掌桥科研
一站式科研服务平台
科技查新
收录引用
专题文献检索
外文数据库(机构版)
更多产品
首页
成为会员
我要充值
退出
我的积分:
中文会员
开通
中文文献批量获取
外文会员
开通
外文文献批量获取
我的订单
会员中心
我的包量
我的余额
登录/注册
文献导航
中文期刊
>
中文会议
>
中文学位
>
中国专利
>
外文期刊
>
外文会议
>
外文学位
>
外国专利
>
外文OA文献
>
外文科技报告
>
中文图书
>
外文图书
>
工业技术
基础科学
医药卫生
农业科学
教科文艺
经济财政
社会科学
哲学政法
其他
工业技术
基础科学
医药卫生
农业科学
教科文艺
经济财政
社会科学
哲学政法
其他
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
材料科学
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
马克思主义、列宁主义、毛泽东思想、邓小平理论
哲学、宗教
社会科学总论
政治、法律
军事
经济
文化、科学、教育、体育
语言、文字
文学
艺术
历史、地理
自然科学总论
数理科学和化学
天文学、地球科学
生物科学
医药、卫生
农业科学
工业技术
交通运输
航空、航天
环境科学、安全科学
综合性图书
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
材料科学
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
材料科学
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
美国国防部AD报告
美国能源部DE报告
美国航空航天局NASA报告
美国商务部PB报告
外军国防科技报告
美国国防部
美国参联会主席指示
美国海军
美国空军
美国陆军
美国海军陆战队
美国国防技术信息中心(DTIC)
美军标
美国航空航天局(NASA)
战略与国际研究中心
美国国土安全数字图书馆
美国科学研究出版社
兰德公司
美国政府问责局
香港科技大学图书馆
美国海军研究生院图书馆
OALIB数据库
在线学术档案数据库
数字空间系统
剑桥大学机构知识库
欧洲核子研究中心机构库
美国密西根大学论文库
美国政府出版局(GPO)
加利福尼亚大学数字图书馆
美国国家学术出版社
美国国防大学出版社
美国能源部文献库
美国国防高级研究计划局
美国陆军协会
美国陆军研究实验室
英国空军
美国国家科学基金会
美国战略与国际研究中心-导弹威胁网
美国科学与国际安全研究所
法国国际关系战略研究院
法国国际关系研究所
国际宇航联合会
美国防务日报
国会研究处
美国海运司令部
北约
盟军快速反应部队
北约浅水行动卓越中心
北约盟军地面部队司令部
北约通信信息局
北约稳定政策卓越中心
美国国会研究服务处
美国国防预算办公室
美国陆军技术手册
一般OA
科技期刊论文
科技会议论文
图书
科技报告
科技专著
标准
其它
美国卫生研究院文献
分子生物学
神经科学
药学
外科
临床神经病学
肿瘤学
细胞生物学
遗传学
公共卫生&环境&职业病
应用微生物学
全科医学
免疫学
动物学
精神病学
兽医学
心血管
放射&核医学&医学影像学
儿科
医学进展
微生物学
护理学
生物学
牙科&口腔外科
毒理学
生理学
医院管理
妇产科学
病理学
生化技术
胃肠&肝脏病学
运动科学
心理学
营养学
血液学
泌尿科学&肾病学
生物医学工程
感染病
生物物理学
矫形
外周血管病
药物化学
皮肤病学
康复学
眼科学
行为科学
呼吸学
进化生物学
老年医学
耳鼻喉科学
发育生物学
寄生虫学
病毒学
医学实验室检查技术
生殖生物学
风湿病学
麻醉学
危重病护理
生物材料
移植
医学情报
其他学科
人类生活必需品
作业;运输
化学;冶金
纺织;造纸
固定建筑物
机械工程;照明;加热;武器;爆破
物理
电学
人类生活必需品
作业;运输
化学;冶金
纺织;造纸
固定建筑物
机械工程;照明;加热;武器;爆破
物理
电学
马克思主义、列宁主义、毛泽东思想、邓小平理论
哲学、宗教
社会科学总论
政治、法律
军事
经济
文化、科学、教育、体育
语言、文字
文学
艺术
历史、地理
自然科学总论
数理科学和化学
天文学、地球科学
生物科学
医药、卫生
农业科学
工业技术
交通运输
航空、航天
环境科学、安全科学
综合性图书
主题
主题
题名
作者
关键词
摘要
高级搜索 >
外文期刊
外文会议
外文学位
外国专利
外文图书
外文OA文献
中文期刊
中文会议
中文学位
中国专利
中文图书
外文科技报告
清除
历史搜索
清空历史
首页
>
外文会议
>
其他
>
International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems
International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems
召开年:
召开地:
出版时间:
-
会议文集:
-
会议论文
热门论文
全部论文
全选(
0
)
清除
导出
1.
HYDRIDE INDUCED EMBRITTLEMENT OF ZIRCONIUM ALLOY PRESSURE TUBES
机译:
氢化物诱导锆合金压力管的脆化
作者:
R. N. Singh
;
R. Kishore
;
S. Banerjee
;
P. Stahle
;
C. Bjerken
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
2.
Microstructure and SCC Crack Growth of Nickel-Base Alloy 182 Weld Metal in Simulated PWR Primary Water
机译:
镍基合金182焊缝金属焊接金属的微观结构和SCC裂纹生长
作者:
S. M. Bruemmer
;
J. S. Vetrano
;
M. B. Toloczko
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
3.
A LABORATORY STRESS CORROSION CRACKING TEST INCORPORATING HEAT TRANSFER
机译:
一种具有传热的实验室应力腐蚀裂解试验
作者:
Bryan Poulson
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
4.
