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International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors
International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors
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1.
Identification of PWR Stainless Steel Piping Safety Significant Locations Susceptible to Stress Corrosion Cracking
机译:
识别PWR不锈钢管道安全有效位置易受应力腐蚀裂缝的影响
作者:
R. Hosler
;
A. Kulp
;
P. Stevenson
;
S. Petro
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
SCC susceptibility;
Stainless steel;
Primary piping;
2.
The Effect of Load Ratio on the Fatigue Crack Growth Rate of Type 304 Stainless Steels in Air and High Temperature Deaerated Water at 482 °F
机译:
负载比对482°F的空气和高温脱气水中304型不锈钢疲劳裂纹生长速率的影响
作者:
D. J. Paraventi
;
C. M. Brown
;
L. B. OBrien
;
B. A. McGraw
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
304 SS;
304L SS;
Stainless steel;
Corrosion fatigue;
Load ratio effects;
Fatigue crack growth;
3.
Hydrogen Assisted Cracking Studies of a 12 Chromium Martensitic Stainless Steel - Influence of Hardness, Stress and Environment
机译:
氢气辅助开裂研究12%铬马氏体不锈钢 - 硬度,应力和环境影响
作者:
D. A. Horner
;
M. Lowden
;
P. Nevitt
;
G. Quirk
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
12 chromium martensitic stainless steel;
Hydrogen assisted cracking;
Incremental step loading test;
4.
Mechanical Behavior of FeCrAl and Other Alloys Following Exposure to LOCA Conditions Plus Quenching
机译:
在暴露于LOCA条件下粪便和猝灭之后的群体和其他合金的力学行为
作者:
Evan J. Dolley
;
Michael Schuster
;
Cole Crawford
;
Raul B. Rebak
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
FeCrAl cladding;
Accident tolerant;
Thermal shock;
Mechanical properties;
5.
Quantifying Erosion-Corrosion Impacts on Light Water Reactor Piping
机译:
量化侵蚀腐蚀影响光水反应器管道
作者:
C. E. Guzman-Leong
;
J. W. Cluever
;
S. R. Gosselin
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Erosion-corrosion;
Particle-induced erosion;
Particle impact-induced wear;
Synergy;
Mechanical removal;
Component reliability;
Probabilistic modeling;
Material degradation;
Wall-thinning;
6.
Properties of Oxide Films on Ni-Cr-xFe Alloys in a Simulated PWR Water Environment
机译:
模拟PWR水环境中Ni-Cr-XFE合金氧化物膜的性质
作者:
Xiangkun Ru
;
Zhanpeng Lu
;
Junjie Chen
;
Guangdong Han
;
Jinlong Zhang
;
Pengfei Hu
;
Xue Liang
;
Wenqing Liu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Nickel-based alloys;
Simulated PWR water;
TEM;
Iron content;
Oxide film;
Local oxidation penetration;
7.
Using Modern Microscopy to 'Fingerprint' Secondary Side SCC in Ni-Fe Alloys
机译:
使用现代显微镜将Ni-Fe合金中的“指纹”二次侧SCC
作者:
S. Y. Persaud
;
J. M. Smith
;
C. D. Judge
;
M. Bryk
;
R. C. Newman
;
M. G. Burke
;
I. de Curieres
;
B. M. Capell
;
M. D. Wright
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Transmission electron microscopy;
Nickel alloys;
Secondary side;
PbSCC;
Sulfur-assisted cracking;
8.
Grain Boundary Damage Evolution and SCC Initiation of Cold-Worked Alloy 690 in Simulated PWR Primary Water
机译:
晶界损伤进化和SCC在模拟PWW初级水中冷轧合金690的启动
作者:
Ziqing Zhai
;
Mychailo Toloczko
;
Karen Kruska
;
Daniel Schreiber
;
Stephen Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Alloy 690;
PWSCC;
Creep cavity;
Crack initiation;
Grain boundary carbide;
Cold work;
Applied stress;
9.
Investigation of Pitting Corrosion in Sensitized Modified High-Nitrogen 316LN Steel After Neutron Irradiation
机译:
中子辐照后敏化改性高氮316Ln钢蚀腐蚀的研究
作者:
D. A. Merezhko
;
M. S. Merezhko
;
M. N. Gussev
;
J. T. Busby
;
O. P. Maksimkin
;
M. P. Short
;
F. A. Garner
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Austenitic stainless steel;
Alloying;
Nitrogen;
Tungsten;
Copper;
Sensitization;
Pitting corrosion;
Grain boundary engineering;
10.
Investigation on the Effect of Lead (Pb) on the Degradation Behavior of Passive Films on Alloy 800
机译:
铅(Pb)对合金800型无源膜降解行为的研究
作者:
J. Ulaganathan
;
H. Ha
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Alloy 800;
Passive film;
Pb;
Cyclic polarization;
Mott-schottky analysis;
Atom probe tomography;
11.
On the Use of Density-Based Algorithms for the Analysis of Solute Clustering in Atom Probe Tomography Data
机译:
基于密度的算法用于分析原子探测断层扫描数据中的溶质聚类
作者:
Emmanuelle A. Marquis
;
Vicente Araullo-Peters
;
Yan Dong
;
Auriane Etienne
;
Svetlana Fedotova
;
Katsuhiko Fujii
;
Koji Fukuya
;
Evgenia Kuleshova
;
Anabelle Lopez
;
Andrew London
;
Sergio Lozano-Perez
;
Yasuyoshi Nagai
;
Kenji Nishida
;
Bertrand Radiguet
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Atom probe tomography;
Cluster analysis;
12.
