile Impact Loading. In: 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 16). Washington, Amerikai Egyesült Államok, Paper JP01/4. Fila A Kostov M Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,25*0,00=0, Bajsz J, Achievements and challenges of Paks NPP. In: International Conference Nuclear Energy for New Europe Kranjska Gora, Szlovénia, Ljubljana: Nuclear Society of Slovenia, pp Független idéző: 2 Összesen: 2 1. Kovacs G, Pek E, Zsidi Z SEISMIC SAFETY EVALUATION AND ENHANCEMENT AT THE PAKS NUCLEAR POWER PLANT In: Transactions of the 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 17). Prague, Csehország: (2003.), pp. Paper # K BECKER O, HIRSCH H, WENISCH A Report to the Austrian Government on Paks NPP Lifetime Extension Environmental Impact Assessment Vienna: p. Könyv [ ] Bajsz J Idegen nyelvű Nemzetközi Pontszám: 0,50*0,20=0, Élettartam-hosszabbítás a Paksi Atomerőműben. In: Kováts Balázs (szerk.) 20 éves az 1. blokk: jubileumi szakmai konferencia. Paks, Magyarország, Paks: Paksi Atomerőmű Rt., pp Helyi részvétel Pontszám: 1,00*0,10=0,10 96., Jánosiné Bíró A, Lifetime management and lifetime extension at the Paks Nuclear Power Plant. In: Nuclear power plant life management: Proceedings of an international symposium. Budapest, Magyarország, Paper IAEA-CN-92/59. Jánosiné Bíró A Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,33*0,00=0, Contri P, Safety Aspects of Long Term Operation of Nuclear Power Plants. In: 17th international conference on structural mechanics in nuclear engineering (SMiRT 17). Prague, Csehország, Paper D02-1. DIVISION D: AGING, LIFE EXTESION AND LICENSE RENEWAL (ISBN: ) Függő idéző: 1 Összesen: 1 1. * Contri P, Biéth M Maintenance issues in relation to plant life management models (Session Plant Life Extension) In: European Nuclear Conference (ENC 2007). Brussels, Belgium: (2007.), pp Contri P Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem 98.,, Janosi AB, Gorondi C Future of the Paks Nuclear Power Plant Lifetime-Management and Lifetime-Extension. In: Blombach J, Cojazzi GGM (szerk.) Lifetime management: proceedings of the 21st ESReDA seminar, hosted by Framatone - ANP. Erlangen, Németország, Luxembourg: Office for Official Publications of the European Communities, pp (ISBN: ) Janosi AB Gorondi C Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,25*0,20=0,05 99., Jánosiné Bíró A,, Toth A Lifetime-Management and Operational Lifetime Extension at Paks Nuclear Power Plant. In: 17th international conference on structural mechanics in nuclear engineering (SMiRT 17). Prague, Csehország, Paper D02-2. DIVISION D: AGING, LIFE EXTESION AND LICENSE RENEWAL (ISBN: ) Jánosiné Bíró A Toth A

17 Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,25*0,00=0, , Jánosiné Biró A,, Tóth A MAIN FEATURES OF DESIGN LIFE EXTENTION OF VVER-440/213 UNITS NPP PAKS HUNGARY. In: 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 11). Tokyo, Japán, Paper Jánosiné Biró A Tóth A Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,25*0,00=0, Seismic upgrading of Paks NPP. In: International Symposium on Seismic Evaluation of Existing Nuclear Facilities. Vienna, Ausztria, Vienna: IAEA, Paper IAEA-CN-106/ Lamprecht K Seismic Design, Preliminary Monitoring Report : Report to the Federal Ministry of Agriculture, Forestry, Environment and Water Management of Austria Egyéb Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem 102., Biro AJ,, Palfi T, Toth A PVP Equipment Aging Management and Operational Lifetime Extension at the Paks Nuclear Power Plant. In: Bezdikian G, Shah VN (szerk.) Aging management and license renewal: presented at the 2004 ASME/JSME Pressure Vessels and Piping Conference. San Diego, Amerikai Egyesült Államok, New York: American Society of Mechanical Engineers, pp (PVP (Series); PVP-487.)(ISBN: ) 1 BECKER O, HIRSCH H, WENISCH A Report to the Austrian Government on Paks NPP Lifetime Extension Environmental Impact Assessment Vienna: p. Könyv [ ] Biro AJ Palfi T Toth A Idegen nyelvű Helyi részvétel Pontszám: 0,20*0,20=0, , Jánosiné Bíró A,, Ferenczi Z Key Elements of the Ageing Management of the WWER-440/213 type Nuclear Power Plants. In: 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). Beijing, Kína, Paper D02-4. DIVISION D: AGING, LIFE EXTENSION, AND LICENSE RENEWAL Jánosiné Bíró A Ferenczi Z Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,25*0,00=0, Tamás János Katona Core tasks of long-term operation and their relation to plant processes at Paks NPP. In: PLIM + PLEX Párizs, Franciaország, Tamás János Katona Idegen nyelvű Nemzetközi 4 oldalnál kisebb terjedelem 105. J, Key Elements of Long-term Operation of WWER-440/213 units at Paks NPP. In: Second International Symposium on Nuclear Power Plant Life Management. Shanghai, Kína, Vienna: IAEA, Paper IAEA-CN J Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem 106. J,, Pammer Z Reconstitution of Time-limited Ageing Analyses for Justification of Long-Term Operation of Paks NPP. In: 19th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 19). Toronto, Kanada, Paper D02/2-1. J Pammer Z Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,33*0,00=0, Pálfi P, Pálfi T, Bíró ÁJ, Osztheimer M,, Review and development of aging management programs of the main components at Paks NPP. In: Second International Symposium on Nuclear Power Plant Life Management. Shanghai, Kína, Vienna: IAEA, Paper IAEA-CN Pálfi P Pálfi T Bíró ÁJ Osztheimer M Idegen nyelvű Helyi részvétel 4 oldalnál kisebb terjedelem Pontszám: 0,17*0,00=0, , et al Assessment and Management of Ageing of Civil Structures of Paks NPP. In: Proceedings of the ASME Pressure Vessels and Piping Conference. ASME 2009: Sustainable Energy for the Third Millennium. Prague, Csehország, American Society of Mechanical Engineers, pp Paper PVP (ISBN: )