COMPARISON OF IGSCC CRACK-TIP CHARACTERISTICS PRODUCED IN BWR OXIDIZING WATER AND BWR HYDROGEN WATER CHEMISTRY CONDITIONS
机译:
BWR氧化水和BWR氢水化学条件下生产的IGSCC裂纹尖端特性的比较
作者:
Stephen M. Bruemmer
;
Larry E. Thomas
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
5.
CRACK-TIP CHARACTERISTICS IN BWR SERVICE COMPONENTS
机译:
BWR服务组件中的裂纹尖端特性
作者:
Larry Thomas
;
Dan Edwards
;
Kyoichi Asano
;
Suguru Ooki
;
Stephen Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
6.
Material Degradation - A Nuclear Utility's View
机译:
物质退化 - 核实用程序的观点
作者:
Paul Spekkens
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
7.
ALLOY 800 SG TUBING: CURRENT STATUS AND FUTURE CHALLENGES
机译:
Alloy 800 SG管道:现状和未来挑战
作者:
R. L. Tapping
;
Y. C. Lu
;
M. D. Pandey
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
8.
EFFECT OF THERMAL AGING ON SCC AND MECHANICAL PROPERTIES OF STAINLESS STEEL WELD METALS
机译:
热老化对不锈钢焊缝金属SCC和力学性能的影响
作者:
J. R. Hixon
;
J. H. Kim
;
R. G. Ballinger
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
9.
Fracture Toughness Behavior of Irradiated Stainless Steel in PWR Systems
机译:
PWR系统中辐照不锈钢的断裂韧性行为
作者:
Hongqing Xu
;
Steve Fyfitch
;
H. T. Tang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
关键词:
Fracture Toughness;
LEFM;
Radiation Embrittlement;
Stainless Steel;
PWR;
10.
Lead (Pb~(2+)) Adsorption on Magnetite (Fe_3O_4) at 200 C
机译:
铅(PB〜(2+))在200℃下对磁铁矿(FE_3O_4)的吸附
作者:
S. Nasrazadani
;
V. Paliwal
;
J. Stevens
;
R. Theimer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
11.
Oxidation Behavior of Steam Generator Tubing Materials Exposed to Secondary Side Water and Steam Environments
机译:
蒸汽发生器管道暴露于次级侧面水和蒸汽环境的氧化行为
作者:
Jeff Sarver
;
John Jevec
;
Peter King
;
Jianguo Yu
;
Wayne Chang
;
Sridhar Ramamurthy
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
关键词:
Alloy 690;
Alloy 600;
Alloy 800;
Weight Change;
Surface Analysis;
Oxide Morphology;
Oxide Composition;
12.
MODEL CALCULATION OF CRACK GROWTH RATE COUPLED TO CREVICE CHEMISTRY FOR BWR PLANT LIFE MANAGEMENT
机译:
BWR植物寿命管理裂缝增长率的模型计算
作者:
Yoichi Wada
;
Kazushige Ishida
;
Masahiko Tachibana
;
Motohiro Aizawa
;
Motomasa Fuse
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
13.
STRESS CORROSION CRACKING ON COLD-WORKED AUSTENITIC STAINLESS STEELS IN PWR ENVIRONMENT
机译:
PWR环境中冷轧奥氏体不锈钢的应力腐蚀裂缝
作者:
L. Tribouilloy
;
F. Vaillant
;
J. M. Olive
;
M. Puiggali
;
L. Legras
;
T. Couvant
;
J. M. Boursier
;
Y. Rouillon
;
C. Amzallag
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
关键词:
304L-316L stainless steel;
Cold-work;
SCC;
PWR;
14.
Corrosion fatigue behavior of an Alloy 52-A508 weldment and low alloy steels under simulated BWR coolant conditions
机译:
在模拟BWR冷却剂条件下,合金52-A508焊接和低合金钢的腐蚀疲劳行为
作者:
J. Y. Huang
;
M. C. Young
;
S. L. Jeng
;
J. J. Yeh
;
J. S. Huang
;
R. C. Kuo
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
关键词:
Corrosion fatigue crack growth rate;
ACPD technique;
Dissimilar metal weldment;
Water chemistry;
15.
Radiation-Induced Segregation Behavior in Austenitic Stainless Steels: Fast Reactor versus Light Water Reactor Irradiations
机译:
奥氏体不锈钢中的辐射诱导的偏析行为:快速反应器与轻质水反应器照射
作者:
Dan Edwards
;
Ed Simonen
;
Stephen Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
16.
NEW APPLICATIONS OF ORIENTATION IMAGING MICROSCOPY (OIM) FOR CHARACTERIZING NUCLEAR COMPONENT FAILURE MODES, RELIABILITY ASSESSMENT, AND FITNESS-FOR-SERVICE
机译:
取向成像显微镜(OIM)的新应用,用于表征核能成分衰竭模式,可靠性评估和适用性服务
作者:
E. M. Lehockey
;
A. M. Brennenstuhl
;
S. Pagan
;
M. A. Clark
;
V. Perovic
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
17.
SCC CRACK GROWTH RATE OF COLD-WORKED AUSTENITIC STAINLESS STEELS IN PWR PRIMARY WATER CONDITIONS
机译:
PWR初级水条件下冷轧奥氏体不锈钢的SCC裂纹生长速率
作者:
Catherine Guerre
;
Olivier Raquet
;
Emmanuel Herms
;
Stephane Marie
;
Marc Le Calvar
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Crack growth;
Stainless steels;
18.
MODELING THE OXYGEN-HYDRAZINE REACTION USING ELECTROCHEMICAL KINETICS
机译:
用电化学动力学建模氧 - 肼反应
作者:
Mats Ullberg
;
Per-Olof Andersson
;
Keith Fruzzetti
;
Hideki Takiguchi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
19.