SCC Initiation Behavior of Alloy 182 in PWR Primary Water
机译:
合金182在PWR初级水中的SCC起始行为
作者:
Mychailo Toloczko
;
Ziqing Zhai
;
Stephen Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Alloy 182;
PWSCC;
Crack initiation;
Weld defect;
13.
Corrosion Fatigue Crack Initiation in Zr-2.5Nb
机译:
Zr-2.5nb中的腐蚀疲劳裂纹引发
作者:
H. M. Nordin
;
A. J. Phillion
;
T. M. Karlsen
;
S. Persaud
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Corrosion;
Fatigue;
Zr-2.5nb;
Hydrogen;
Crack initiation;
DCPD;
14.
Effect of Strain Rate and High Temperature Water on Deformation Structure of VVER Neutron Irradiated Core Internals Steel
机译:
应变率和高温水对VVER中子辐照核心内钢变形结构的影响
作者:
Anna Hojna
;
Jan Duchon
;
Patricie Halodova
;
Hygreeva Kiran Namburi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Austenitic stainless steel;
Neutron irradiation;
Radiation damage;
Slow strain rate;
High temperature water;
15.
Laboratory Analysis of a Leaking Letdown Cooler from Oconee Unit 3
机译:
OCONEE单元3泄漏泄漏冷却器的实验室分析
作者:
James Hyres
;
Rocky Thompson
;
Jim Batton
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Letdown cooler;
Type 316L stainless steel tubing;
Intergranular stress corrosion cracking;
Caustic stress corrosion cracking;
16.
SCC of Alloy 152/52 Welds Defects, Repairs and Dilution Zones in PWR Water
机译:
合金152/52焊接PWR水中的缺陷,维修和稀释区
作者:
Peter L. Andresen
;
Martin M. Morra
;
Kawaljit Ahluwalia
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Alloy 52;
Alloy 152;
Alloy 52i;
Weld metal;
Weld defects;
Weld repairs;
Stress corrosion cracking;
Crack growth rate;
High temperature water;
17.
Microstructure and Deformation Behavior of Thermally Aged Cast Austenitic Stainless Steels
机译:
热老化铸造奥氏体不锈钢的微观结构和变形行为
作者:
Y. Chen
;
C. Xu
;
X. Zhang
;
W. Y. Chen
;
J. S. Park
;
J. Almer
;
M. Li
;
Z. Li
;
Y. Yang
;
A. S. Rao
;
B. Alexandreanu
;
K. Natesan
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Cast austenitic stainless steels;
Thermal aging embrittlement;
Fracture toughness;
Microstructural characterization;
Wide-angle X-ray scattering;
18.
Prediction of IGSCC as a Finite Element Modeling Post-analysis
机译:
IGSCC预测作为分析后有限元建模
作者:
Thierry Couvant
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
SCC;
Alloy 600;
Intergranular oxidation;
Crystal plasticity;
Fracture of oxidized grain boundaries;
Local model;
Initiation;
Sigmoid crack growth;
Code_Coriolis;
19.
Effect of Dissolved Hydrogen on the Crack Growth Rate and Oxide Film Formation at the Crack Tip of Alloy 600 Exposed to Simulated PWR Primary Water
机译:
溶解氢对浅料600裂纹尖端裂纹生长速率和氧化膜形成暴露于模拟PWWL初级水的影响
作者:
Johan Stjarnsater
;
Jiaxin Chen
;
Fredrik Lindberg
;
Peter Ekstrom
;
Pal Efsing
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
PWSCC;
Alloy 600;
Dissolved hydrogen;
Oxide characterization;
High resolution microscopy;
20.
Comparative Study on Short Time Oxidation of Un-Irradiated and Protons Pre-Irradiated 316L Stainless Steel in Simulated PWR Water
机译:
在模拟PWR水中的未辐照和质子预辐射预辐射316L不锈钢的短时间氧化比较研究
作者:
M. Boisson
;
L. Legras
;
F. Carrette
;
O. Wendling
;
T. Sauvage
;
A. Bellamy
;
P. Desgardin
;
L. Laffont
;
E. Andrieu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Irradiation;
Oxidation;
Austenitic stainless steel;
IASCC;
21.
A Mechanistic Study of the Effect of Temperature on Crack Propagation in Alloy 600 Under PWR Primary Water Conditions
机译:
PWR初级水条件下对合金600裂纹萌发裂缝繁殖作用的机械研究
作者:
Zhao Shen
;
Sergio Lozano-Perez
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Temperature dependence;
Crack growth rate;
Alloy 600;
Transmission electron microscopy;
Transmission kikuchi diffraction;
22.
High Resolution Transmission Electron Microscopy of Irradiation Damage in Inconel X-750
机译:
高分辨率透射电子显微镜在X-750中的辐照损伤
作者:
C. D. Judge
;
H. Rajakumar
;
A. Korinek
;
G. Botton
;
J. Cole
;
J. W. Madden
;
J. H. Jackson
;
P. D. Freyer
;
L. A. Giannuzzi
;
M. Griffiths
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Radiation damage;
Helium embrittlement;
Inconel x-750;
TEM;
23.
Technical Basis and SCC Growth Rate Data to Develop an SCC Disposition Curve for Alloy 82 in BWR Environments
机译:
技术基础和SCC增长率数据在BWR环境中开发合金82的SCC处置曲线
作者:
Katsuhiko Kumagai
;
Yusuke Sakai
;
Takayuki Kaminaga
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Ni base alloy;
BWR;
Crack growth rate;
Disposition curve;
Weld type;
Size effect;
24.