Corrosion Product Deposition Behavior on Heated Zircaloy-4 Surface in Simulated PWR Primary Water
机译:
模拟PWR初级水中加热锆铝-4表面上的腐蚀产物沉积行为
作者:
Hirotaka Kawamura
;
Masahiro Furuya
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
关键词:
Corrosion product;
Crud;
Boric acid concentration;
Zircaloy-4;
PWR primary coolant;
20.
CONSEQUENCES OF SELECTIVE OXIDATION DURING CRACK-TIP CORROSION
机译:
裂纹尖端腐蚀过程中选择性氧化的后果
作者:
E. P. Simonen
;
L. E. Thomas
;
S. M. Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
21.
ANALYSIS OF COOLANT LEAKAGES FROM A LABORATORY GROWN AXIAL CRACK OF A STEAM GENERATOR TUBE
机译:
蒸汽发生器管的实验室生长轴线裂纹的冷却剂泄漏分析
作者:
Seong Sik Hwang
;
Dong Jin Kim
;
Man Kyo Jung
;
Joung Soo Kim
;
Hong Pyo Kim
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
22.
IASCC SUSCEPTIBILITY OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS AND ALLOY 690 IN HIGH DISSOLVED OXYGEN WATER ENVIRONMENT
机译:
高溶解氧气环境中奥氏体不锈钢和合金690的IASCC易感性
作者:
Y. Chen
;
O. K. Chopra
;
W. K. Soppet
;
N. L. Dietz Rago
;
W. J. Shack
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
23.
EFFECTS OF ELECTROCHEMICAL POTENTIAL ON CRACK GROWTH RATE OF 316L WELD HAZ AND WELD METAL IN 288°C PURE WATER
机译:
电化学电位对316L焊缝HAN和焊接金属裂纹增长率的影响
作者:
Zhanpeng Lu
;
Tetsuo Shoji
;
Yoichi Takeda
;
Yuzuru Ito
;
Akira Kai
;
Nobuhisa Tsuchiya
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
24.
CRACK INITIATION DUE TO ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACKING IN CARBON AND LOW-ALLOY STEELS EXPOSED TO HIGH-TEMPERATURE WATER
机译:
由于碳和低合金钢的环保裂缝暴露于高温水而导致的裂纹启动
作者:
Armin Roth
;
John Hickling
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
25.
MODELING PITTING GROWTH DATA AND PREDICTING DEGRADATION TREND
机译:
建模点蚀增长数据和预测降解趋势
作者:
Thomas Viglasky
;
Raoul Awad
;
Zhaojing Zeng
;
Jovica Riznic
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
26.
DEVELOPMENT OF BWR COMPONENTS SCC MITIGATION METHOD BY THE TiO{sub}2 TREATING TECHNIQUE
机译:
TiO {Sub} 2处理技术的BWR组件SCC缓解方法的开发
作者:
Kenro Takamori
;
Junichi Suzuki
;
Shunichi Suzuki
;
Akihiro Miyazaki
;
Masato Okamura
;
Tetsuo Osato
;
Nagayoshi Ichikawa
;
Hidehiro Urata
;
Junichi Takagi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
27.
GRAIN BOUNDARY CHARACTER OF CRACKS OBSERVED IN IASCC AND IGSCC
机译:
IASCC和IGSCC中观察到裂缝的晶界特征
作者:
Yukio Miwa
;
Yoshiyuki Kaji
;
Takashi Tsukada
;
Yoshiaki Kato
;
Takeshi Tomita
;
Nobuaki Nagata
;
Kouji Douzaki
;
Hideki Takiguchi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
28.
EFFECT OF DYNAMIC STRAIN AGING ON THE ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACKING OF LOW-ALLOY STEELS IN OXYGENATED HIGH-TEMPERATURE WATER
机译:
动态应变老化对氧化高温水中低合金钢环保裂缝的影响
作者:
B. Devrient
;
A. Roth
;
K. Kuster
;
U. Ilg
;
M. Widera
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
29.
Microstructure, Microchemistry and Stress Corrosion Crack Characteristics in a BWR 316LSS Core Shroud Weld
机译:
BWR 316LSS芯护罩焊接中的微观结构,微化和应力腐蚀裂纹特性
作者:
D. J. Edwards
;
L. E. Thomas
;
K. Asano
;
S. Ooki
;
S. M. Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
30.
Boric Acid Corrosion Laboratory Investigation of Carbon and Low-Alloy Steels in PWR Systems
机译:
PWR系统中碳和低合金钢的硼酸腐蚀实验室研究
作者:
Steve Fyfitch
;
Hongqing Xu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
关键词:
Boric Acid;
Corrosion;
Carbon Steel;
Low-Alloy Steel;
Wastage;
31.
PASSIVITY OF NUCLEAR STEAM GENERATOR TUBE ALLOY IN LEAD-CONTAMINATED CREVICE CHEMISTRIES WITH DIFFERENT PH
机译:
核蒸汽发生器管合金在铅污染缝隙化学中核蒸汽发生器管合金,不同pH值
作者:
B. T. Lu
;
B. Peng
;
J. L. Luo
;
Y. C. Lu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
32.
ATEM SEM STUDY OF THE OXIDES DEVELOPED IN SCC CRACKS AND AT THE SURFACE OF NICKEL BASED ALLOYS EXPOSED IN PRIMARY WATER
机译:
SCC裂缝中氧化氧化物及初级水镍基合金表面的ATEM和SEM研究
作者:
L. Legras
;
F. Delabrouille
;
F. Vaillant
;
J. M. Boursier
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
33.
STRESS CORROSION CRACKING OF NEUTRON-IRRADIATED STAINLESS STEEL IN SUPERCRITICAL WATER
机译:
超临界水中中子辐照不锈钢的应力腐蚀裂纹
作者:
S. Teysseyre
;
G. S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
34.
ADVANCED ECP MODEL FOR BWRs
机译:
BWR的高级ECP模型
作者:
Mats Ullberg
;
Karen Gott
;
Johan Lejon
;
Goran Granath
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
35.
Correlation between IASCC Growth Behavior and Plastic Zone Size of Crack Tip in 3.5 dpa Neutron Irradiated Type 304L SS CT Specimen
机译:
3.5 DPA中子辐照型304LSSCT标本裂纹尖端裂纹尖端增长行为与塑料区尺寸的相关性
作者:
Tomomi Nakamura
;
Masato Koshiishi
;
Tadahiko Torimaru
;
Yuji Kitsunai
;
Kenichi Takakura
;
Kiyotomo Nakata
;
Masami Ando
;
Yoshihide Ishiyama
;
Anders Jenssen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
36.
CRITICAL ANALYSIS OF 'TIGHT CRACKS'
机译:
“紧身裂缝”的批判性分析
作者:
Roger W. Staehle
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
37.
MODELING PITTING GROWTH DATA AND PREDICTING DEGRADATION TREND
机译:
建模点蚀增长数据和预测降解趋势
作者:
Thomas Viglasky
;
Raoul Awad
;
Zhaojing Zeng
;
Jovica Riznic
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
38.
SCC INITIATION TESTING OF NICKEL-BASED ALLOYS IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
高温水中镍基合金的SCC起始测试
作者:
Edward Richey
;
David S. Morton
;
Robert A. Etien
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
39.
NICKEL ALLOY PRIMARY WATER BULK SURFACE AND SCC CORROSION FILM ANALYTICAL CHARACTERIZATION AND SCC MECHANISTIC IMPLICATIONS
机译:
镍合金初级水散装表面和SCC腐蚀薄膜分析特征和SCC机械效应
作者:
David Morton
;
Nathan Lewis
;
Michael Hanson
;
Steve Rice
;
Paul Sander
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
40.
THE ROLE OF LOCALIZED DEFORMATION IN IASCC OF PROTON-IRRADIATED AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
本地化变形在质子辐照奥氏体不锈钢IASCC中的作用
作者:
Z. Jiao
;
G. S. Was
;
J. T. Busby
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
41.
RESULTS FROM ALLOY 600 AND ALLOY 690 CAUSTIC SCC MODEL BOILER TESTS
机译:
合金600和合金690苛性SCC模型锅炉试验的结果
作者:
Frederick D. Miller
;
Larry E. Thomas
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2007年
42.
Evaluation of the Susceptibility to SCC Initiation of Alloy 690 in Simulated PWR Primary Water
机译:
对模拟PWR初级水中合金690的SCC启动易感性的评价
作者:
Kazuya TSUTSUMI
;
Thierry COUVANT
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy690;
Stress corrosion cracking;
Initiation;
Ageing;
Cold rolling;
43.
Quantitative Residual Strain Analyses on Strain Hardened Nickel Based Alloy
机译:
应变硬化镍合金的定量残留应变分析
作者:
Toshio Yonezawa
;
Takaharu Maeguchi
;
Toru Goto
;
Hou Juan
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Von Mises equivalent strain;
X-ray diffraction;
FWHM;
Vickers' hardness;
EBSD;
Cold rolled plate;
Alloy 600;
Alloy 690;
Heat affected zone;
Weld joint;
44.
PROBABILISTIC ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACKING MODELING FOR PRIMARY WATER STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 600
机译:
概率环境辅助施工压力腐蚀开裂的裂解模型600
作者:
TaeHyun Lee
;
JaeYoung Yoon
;
HyoOn Nam
;
IlSoon Hwang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Bayesian;
Uncertainty;
RI-ISI;
45.
Irradiation Microstructure of Austenitic Steels and Cast Steels Irradiated in the BOR-60 Reactor at 320°C
机译:
Bor-60反应器中奥氏体钢的辐照微观结构在320℃下辐照辐照
作者:
Yong Yang
;
Yiren Chen
;
Yina Huang
;
Todd Allen
;
Appajosula Rao
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Neutron irradiation;
BOR-60;
PWR;
Dislocation loops;
46.
OXIDATION OF A PROTON-IRRADIATED 316 STAINLESS STEEL IN SIMULATED BWR NWC ENVIRONMENT
机译:
模拟BWR NWC环境中质子辐照的316不锈钢的氧化
作者:
Zhijie Jiao
;
Gary Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Corrosion;
Oxidation rate;
Stainless steel;
BWR;
47.
STRESS CORROSION CRACKING BEHAVIOR OF DISSIMILAR METAL WELDMENTS IN HIGH TEMPERATURE WATER ENVIRONMENTS
机译:
高温水环境中不同金属焊接的应力腐蚀开裂行为
作者:
J. Y. Huang
;
M. F. Chiang
;
R. C. Kuo
;
J. S. Huang
;
S. L. Jeng
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Corrosion fatigue;
SCC;
Residual stress;
Size effect;
Dissimilar metal weldment;
48.
STRESS CORROSION CRACKING BEHAVIOR NEAR THE FUSION BOUNDARY OF DISSIMILAR WELD JOINT WITH ALLOY 182-A533B LOW ALLOY STEEL
机译:
用合金182-A533B低合金钢的不同焊接接头融合边界附近的应力腐蚀开裂行为
作者:
Hiroshi Abe
;
Makoto Ishizawa
;
Yutaka Watanabe
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Low Alloy Steel;
Dissimilar Weld;
Heat Affected Zone;
49.
MODELLING MATERIAL EFFECTS IN FLOW-ACCELERATED CORROSION
机译:
流动加速腐蚀中的材料效应
作者:
P. Phromwong
;
Derek Lister
;
S. Uchida
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Flow-accelerated Corrosion;
Carbon Steel;
Chromium Content;
50.