SCC of Austenitic Stainless Steels Under Off-Normal Water Chemistry and Surface Conditions - Part I: Surface Conditions and Baseline Tests in Nominal PWR Primary Environment
机译:
非正常水化学和表面条件下奥氏体不锈钢的SCC - 第I部分:标称PWR主要环境中的表面条件和基线测试
作者:
Nicolas Huin
;
Olivier Calonne
;
Matthias Herbst
;
Renate Kilian
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
25.
A Kinetic Study of Order-Disorder Transition in Ni-Cr Based Alloys
机译:
Ni-Cr基合金秩序紊乱转变动力学研究
作者:
B. Stephan
;
D. Jacob
;
F. Delabrouille
;
L. Legras
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Ordering reaction;
Nickel-based alloys;
Thermoelectric power;
Iron content;
26.
A Mechanistic Study of Stress Corrosion Crack Propagation in Heavily Cold Worked TT Alloy 690 Exposed to Simulated PWR Primary Water
机译:
沉重的冷加工TT合金690中应力腐蚀裂纹传播的机械研究,暴露于模拟PWWR初级水
作者:
Toshio Yonezawa
;
Masashi Watanabe
;
Atsushi Hashimoto
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
GB carbides;
GB cavity;
SCC initiation;
Effect of Ni content;
Dislocation density;
27.
Calibration of the Local IGSCC Engineering Model for Alloy 600
机译:
校准局部IGSCC工程模型的合金600
作者:
Thierry Couvant
;
Jacqueline Caballero
;
Cecilie Duhamel
;
Jerome Crepin
;
Takaharu Maeguchi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Intergranular stress corrosion cracking;
Alloy 600;
Primary water;
Intergranular oxidation;
Crystal plasticity;
Fracture of oxidized grain boundaries;
Local model;
Initiation;
Crack growth;
28.
Crack Initiation of Alloy 600 in PWR Water
机译:
合金600在PWR水中的裂纹启动
作者:
Peter Andresen
;
Peter Chou
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Crack initiation;
Alloy 600;
Heat;
Heat treatment;
Cold work;
Pressurized water reactor;
Water chemistry;
Temperature;
Dissolved hydrogen;
29.
In Situ SEM Push-to-Pull Micro-tensile Testing of Ex-service Inconel X-750
机译:
原位SEM推拉的微拉伸测试EX-Service Inconel X-750
作者:
C. Howard
;
C. D. Judge
;
H. T. Vo
;
M. Griffiths
;
P. Hosemann
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Small scale mechanical testing;
Grain boundary strength;
Micro-tensile;
Micromechanics;
30.
SCC of Austenitic Stainless Steels Under Off-Normal Water Chemistry and Surface Conditions - Part II: Off Normal Chemistry - Long Term Oxygen Conditions and Oxygen Transients
机译:
非正常水化学和表面条件下的奥氏体不锈钢SCC - 第二部分:OFF正常化学 - 长期氧气条件和氧气瞬变
作者:
Matthias Herbst
;
Renate Kilian
;
Nicolas Huin
;
Olivier Calonne
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
SCC initiation;
Cold work;
Surface condition;
EAC;
Austenitic stainless steel;
PWR;
Off-normal chemistry;
Oxygen transients;
31.
Stress Corrosion Cracking Initiation of Alloy 82 in Hydrogenated Steam
机译:
氢化蒸汽中合金82的应力腐蚀裂化起始
作者:
E. Chaumun
;
J. Crepin
;
C. Duhamel
;
C. Guerre
;
E. Heripre
;
M. Sennour
;
I. de Curieres
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Alloy 82;
Hydrogenated steam;
Stress corrosion cracking;
32.
Mechanistic Understanding of Environmentally Assisted Fatigue Crack Growth of Austenitic Stainless Steels in PWR Environments
机译:
PWR环境中奥氏体不锈钢疲劳裂纹裂纹生长的机械理解
作者:
S. L. Medway
;
D. R. Tice
;
N. Platts
;
A. Griffiths
;
G. Ilevbare
;
R. Pathania
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Corrosion fatigue;
Stainless steel;
PWR;
LWR;
Crack growth;
Hold time;
Enhancement;
33.
Radiation-Induced Precipitates in a Self-ion Irradiated Cold-Worked 316 Austenitic Stainless Steel Used for PWR Baffle-Bolts
机译:
辐射诱导的自离子照射冷轧316奥氏体不锈钢中的沉淀物用于PWR挡板螺栓
作者:
Jan Michalicka
;
Zhijie Jiao
;
Gary Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Radiation-induced damage;
Neutron irradiation;
Self-ion irradiation;
Austenitic stainless steels;
PWR;
Baffle-bolts;
TEM;
EDS;
34.
Advanced Characterization of Oxidation Processes and Grain Boundary Migration in Ni Alloys Exposed to 480 °C Hydrogenated Steam
机译:
Ni合金中的氧化方法和晶界迁移的先进表征暴露于480℃的氢化蒸汽
作者:
S. Y. Persaud
;
B. Langelier
;
A. Eskandari
;
H. Zhu
;
G. A. Botton
;
R. C. Newman
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Alloy 600;
Alloy 690;
Internal oxidation;
Primary water stress corrosion cracking;
Intergranular oxidation;
Diffusion-induced grain boundary migration;
35.