QUANTIFYING THE BENEFIT OF CHEMICAL MITIGATION OF PWSCC VIA ZINC ADDITION OR HYDROGEN OPTIMIZATION
机译:
通过锌添加或氢优化量化PWSCC的化学减缓的益处
作者:
Chuck Marks
;
Matthew Dumouchel
;
Richard Reid
;
Glenn White
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Chemical Mitigation;
Zinc;
Hydrogen;
PWSCC;
51.
Implications of Steam Generator Fouling on the Degradation of Material and Thermal Performance
机译:
蒸汽发生器污染对材料劣化的影响及热性能
作者:
Carl W. Turner
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Steam Generator;
Fouling;
Performance degradation;
Corrosion products;
52.
STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 600 IN PWR PRIMARY WATER: INFLUENCE OF CHROMIUM, HYDROGEN AND OXYGEN DIFFUSION
机译:
PWR初级水中合金600的应力腐蚀开裂:铬,氢气扩散的影响
作者:
C. Guerre
;
P. Laghoutaris
;
J. Chene
;
L. Marchetti
;
R. Molins
;
C. Duhamel
;
M. Sennour
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Alloy 600;
PWR primary water;
53.
SIMULATION OF WATER RADIOLYSIS BY SONOCHEMISTRY: EFFECTS ON THE ELECTROCHEMICAL BEHAVIOR OF A STAINLESS STEEL
机译:
儿化学水辐射的模拟:对不锈钢电化学行为的影响
作者:
O. Lavigne
;
Y. Takeda
;
T. Shoji
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Corrosion;
Stainless Steel;
Passivity;
Water sonolysis;
EIS;
XPS;
54.
Developing PWR Aging-Management Strategies for Reactor Vessel Internals
机译:
为反应堆船舶内部制定PWR老化管理策略
作者:
S. B. Davidsaver
;
S. Fyfitch
;
H. Xu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Reactor Vessel Internals;
License Renewal;
PWR;
Aging Management Program;
Age-Related Degradation Mechanisms;
55.
STRESS CORROSION CRACK GROWTH RATE TESTING OF NOVEL COMPOSITE ARREST SPECIMENS
机译:
新型复合逮捕标本的应力腐蚀裂纹增长速率试验
作者:
David S. Morton
;
John V. Mullen
;
Eric Plesko
;
John Sutliff
;
Nathan Lewis
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
56.
PHYSICAL METALLURGY, WELDABILITY, AND IN-SERVICE PERFORMANCE OF NICKEL-CHROMIUM FILLER METALS USED IN NUCLEAR POWER SYSTEMS
机译:
核电系统中使用的镍铬填料金属的物理冶金,可焊性和在职性能
作者:
George A. Young
;
Robert A. Etien
;
Micah J. Hackett
;
Julie D. Tucker
;
Thomas E. Capobianco
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
57.
Overview of NRC Proactive Management of Materials Degradation (PMMD) Program
机译:
材料退化(PMMD)计划的NRC主动管理概述
作者:
C. E. (Gene) Carpenter
;
Amy Hull
;
Greg Oberson
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
58.
PROTECTIVE INSULATED COATING FOR SCC MITIGATION IN BWRs
机译:
BWR中SCC缓解的保护性绝缘涂层
作者:
Young-Jin Kim
;
Peter L. Andresen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
BWR;
304 SS;
Zr amp;
Zircaloy coating;
Thermal spray;
ECP;
59.
Stress Corrosion Cracking Behavior of Type 304 Stainless Steel Irradiated under Different Neutron Dose Rates at JMTR
机译:
在JMTR下不同中子剂量率照射304型不锈钢的应力腐蚀开裂行为
作者:
Yoshiyuki Kaji
;
Keietsu Kondo
;
Yoshiteru Aoyagi
;
Yoshiaki Kato
;
Taketoshi Taguchi
;
Fumiki Takada
;
Junichi Nakano
;
Hirokazu Ugachi
;
Takashi Tsukada
;
Kenichi Takakura
;
Hiroshi Sakamoto
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Type 304 stainless steel;
Neutron dose rate;
JMTR;
60.
ONE DIMENSIONAL COLD ROLLING EFFECTS ON STRESS CORROSION CRACK GROWTH IN ALLOY 690 TUBING AND PLATE MATERIALS
机译:
一维冷轧效果对合金690管和板材的应力腐蚀裂纹增长
作者:
Mychailo B. Toloczko
;
Matthew J. Olszta
;
Stephen M. Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 690;
PWSCC;
CRDM;
Plate;
Cold rolling;
Crack growth rate;
61.
THE EFFECTS OF DEAERATED WATER ON THE TOUGHNESS OF NICKEL-BASED ALLOYS
机译:
脱气水对镍基合金韧性的影响
作者:
Edward Richey
;
George A. Young
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
62.
THE ROLE OF LATTICE CURVATURE ON THE SCC SUSCEPTIBILITY OF ALLOY 600
机译:
格子曲率对合金600的SCC易感性的作用
作者:
Fabien Leonard
;
Fabio Di Gioacchino
;
Robert A. Cottis
;
Francois Vaillant
;
Joao Quinta da Fonseca
;
Florence Carrette
;
Gabriel Ilevbare
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 600;
PWSCC;
Lattice curvature;
Orientation gradient;
63.
LABORATORY INVESTIGATION OF A LEAKING TYPE 316 SOCKET WELD IN A BORON INJECTION TANK SAMPLING LINE
机译:
硼喷射罐采样线泄漏型316插座焊接的实验室调查
作者:
Hongqing Xu
;
Steve Fyfitch
;
Ryan Hosler
;
James Hyres
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
TGSCC;
Stainless Steel Weld;
PWR;
64.
Crack growth testing on Cold Worked Alloy 690 in Primary Water Environment
机译:
初级水环境中冷加工合金690裂纹增长试验
作者:
David R. Tice
;
Stuart L. Medway
;
Norman Platts
;
John W. Stairmand
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
65.
IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING OF AUSTENITIC STAINLESS STEEL WWER REACTOR CORE INTERNALS
机译:
奥氏体不锈钢WWER反应器核心内部辐照辅助应力腐蚀开裂
作者:
Anna Hojna
;
Miroslava Ernestova
;
Ossi Hietanen
;
Ritva Korhonen
;
Ludmila Hulinova
;
Ferenc Oszvald
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Ti-stabilized austenitic stainless steel;
Neutron irradiation;
SSRT;
Crack Growth Rate;
IASCC;
WWER;
66.
EFFECTS OF MATERIAL COMPOSITION ON CORROSION FATIGUE CRACK GROWTH OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
材料成分对高温水中奥氏体不锈钢腐蚀裂纹裂纹生长的影响
作者:
Norman Platts
;
David Tice
;
Kevin Mottershead
;
Laura McIntyre
;
Fabio Scenini
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stainless Steel;
Fatigue;
Crack Growth;
Sulfur;
67.
QUANTITATIVE MICRO-NANO (QMN) APPROACH TO SCC MECHANISM AND PREDICTION-STARTING A THIRD MEETING
机译:
SCC机制的定量微纳米(QMN)方法和预测启动第三次会议
作者:
Roger W. Staehle
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Prediction;
Mechanism;
Fe-Cr-Ni alloys;
Nuclear power;
Quantitative Micro-Nano;
68.
Crack Growth Rates of Irradiated Commercial Stainless Steels in BWR and PWR Environments
机译:
BWR和PWR环境中辐照商业不锈钢裂纹增长率
作者:
Anders Jenssen
;
Johan Stjarnsater
;
Raj Pathania
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
Crack growth rates;
BWR;
PWR;
69.
INTERACTION OF MICROSTRUCTURE, COMPOSITION, AND COLD WORK ON THE STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 82 WELD METAL
机译:
微观结构,组成和冷加工对合金82焊缝金属应力腐蚀开裂的相互作用
作者:
D. J. Paraventi
;
W. C. Moshier
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 82;
Alloy 600;
SCC;
Cold work;
Welds;
70.
DEFORMATION MICROSTRUCTURES OF 30 dpa AISI 304 STAINLESS STEEL AFTER MONOTONIC TENSILE AND CONSTANT LOAD AUTOCLAVE TESTING
机译:
单调拉伸恒定载荷高压釜检测后30dPA AISI 304不锈钢的变形微观结构
作者:
Wade Karlsen
;
Janne Pakarinen
;
Aki Toivonen
;
Ulla Ehrnsten
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stainless steel;
Irradiation assisted stress corrosion cracking;
TEM;
71.
Electron Microscopy Characterizations and Atom Probe Tomography of Intergranular Attack in Alloy 600 Exposed to PWR Primary Water
机译:
合金600中晶体攻击的电子显微镜特征和原子探测层析成像暴露于PWR初级水
作者:
Matthew J. Olszta
;
Daniel K. Schreiber
;
Larry E. Thomas
;
Stephen M. Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 600;
Intergranular stress corrosion cracking;
Corrosion;
Intergranular attack;
Grain boundary;
Internal oxidation;
Internal sulfidation;
72.
PROPOSED COORDINATED U.S. PWR REACTOR VESSEL SURVEILLANCE PROGRAM: AN UPDATED SUMMARY INCLUDING PROGRAM OPTIMIZATION
机译:
提出协调的美国PWR反应堆船舶监测计划:更新的摘要,包括程序优化
作者:
Ryan Hosler
;
Sarah Davidsaver
;
Timothy Hardin
;
Dennis Weakland
;
Greg Troyer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
PWR;
RPV;
Surveillance;
Neutron Embrittlement;
Trend Curve;
Extended Operation;
73.
STRUCTURE AND THERMODYNAMICAL PROPERTIES OF ZIRCONIUM HYDRIDES FROM FIRST-PRINCIPLE
机译:
锆氢化锆的结构和热力学性质从第一原理
作者:
Jakob Blomqvist
;
Johan Olofsson
;
Anna-Maria Alvarez
;
Christina Bjerken
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Hydride induced embrittlement;
Zirconium hydrides;
DFT;
74.
ASSESSMENT OF LEAN GRADE DUPLEX STAINLESS STEELS FOR NUCLEAR POWER APPLICATIONS
机译:
评估核电力应用精益级双相不锈钢钢
作者:
George A. Young
;
Julie D. Tucker
;
Nathan Lewis
;
Eric Plesko
;
Paul Sander
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Duplex Stainless Steel;
Spinodal Decomposition;
Embrittlement;
Alpha Prime;
75.
UNDERSTANDING THE LIMITS OF LATTICE ORIENTATION DATA ANALYSIS IN ENVIRONMENTAL DEGRADATION STUDIES
机译:
了解环境退化研究中晶格取向数据分析的限制
作者:
Fabio Di Gioacchino
;
Joao Quinta da Fonseca
;
David Wright
;
Fabio Scenini
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Digital image correlation;
Electron backscatter diffraction;
Strain localization;
Statistically stored dislocations;
Geometrically necessary dislocations;
SCC;
76.
TECHNICAL BASIS FOR WATER CHEMISTRY CONTROL OF IGSCC IN BOILING WATER REACTORS
机译:
沸水反应器IGSCC水化学控制的技术基础
作者:
Barry Gordon
;
Susan Garcia
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Boiling Water Reactors;
Water Chemistry Control;
Intergranular Stress Corrosion Cracking;
Impurities;
Chlorides;
Sulfates;
Zinc;
Boron;
Nitrate;
Chromate;
Phosphate;
77.