Study on Hold-Time Effects in Environmental Fatigue Lifetime of Low-Alloy Steel and Austenitic Stainless Steel in Air and Under Simulated PWR Primary Water Conditions
机译:
空气中低合金钢和奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的持续效应研究及模拟PWWR初级水条件
作者:
M. Herbst
;
A. Roth
;
J. Rudolph
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Environmentally Assisted Fatigue (EAF);
Hold time effects;
36.
Investigating Potential Accident Tolerant Fuel Cladding Materials and Coatings
机译:
调查潜在的事故耐腐蚀燃料包层材料和涂料
作者:
K. Daub
;
S. Y. Persaud
;
R. B. Rebak
;
R. Van Nieuwenhove
;
S. Ramamurthy
;
H. Nordin
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Fuel cladding;
Coatings;
Fe-Cr-Al;
Corrosion;
Steam;
37.
A Recent Look at CANDU Feeder Cracking: High Resolution Transmission Electron Microscopy and Electron Energy Loss Near Edge Structure (ELNES)
机译:
最近看看Candu进纸器开裂:高分辨率透射电子显微镜和靠近边缘结构附近的电子能源损失(ELNES)
作者:
C. D. Judge
;
S. Y. Persaud
;
A. Korinek
;
M. D. Wright
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
TEM;
Embrittlement;
ELNES;
Carbon steel;
38.
Theoretical Study of Swelling of Structural Materials in Light Water Reactors at High Fluencies
机译:
高流量低水反应器中结构材料肿胀的理论研究
作者:
S. I. Golubov
;
A. V. Barashev
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Swelling;
Reactor materials;
Theory;
39.
Solute Clustering in As-irradiated and Post-irradiation-Annealed 304 Stainless Steel
机译:
用辐照和照射后退火304不锈钢溶质聚类
作者:
Yimeng Chen
;
Yan Dong
;
Emmanuelle Marquis
;
Zhijie Jiao
;
Justin Hesterberg
;
Gary Was
;
Peter Chou
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
IASCC;
Irradiated stainless steel;
Solute clusters;
Dislocation loops;
Hardness;
Atom probe tomography;
40.
Role of Grain Boundary Cr_5B_3 Precipitates on Intergranular Attack in Alloy 600
机译:
晶界Cr_5b_3在合金600中对晶间攻击的沉淀
作者:
Daniel K. Schreiber
;
Matthew J. Olszta
;
Karen Kruska
;
Stephen M. Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Intergranular corrosion;
Ni alloys;
Thermal treatment;
Atom probe tomography;
Transmission electron microscopy;
41.
High-Resolution Characterisation of Austenitic Stainless Steel in PWR Environments: Effect of Strain and Surface Finish on Crack Initiation and Propagation
机译:
PWR环境中奥氏体不锈钢的高分辨率表征:应变和表面光洁度对裂纹启动和繁殖的影响
作者:
G. Pimentel
;
D. R. Tice
;
V. Addepalli
;
K. J. Mottershead
;
M. G. Burke
;
F. Scenini
;
J. Lindsay
;
Y. L. Wang
;
S. Lozano-Perez
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking (SCC);
Slow strain rate test (SSRT);
Transmission kikuchi diffraction (TKD);
Electron energy loss spectroscopy (EELS);
42.
Oxidation and SCC Initiation Studies of Type 304L SS in PWR Primary Water
机译:
PWR初级水型304LSS型氧化和SCC启动研究
作者:
F. Scenini
;
J. Lindsay
;
Litao Chang
;
Y. L. Wang
;
M. G. Burke
;
S. Lozano-Perez
;
G. Pimentel
;
D. Tice
;
K. Mottershead
;
V. Addepalli
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Oxidation;
Stress corrosion cracking (SCC) initiation;
Slow strain rate test (SSRT);
304L stainless steel;
43.
Microstructural Characterization of Alloy 52 Narrow-Gap Dissimilar Metal Weld After Aging
机译:
老化后合金52窄间隙异种金属焊接的微观组织特征
作者:
Teemu Sarikka
;
Roman Mouginot
;
Matias Ahonen
;
Sebastian Lindqvist
;
Ulla Ehrnsten
;
Pekka Nevasmaa
;
Hannu Hanninen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Dissimilar metal weld;
Ni-base alloy;
Microstructural characterization;
Aging;
44.
Hot Cell Tensile Testing of Neutron Irradiated Additively Manufactured Type 316L Stainless Steel
机译:
中子的热细胞拉伸试验辐照加型316L不锈钢
作者:
Paula D. Freyer
;
William T. Cleary
;
Elaine M. Ruminski
;
C. Joseph Long
;
Peng Xu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Additively manufactured;
Direct metal laser sintering;
Miniature tensile;
Type 316L stainless steel;
Digital image correlation;
Advanced video extensometry;
45.
Effect of High-Temperature Water Environment on the Fracture Behaviour of Low-Alloy RPV Steels
机译:
高温水环境对低合金RPV钢骨折行为的影响
作者:
Z. Que
;
H. P. Seifert
;
P. Spatig
;
G. S. Rao
;
S. Ritter
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Low alloy steel;
Hydrogen embrittlement;
Dynamic strain aging;
Environmental assisted cracking;
Fracture resistance reduction;
46.
The Effect of Hardening via Long Range Order on the SCC and LTCP Susceptibility of a Nickel-30Chromium Binary Alloy
机译:
通过长距离顺序对镍-30铬二元合金的SCC和LTCP敏感性的长距离顺序的影响
作者:
Tyler E. Moss
;
Catherine M. Brown
;
George A. Young
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Low temperature crack propagation;
Long range order;
Alloy 690;
EN52;
47.