INITIATION OF PWSCC OF WELD ALLOY 182
机译:
焊接合金PWSCC的启动182
作者:
Thierry Couvant
;
Francois Vaillant
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 182;
Stress corrosion cracking;
Initiation;
78.
PWSCC OF THERMOCOAX PRESSURIZER HEATERS IN AUSTENITIC STAINLESS STEEL AND REMEDIAL ACTIONS TO PREVENTING SCC
机译:
奥氏体不锈钢的热电池加热器PWSCC和防止SCC的补救措施
作者:
Y. Thebault
;
P. Moulart
;
K. Dubourgnoux
;
J. Champredonde
;
T. Couvant
;
Y. Neau
;
J-M. Fageon
;
D. Lecharpentier
;
A. Breuil
;
V. Derouet
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
SCC;
Austenitic stainless steel;
PWR;
Cold work;
Pressurizer heater;
79.
Effect of Environment and Prestrain on IASCC of Austenitic Stainless Steels
机译:
环境对奥氏体不锈钢IASCC的影响
作者:
W. Lai
;
Z. Jiao
;
G. S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
Austenitic stainless steel;
80.
EFFECTS OF TEMPERATURE AND CORROSION POTENTIAL ON SCC
机译:
温度和腐蚀电位对SCC的影响
作者:
Peter L. Andresen
;
Russell A. Seeman
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
BWR;
Catalysis;
Mitigation;
Structural material;
Start up;
81.
EFFECT OF CHLORIDE ON ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACKING OF LOW ALLOY STEELS IN OXYGENATED HIGH-TEMPERATURE WATER - GENERAL CORROSION
机译:
氯化氯对氧化高温水中低合金钢环保开裂的影响 - 总体腐蚀
作者:
Matthias Herbst
;
Armin Roth
;
Erika Nowak
;
Ulf Ilg
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Low-Alloy Steel;
Chloride;
Oxide Layer;
EAC;
General corrosion;
Crack initiation;
82.
INFLUENCE OF TREATING TEMPERATURE ON THE DEPOSITION OF TIO_2 ON TYPE 304 STAINLESS STEELS FOR CORROSION MITIGATION IN HIGH TEMPERATURE PURE WATER
机译:
处理温度对304型不锈钢沉积的影响,高温纯水腐蚀缓解
作者:
Tsung-Kuang Yeh
;
Yu-Jen Huang
;
Chuen-Horng Tsai
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Intergranular stress corrosion cracking;
Boiling water reactor;
Titanium dioxide;
Ultraviolet radiation;
Electrochemical potentiodynamic polarization;
83.
BEHAVIOR OF STRESS CORROSION CRACKING FOR TYPE 316L STAINLESS STEEL WITH CONTROLLED DISTRIBUTION OF SURFACE WORK HARDENED LAYER IN SIMULATED BOILING WATER REACTORS ENVIRONMENT
机译:
316L不锈钢应力腐蚀裂缝的行为,采用模拟沸水反应器环境下表面工作硬化层的控制分布
作者:
Yasufumi Miura
;
Yuichi Miyahara
;
Masaru Sato
;
Kenji Kako
;
Jun-ichi Tani
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Boiling water reactor;
Type 316L stainless steel;
Stress corrosion cracking;
84.
USE OF THE AREVA BWR CRUD MODEL TO STUDY HIGH ZINC OPERATION AT A US PLANT
机译:
使用AREVA BWR CRUD模型在美国植物中研究高锌操作
作者:
Mike G. Pop
;
Larry Lamanna
;
Merl Bell
;
John Riddle
;
Alfred Hoornik
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
BWR Fuel Crud;
Zinc Injection;
BWR Crud Modeling;
85.
3D ATOM-PROBE CHARACTERIZATION OF STRESS AND COLD-WORK IN STRESS CORROSION CRACKING OF 304 STAINLESS STEEL
机译:
3D原子探测应力和冷加工应力腐蚀裂纹304不锈钢的表征
作者:
K. Kruska
;
S. Lozano-Perez
;
D. W. Saxey
;
T. Terachi
;
T. Yamada
;
G. D. W. Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Atom-probe;
TEM;
Stress Corrosion Cracking;
Austenic Stainless Steel;
PWR;
Cold-Work;
86.
HIGH RESOLUTION ELECTRON MICROSCOPY STUDY ON OXIDE FILMS FORMED ON NICKEL-BASE ALLOYS X-750, 182 AND 82 IN SIMULATED HIGH FLOW VELOCITY BWR WATER CONDITIONS
机译:
镍基合金X-750,182和82上形成的高分辨率电子显微镜研究在模拟高流量速度BWR水条件下形成的氧化膜
作者:
Jiaxin Chen
;
Fredrik Lindberg
;
Lyubov Belova
;
Bjorn Forssgren
;
Karen Gott
;
Johan Lejon
;
Audrius Jasiulevicius
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Nickel-base;
Alloys;
Inconel;
Corrosion;
Microstructure;
TEM;
FIB;
Oxide films;
BWR;
Alloy X-750;
Alloy 182;
Alloy 82;
87.
PREDICTING CHROMIUM DEPLETION OF NICKEL BASE ALLOYS
机译:
预测镍基合金的铬耗尽
作者:
Youfa Yin
;
Feng Zhu
;
Roy Faulkner
;
Ed Miller
;
Paul Moreton
;
Ian Armson
;
Bryan Borradaile
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Modelling;
Nickel base alloys;
Chromium depletion;
88.