Advanced Characterization of Hydrides in Zirconium Alloys
机译:
锆合金中氢化物的先进表征
作者:
S. M. Hanlon
;
S. Y. Persaud
;
F. Long
;
M. R. Daymond
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Zirconium;
Hydrides;
Hydrogen embrittlement;
Oxidation;
Transmission electron microscopy;
Electron energy loss spectroscopy;
Focused ion beam;
48.
How Can Material Characterization Support Cable Aging Management?
机译:
材料表征如何支持电缆老化管理?
作者:
David Rouison
;
Marzieh Riahinezhad
;
Anand Anandakumaran
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Low voltage cables;
Condition monitoring;
Aging;
Material properties;
Polymer characterization;
49.
The Use of Tapered Specimens to Evaluate the SCC Initiation Susceptibility in Alloy 182 in BWR and PWR Environments
机译:
锥形样本在BWR和PWR环境中评价合金182中的SCC启动敏感性
作者:
Juxing Bai
;
Stefan Ritter
;
Hans-Peter Seifert
;
Marc Vankeerberghen
;
Rik-Wouter Bosch
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Ni-base alloy;
BWR;
PWR;
Hydrogen;
Surface finish;
Initiation;
Constant extension rate tensile test;
SCC initiation modeling;
50.
Predictive Modeling of Baffle-Former Bolt Failures in Pressurized Water Reactors
机译:
加压水反应器中挡板前螺栓故障的预测模型
作者:
Gregory A. Banyay
;
Matthew H. Kelley
;
Joshua K. McKinley
;
Matthew J. Palamara
;
Scott E. Sidener
;
Clarence L. Worrell
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Baffle-former bolt;
Stochastic;
Semi-empirical;
Reliability;
51.
Stress Corrosion Cracking of Alloy 52/152 Weldments Near Dissimilar Metal Weld Interfaces
机译:
不同金属焊接界面附近的合金52/152焊件应力腐蚀开裂
作者:
B. Alexandreanu
;
Y. Chen
;
W. Y. Chen
;
K. Natesan
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Alloy 52M weld overlay;
Alloy 152;
Cr dilution;
Crack path;
52.
Crack Growth Rate and Fracture Toughness of CF3 Cast Stainless Steels at ~3 DPA
机译:
CF3浇筑不锈钢的裂纹生长速率和裂缝韧性在〜3 dPA
作者:
Y. Chen
;
W. Y. Chen
;
B. Alexandreanu
;
K. Natesan
;
A. S. Rao
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
Cast austenitic stainless steels;
Neutron irradiation;
Stress corrosion cracking;
Thermal aging;
Irradiation embrittlement;
Microstructural characterizations;
53.
Stress Corrosion Crack Growth Rate Testing of Composite Material Specimens
机译:
复合材料标本的应力腐蚀裂纹裂纹速率试验
作者:
David S. Morton
;
John V. Mullen
;
Eric Plesko
;
John Sutliff
;
Robert Morris
;
Nathan Lewis
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
SCC;
Composite materials;
Ring loaded;
Deaerated water;
54.
Predictions and Measurements of Helium and Hydrogen in PWR Structural Components Following Neutron Irradiation and Subsequent Charged Particle Bombardment
机译:
中子辐照后PWR结构部件中氦气和氢气的预测与测量及随后的带电粒子轰击
作者:
F. A. Garner
;
L. Shao
;
C. Topbasi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2018年
关键词:
316 stainless steel;
Helium;
Hydrogen;
Neutron irradiation;
Ion irradiation;
55.
The Stress Intensity Factor Dependence of 304 Stainless Steel SCC growth in Deaerated Water
机译:
304不锈钢SCC生长在脱液水中的应力强度因子依赖性
作者:
David Morton
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
56.
USE OF ON-LINE MONITORING TECHNIQUES FOR EVALUATIONS OF LEAD STRESS CORROSION CRACKING (PBSCC) AND A PBSCC INHIBITOR
机译:
在线监测技术用于评估铅应力腐蚀裂解(PBSCC)和PBSCC抑制剂的评价
作者:
Brent Capell
;
Jared Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
57.
IRRADIATION-ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING OF TI-STABILIZED AUSTENITIC STAINLESS STEEL
机译:
Ti稳定的奥氏体不锈钢辐照辅助应力腐蚀裂纹
作者:
Miroslava Ernestova
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
58.
INFLUENCE OF MEAN STRESS AND PWR ENVIRONMENT ON FATIGUE BEHAVIOR OF A 304L SS
机译:
平均压力和PWWR环境对304LSS的疲劳行为
作者:
Ziling Peng
;
Gilbert Henaff
;
Jean-Christophe Le Roux
;
Romain Verlet
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
59.
Development of Mo-free Low Alloy Steels for Mitigation of Flow-Accelerated Corrosion in Secondary Side of PWRs
机译:
无释放的无熔丝低合金钢的开发,以减轻PWR次级侧的流动加速腐蚀
作者:
Seunghyun Kim
;
Gi Dong Kim
;
Ji Hyun Kim
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
60.
TRIBOCORROSION PHENOMENA IN CO- AND FE-BASED HARDFACING ALLOYS EVALUATED USING PIN-IN-ON-DISC WEAR TESTS IN A SIMULATED PWR ENVIRONMENT
机译:
在模拟PWW环境中使用引脚盘式磨损试验评估了Co-in-Fe基的硬裂合金中的Tribocolion现象
作者:
V L Ratia
;
M J Carrington
;
D Zhang
;
J L Daure
;
D G McCartney
;
P H Shipway
;
D A Stewart
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
61.
CHARACTERIZING AND QUANTIFYING THE AGING OF POLYETHYLENE THIN FILMS USING NOVEL DOPED-FILMS AND GOLD NANOPARTICLE LABELING STRATEGIES TOWARD UNDERSTANDING FAILURE OF CABLING INSULATION
机译:
用新型掺杂薄膜和金纳米粒子标记策略对布线绝缘失效的思考和量化聚乙烯薄膜老化
作者:
Daniel Zoltek
;
Tana OKeefe
;
Faith Murphy
;
Magdalene B. Jones
;
Robert C. Duckworth
;
Brian Hinderliter
;
Melissa A. Maurer-Jones
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
62.
PHYSICALLY-BASED MODELING OF ENVIRONMENTAL FATIGUE CRACK GROWTH IN TYPE 304/304L STAINLESS STEEL
机译:
304 / 304L不锈钢环境疲劳裂纹增长的物理造型
作者:
B.S. Anglin
;
J.R. Brockenbrough
;
J.A. Savchik
;
C.B. Geller
;
T.W. Webb
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
63.
INTER-DIGITAL CAPACITIVE SENSOR FOR EVALUATING CABLE INSULATION THROUGH JACKET
机译:
用于通过夹克进行电缆绝缘的数字电容传感器
作者:
S. W. Glass
;
L. S. Fifield
;
A. Sriraman
;
N. Bowler
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
64.
MODELING THE EVOLUTION OF INTERGRANULAR HELIUM BUBBLES IN NICKEL USING THE INCLUDED PHASE MODEL
机译:
用函数模型建模镍中晶间氦气泡沫的演变
作者:
Andrew A. Prudil
;
Michael J. Welland
;
Colin D. Judge
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
65.
'Mind the Gap' between old and new nuclear qualified cable: Lessons learned from aging, historical adverse events and other nuclear cable issues
机译:
旧核合格电缆之间的“思想差距”:从老龄化,历史不良事件和其他核电缆问题中汲取的经验教训
作者:
Larry Cunningham
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
66.
FRACTURE BEHAVIOR OF OXIDIZED GRAIN BOUNDARY IN NEUTRON-IRRADIATED STAINLESS STEEL
机译:
中子照射不锈钢中氧化晶界的断裂行为
作者:
Terumitsu Miura
;
Katsuhiko Fujii
;
Koji Fukuya
;
Yuji Kitsunai
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
67.
Corrosion Behavior of Candidate Alloys used in Supercritical Water Environment
机译:
超临界水环境中候选合金的腐蚀行为
作者:
Hsuan-Kan Lin
;
Tsung-Kuang Yeh
;
Mei-Ya Wang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
关键词:
supercritical water;
high-entropy alloy;
stress corrosion cracking;
U-bend Test;
Creviced Bend Beam Test;
68.
UNDERSTANDING THE EFFECT OF STRAIN LOCALIZATION ON CORROSION FATIGUE OF TYPE 304 AUSTENITIC STAINLESS STEELS IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
了解应变定位对高温水304型奥氏体不锈钢腐蚀疲劳的影响
作者:
Hanxiao Wang
;
Fabio Scenini
;
Joao Quinta da Fonseca
;
M. Grace Burke
;
Jill Meadows
;
Norman Platts
;
David Tice
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
69.
ENVIRONMENTALLY-ASSISTED SHORT CRACK FATIGUE TESTING ON AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
奥氏体不锈钢对环境辅助的短裂纹疲劳试验
作者:
B. E. Coult
;
A.S Griffiths
;
J. P. Beswick
;
P. J. Gill
;
N. Platts
;
J. M. Smith
;
G. L. Stevens
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
70.
CABLE AGING AND CM APPROACHES BEYOND THE SHORTCOMINGS OF IAEA NUCLEAR ENERGY SERIES NO. NP-T-3.6
机译:
电缆老化和厘米接近国际原子能机构核能系列缺陷的缺点。 NP-T-3.6
作者:
Kenneth T. Gillen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
71.
LOCAL OXIDATION PENETRATION OF HYDROGEN-CHARGED 308L STAINLESS STEEL CLADDING IN DEAERATED PWR PRIMARY WATER
机译:
局部氧化渗透渗氢308L不锈钢包层,脱液PWR初级水
作者:
Tongming Cui
;
Fei Ning
;
Jiarong Ma
;
Zhanpeng Lu
;
Kun Zhang
;
Yibo Jia
;
Xue Liang
;
Xiangkun Ru
;
Tetsuo Shoji
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
72.
EFFECTS OF AGING TEMPERATURE AND ALLOY COMPOSITION ON LONG-RANGE ORDERING IN NI-CR-FE ALLOYS DURING ISOTHERMAL AGING
机译:
老化温度和合金组合物对等温老化期间Ni-Cr-Fe合金的远程排序的影响
作者:
Xiangkun Ru
;
Zhanpeng Lu
;
Jiarong Ma
;
Chengdong Yang
;
Qian Yuan
;
Weibao Tang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
73.
EFFECT OF PROTON-INDUCED RADIOLYSIS ON CORROSION OF 316L STAINLESS STEEL IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
质子诱导的辐射分解对模拟PWL初级水中316L不锈钢腐蚀的影响
作者:
Rigel D. Hanbury
;
Gary S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
74.
MICROSTRUCTURAL CHARACTERIZATION OF ALLOY 690TT EXPOSED TO Pb-CONTAINING CAUSTIC SOLUTIONS
机译:
含PB含苛性碱溶液的合金690TT的微观结构表征
作者:
G. B. Mazzei
;
J. Duff
;
M. G. Burke
;
F. Scenini
;
G Meredith
;
T. Horner
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
75.