X-RAY PHOTOELECTRON STUDY OF THE OXIDES FORMED ON NICKEL METAL AND NICKEL-CHROMIUM 20 ALLOY SURFACES UNDER REDUCING AND OXIDIZING POTENTIALS IN BASIC, NEUTRAL AND ACIDIC SOLUTIONS
机译:
在碱性,中性和酸性溶液中,在镍金属和镍 - 铬20%合金表面上形成的氧化物的X射线光电子的研究
作者:
Brad P. Payne
;
Peter G. Keech
;
N. Stewart McIntyre
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
XPS;
Nickel corrosion;
Nickel-chromium alloy corrosion;
89.
Effect of Static Load Hold Periods on the Corrosion Fatigue Behavior of Austenitic Stainless Steels in Simulated BWR Environments
机译:
静载保持周期对模拟BWR环境中奥氏体不锈钢腐蚀行为的影响
作者:
H. P. Seifert
;
S. Ritter
;
H. Leber
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Corrosion fatigue;
Environmental assisted fatigue;
Austenitic stainless steel;
Light water reactor;
Static load hold time;
90.
Comparison of DBU, NH_3, DMA, ETA, and morpholine interactions with ferrous chloride solution and carbon steel surfaces
机译:
与氯化亚铁溶液和碳钢表面的DBU,NH_3,DMA,ETA和吗啉相互作用的比较
作者:
S. Nasrazadani
;
A. Reid
;
J. Stevens
;
R. Theimer
;
B. Fellers
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
A: mild steel;
B: SEM;
C: rust;
Acid corrosion;
91.
EFFECT OF DH CONCENTRATION ON CRUD DEPOSITION ON HEATED ZIRCALOY-4 IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
DH浓度对模拟PWL初级水中加热锆型-4的CRUD沉积的影响
作者:
Hirotaka Kawamura
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Corrosion product;
Crud;
DH concentration;
Zircaloy-4;
PWR primary coolant;
92.
RECENT INSIGHTS ON THE PARAMETRIC DEPENDENCE OF IRRADIATION CREEP OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
奥氏体不锈钢照射蠕变参数依赖性的最新见解
作者:
F. A. Garner
;
E. R. Gilbert
;
V. S. Neustroev
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Austenitic steel;
Neutron irradiation;
Irradiation creep;
Void swelling;
Stress state;
93.
PWR FUEL DEPOSIT ANALYSIS AT A BW PLANT WITH A 24 MONTH FUEL CYCLE
机译:
P&W工厂的PWR燃料沉积分析,24个月燃料循环
作者:
Mike G. Pop
;
Larry S. Lamanna
;
Richard Harne
;
John Riddle
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
PWR Fuel Deposits;
PWR Deposit Modeling;
PWR Deposit Analysis;
94.
Development of the Extremely Low Probability of Rupture (xLPR) Code
机译:
开发破裂极低概率(XLPR)代码
作者:
David. L. Rudland
;
Craig Harrington
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
PWSCC;
DM welds;
Probabilistic Fracture Mechanics;
LBB;
95.
THE KEY FACTORS AFFECTING CRACK GROWTH BEHAVIOR OF NEUTRON-IRRADIATED AUSTENITIC IC ALLOYS
机译:
影响中子辐照奥氏体IC合金裂纹生长行为的关键因素
作者:
Yugo Ashida
;
Alexander Flick
;
Peter L. Andresen
;
Gary S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
Neutron Irradiated;
Stainless Steel;
Crack Growth;
96.
Grain boundary oxidation and embrittlement prior to crack initiation in Alloy 600 in PWR primary water
机译:
PWR初级水中合金600裂纹开采前晶界氧化与脆化
作者:
L. Fournier
;
O. Calonne
;
P. Combrade
;
P. Scott
;
P. Chou
;
R. Pathania
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Nickel Base Alloys;
PWSCC;
Initiation;
Oxidation;
Grain Boundary;
97.
Slow Strain Rate Tensile Tests of Irradiated Austenitic Stainless Steels in Simulated PWR Environment
机译:
模拟PWR环境中辐照奥氏体不锈钢的慢应变速率拉伸试验
作者:
Y. Chen
;
B. Alexandreanu
;
W. K. Soppet
;
W. J. Shack
;
K. Natesan
;
A. S. Rao
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
Stainless steels;
PWR;
Slow strain rate tensile;
98.
FATIGUE LIMIT AND HYSTERESIS BEHAVIOR OF TYPE 304L STAINLESS STEEL IN AIR AND PWR WATER, AT 150°C AND 300°C
机译:
空气和PWR水中304L不锈钢型疲劳极限和滞后行为,150°C和300°C
作者:
H. D. Solomon
;
C. Amzallag
;
A. J. Vallee
;
R. E. DeLair
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Fatigue limit;
304L SS;
PWR water;
Staircase method;
Cycle frequency;
99.
Effect of Thermal Aging on SCC, Material Properties and Fracture Toughness of Stainless Steel Weld Metals
机译:
热老化对不锈钢焊接金属的SCC,材料性能和断裂韧性的影响
作者:
T. Lucas
;
R. G. Ballinger
;
H. Hanninen
;
T. Saukkonen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Thermal aging;
Stainless steel;
Weld;
Stress corrosion cracking;
Fracture toughness;
Environmental effect;
Spinodal decomposition;
100.
Key Issues Related to Corrosion Protection of Brackish Water and Seawater Bearing Components in Cooling Water Systems
机译:
冷却水系统中咸水和海水轴承部件的腐蚀保护相关的关键问题
作者:
Erika Nowak
;
Bengt Bengtsson
;
Bjorn Forssgren
;
Bjorn Hall
;
Elisabeth Johansson
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Cooling Water Systems;
Field Tests;
Protective Measures;
Cathodic Protection;
Material Concept;
Environmental Assisted Corrosion;
Microbially Influenced Corrosion;
意见反馈
回到顶部
回到首页