INTERFACE CHARACTERIZATION OF CANDIDATE DUAL-PURPOSE BARRIER COATINGS FOR SIC/SIC ACCIDENT TOLERANT FUEL CLADDING
机译:
SiC / SIC事故耐性燃料包层的候选双式屏障涂层的界面特征
作者:
Joey Kabel
;
Takaaki Koyanagi
;
Yutai Katoh
;
Ryan Schoell
;
Djamel Kaoumi
;
Caen Ang
;
Peter Hosemann
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
76.
CORROSION PERFORMANCE OF SUPERAUSTENTIC STAINLESS STEEL AL-6XN IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
高温水中SuperatusiC不锈钢Al-6xn的腐蚀性能
作者:
M.J. Stiger
;
B.A. Webler
;
J.K. Heuer
;
R.E. Hermer
;
W.C. Moshier
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
77.
Effect of Residual δ-Ferrite on SCC Behavior of 321 Stainless Steel
机译:
残余δ-铁氧体对321不锈钢SCC行为的影响
作者:
Jiamei Wang
;
Kai Chen
;
Haozhan Su
;
Donghai Du
;
Xianglong Guo
;
Lefu Zhang
;
Zhao Shen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
关键词:
321 stainless steel;
δ-Ferrite;
Stress corrosion cracking;
High temperature water;
Chloride;
78.
Small Scale Tensile Testing of Grain Boundary Strength of X-750 Alloy
机译:
X-750合金晶界强度小规模拉伸试验
作者:
Lingfeng He
;
Daniel Murray
;
Xiang Liu
;
Wen Jiang
;
Mukesh Bachhav
;
Xianming Bai
;
Sebastien Teysseyre
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
79.
INFLUENCE OF HEAT TRANSFER CREVICE CONDITIONS ON STRESS CORROSION CRACKING IN LEAD FAULTED ALKALINE ENVIRONMENTS
机译:
传热缝隙条件对铅断线碱环境应力腐蚀开裂的影响
作者:
Frederick D. Miller
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
80.
IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING (IASCC) OF LOW STRENGTH AND HIGH STRENGTH ALLOYS IN LIGHT WATER REACTOR ENVIRONMENTS
机译:
轻水反应器环境中低强度和高强度合金的辐照辅助应力腐蚀裂纹(IASCC)
作者:
M. Wang
;
M. Song
;
L. Nelson
;
R. Pathania
;
G. S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
81.
INFLUENCE OF THE COMBINATION OF MICROSTRUCTURE AND MECHANICAL FIELDS ON STRESS CORROSION CRACKING INITIATION OF COLD-WORKED AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
微观结构和机械场相结合对冷加工奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂引发的影响
作者:
Qi Huang
;
Yann Charles
;
Cecilie Duhamel
;
Monique Gasperini
;
Jerome Crepin
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
82.
EFFECT OF STRAIN AND STRAIN RATE ON CRACK INITIATION OF 316L STEEL IN THE SIMULATED PWR WATER
机译:
应变和应变率对模拟PWR水中316L钢裂纹启动的影响
作者:
Anna Hojna
;
Mariia Zimina
;
Lukas Horak
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
83.
THE DETERMINATION OF THE REACTION RATES, WATER VAPOR PERMEABILITY, AND ACTIVATION ENERGY FOR THERMAL OXIDATION OF LDPE FILMS
机译:
用于热氧化LDPE薄膜的反应速率,水蒸气渗透性和活化能量的测定
作者:
Noumon Munir
;
Keith B. Lodge
;
Brian Hinderliter
;
Melissa A. Maurer-Jones
;
Robert Duckworth
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
84.
On the Potential Synergies of Helium and Hydrogen on the Nucleation and Stability of Cavity Clusters in Inconel X-750 Irradiated in a High Thermal Neutron Flux Spectra
机译:
高热中子通量光谱照射X-750中腔簇中氦气和氢气对腔簇成核和稳定性的潜在协同作用
作者:
C.D. Judge
;
H. Rajakumar
;
A. Korinek
;
G.A. Bickel
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
85.
INVESTIGATING Pb-INDUCED STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 800 VIA IN-SITU XPS
机译:
通过原位XPS调查合金800的PB诱导的应力腐蚀开裂
作者:
B. Payne
;
S.Y. Persaud
;
J.M. Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
86.
STRESS CORROSION CRACKING OF STAINLESS STEEL CLADDING LAYERS IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
模拟PWR初级水中不锈钢覆层层的应力腐蚀开裂
作者:
Qi Xiong
;
Tongming Cui
;
Jiarong Ma
;
Zhanpeng Lu
;
Fei Ning
;
Junjie Chen
;
Kun Zhang
;
Zhiming Zhong
;
Guangdong Han
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
87.
STRESS CORROSION CRACK INITIATION OF COLD-WORKED ALLOY 800 IN Pb-CONTAINING, ALKALINE ENVIRONMENTS
机译:
含PB碱性环境中冷敷合金800的应力腐蚀裂纹启动
作者:
Jaganathan Ulaganathan
;
Jared Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
|
2019年
88.
DIFFUSING HYDROGEN EFFECT ON THE OXIDE FILM ON 316L SS IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
在高温水中延伸对316LS氧化膜的氢气作用
作者:
Jiarong Ma
;
Tongming Cui
;
Hao Peng
;
Zhanpeng Lu
;
Junjie Chen
;
Yibo Jia
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
89.
THE EFFECT OF IRRADIATION-INDUCED MATRIX BARRIER HARDENING ON IRRADIATION-ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING (IASCC) IN AUSTENITIC STEELS AND NICKEL BASED ALLOYS
机译:
辐照诱导的基质屏障硬化对奥氏体钢和镍基合金中辐射辅助应力腐蚀裂纹(IASCC)的影响
作者:
R.G. Faulkner
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
90.
EVALUATION OF THE INFLUENCE OF IRRADIATION DOSE RATE ON CRACK GROWTH BEHAVIOR OF IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING FOR NEUTRON-IRRADIATED STAINLESS STEELS IN HIGH-TEMPERATURE WATER OF A BOILING WATER REACTOR
机译:
辐照剂量率对沸水反应器高温水中中子照射不锈钢裂纹抗辐射应力腐蚀裂纹的影响
作者:
Masato Koshiishi
;
Ryoji Obata
;
Hiroyuki Nakano
;
Takayuki Kaminaga
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
91.
HIGH TEMPERATURE CYCLIC DEFORMATION BEHAVIOR OF AN ADVANCED AUSTENITIC STAINLESS STEEL (ALLOY 709)
机译:
高温奥氏体不锈钢的循环变形行为(合金709)
作者:
Zeinab Y. Alsmadi
;
Abdullah S. Alomari
;
N. Kumar
;
K.L. Murty
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
92.
NANO-MECHANICAL TESTING OF PROTON IRRADIATED 304L SS AT 100°C AND 360°C TO SUPPORT IASCC
机译:
纳米机械测试质子辐照304LSS在100℃和360℃下,以支持IASCC
作者:
M.A. Mattucci
;
Q. Wang
;
T. Skippon
;
M.R. Daymond
;
G.S. Was
;
J. Smith
;
C.D. Judge
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
93.
EFFECTS OF DRY, WET-DRY CYCLING AND AQUEOUS IMMERSION ON POLYPROPYLENE AND POLYETHYLENE CABLE INSULATION MECHANICAL PROPERTIES
机译:
干燥,干燥循环和水浸渍对聚丙烯和聚乙烯电缆绝缘机械性能的影响
作者:
Isaiah Salinas
;
Adam Finke
;
Brian Hinderliter
;
Keith B. Lodge
;
Melissa A. Maurer-Jones
;
Robert Duckworth
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
94.
MICROSTRUCTURE OF NI AND X-750 IRRADIATED AT LOW AND HIGH TEMPERATURES
机译:
在低温和高温下照射Ni和X-750的微观结构
作者:
W. Li
;
C. Judge
;
L. Walters
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
95.
SIMULATING THE SUSCEPTIBILITY TO IGSCC OF COLD WORK 316 AUSTENITIC STAINLESS STEEL EXPOSED TO PRIMARY WATER
机译:
模拟冷轧工厂的IGSCC易感性316奥氏体不锈钢暴露于初级水
作者:
Thierry COUVANT
;
Emilien BURGER
;
Claire THAURY
;
Claire RAINASSE
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
96.
EFFECT OF MARTENSITE ON SCC INITIATION IN AUSTENTITC STAINLESS STEELS IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER ENVIRONMENT
机译:
马氏体对模拟PWL初级水环境中Austentitc不锈钢SCC起始的影响
作者:
Litao Chang
;
M. Grace Burke
;
Jonathan Duff
;
Fabio Scenini
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
97.
EFFECT OF AERATED TRANSIENTS ON OXIDATION AND SCC OF STAINLESS STEELS IN PWR PRIMARY WATER
机译:
曝气瞬变对PWR初级水中不锈钢氧化和SCC的影响
作者:
Marc MAISONNEUVE
;
Cecilie DUHAMEL
;
Catherine GUERRE
;
Jerome CREPIN
;
Ian DE CURIERES
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Oxidation;
Stainless steel;
PWR primary water;
Water Chemistry;
98.
IASCC INITIATION TEST OF NEUTRON IRRADIATED TYPE 316L STAINLESS STEEL IN SIMULATED BWR CONDITION TO EVALUATE THRESHOLD STRESS
机译:
模拟BWR条件下中子照射型316L不锈钢的IASCC发起试验评价阈值应力
作者:
Kazuhiro Chatani
;
Shigeaki Tanaka
;
Hitoshi Seto
;
Hiroyuki Nakano
;
Takayuki Kaminaga
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
99.
In-situ monitoring of the corrosion behavior and impurity enrichment of steam generator tube materials under PWR secondary side thermal hydraulic and heat transfer conditions
机译:
原位监测PWR二次侧热液压和传热条件下蒸汽发生器管材料腐蚀行为和杂质富集
作者:
Caitlin Huotilainen
;
Essi Jappinen
;
Tiina Ikalainen
;
Seppo Peltonen
;
Timo Saario
;
Konsta Sipila
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
100.
INSIGHTS INTO PROSPECTIVE FUSION REACTOR COOLING SYSTEMS FROM FISSION REACTOR COOLING CIRCUITS
机译:
从裂变反应器冷却电路中洞察预期融合反应器冷却系统
作者:
T.L. Martin
;
A.D. Warren
;
D. Kumar
;
A. Siberry
;
R. Springell
;
R. Holmes
;
R. Clark
;
L. Platts
;
R. Burrows
;
C. Harrington
;
M. Gorley
;
E. Surrey
;
S. Rowthu
;
P. Grundler
;
S. Ritter
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors》
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2019年
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