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12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3
12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3
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1.
STIFLING OF CREVICE CORROSION IN ALLOY 22
机译:
抑制合金中的小孔腐蚀22
作者:
Kevin G. Mon
;
Gerald M. Gordon
;
Raul B. Rebak
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
N06022;
constant potential;
crevice corrosion;
stifling;
chloride;
nitrate;
2.
EFFECT OF LEAD CONTAMINATION ON STEAM GENERATOR TUBE DEGRADATION
机译:
铅污染对蒸汽发生器管降解的影响
作者:
Y.C. Lu
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
lead;
steam generator tubing;
alloy 600;
alloy 690;
alloy 800;
corrosion;
SCC;
3.
Oxidation Behavior of Austenitic Materials Exposed to Secondary Side Water at 282℃
机译:
奥氏体材料在282℃接触二次侧水的氧化行为
作者:
Jeff Sarver
;
Peter King
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
alloy 690;
alloy 600;
alloy 800;
304L;
oxidation;
kinetics;
4.
SCC INITIATION AND GROWTH RATE STUDIES ON TITANIUM GRADE 7 AND BASE METAL, WELDED AND AGED ALLOY 22 IN CONCENTRATED GROUNDWATER
机译:
浓缩地下水中7级钛和母材,焊接和老化合金的SCC起始和生长速率研究
作者:
P.L. Andresen
;
G.M. Catlin
;
P.W. Emigh
;
G.M. Gordon
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stress corrosion cracking;
crack initiation;
crack growth rate;
titanium;
alloy 22;
concentrated groundwater;
creep;
5.
Quantitative Morphological Characterization of Deposits Formed in the Secondary System of the Comanche Peak Steam Electric Station Using Scanning Electron Microscopy (SEM)
机译:
使用扫描电子显微镜(SEM)在科曼奇峰蒸汽电站二次系统中形成的沉积物的定量形态学表征
作者:
Seifollah Nasrazadani
;
Haritha Namduri
;
Jim Stevens
;
Robert Theimer
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
iron oxides;
particle size analysis;
SEM/EDS;
6.
THE EFFECT OF LEAD IONS ON THE DISSOLUTION AND PASSIVATION OF NICKEL BASE ALLOYS
机译:
铅离子对镍基合金的溶解和钝化的影响
作者:
Harshan Radhakrishnan
;
Roger Newman
;
Anatolie Carcea
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
corrosion;
nickel;
lead;
7.
EFFECT OF STRAIN-HARDENING ON STRESS CORROSION CRACKING OF AISI 304L STAINLESS STEEL IN PWR PRIMARY ENVIRONMENT AT 360℃
机译:
应变硬化对360℃压水堆主要环境中AISI 304L不锈钢应力腐蚀开裂的影响
作者:
T. Couvant
;
L. Legras
;
F. Vaillant
;
J.M. Boursier
;
Y. Rouillon
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
austenitic stainless steel;
stress corrosion cracking;
PWR;
strain hardening;
strain localization;
8.
SCC OF COLD-WORKED AUSTENITIC STAINLESS STEELS IN PWR CONDITIONS
机译:
冷轧奥氏体不锈钢在压水堆条件下的应力腐蚀开裂
作者:
Olivier Raquet
;
Emmanuel Herms
;
Francois Vaillant
;
Thierry Couvant
;
Jean-Marie Boursier
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stress corrosion cracking;
cold work;
austenitic stainless steels;
hydrogen embrittlement;
9.
EFFECTS OF PWR PRIMARY WATER CHEMISTRY AND DEAERATED WATER ON SCC
机译:
压水堆原水化学和脱氧水对SCC的影响
作者:
Peter L. Andresen
;
Paul W. Emigh
;
Martin M. Morra
;
John Hickling
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stress corrosion cracking;
PWR water chemistry;
high temperature water;
boron and lithium effects;
pH;
10.
STRESS CORROSION CRACKING OF NICKEL ALLOYS IN 'COMPLEX' (LIQUID AND VAPOR) ENVIRONMENTS
机译:
“复杂”(液体和蒸气)环境中镍合金的应力腐蚀开裂
作者:
Odile de Bouvier
;
Ellen-Mary Pavageau
;
Francois Vaillant
;
Laurent Legras
;
Frederic Delabrouille
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
nickel alloys;
IGA/IGSCC;
secondary side corrosion;
alumino-silicates;
liquid;
steam;
ATEM;
11.
DYNAMIC STRAIN AGING OF NI-BASE ALLOYS INCONEL 600 AND 690
机译:
镍基合金INCONEL 600和690的动态应变时效
作者:
H. Haenninen
;
M. Ivanchenko
;
Y. Yagodzinskyy
;
V. Nevdacha
;
U. Ehrnsten
;
P. Aaltonen
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
dynamic strain aging;
jerky flow;
inconel 600 and 690;
internal friction;
12.
MODELING CONCENTRATED SOLUTION TRANSPORT AND ACCUMULATION IN STEAM GENERATOR TUBE SUPPORT PLATE CREVICES
机译:
蒸汽发生器管支撑板槽孔中浓缩溶液的输运和累积建模
作者:
Allen Baum
;
Karoline Evans
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
steam generators;
crevices;
corrosion;
13.
A NEW TECHNIQUE FOR INTERGRANULAR CRACK FORMATION IN ALLOY 600 STEAM GENERATOR TUBING
机译:
600合金蒸汽发生器管内裂纹形成的新技术。
作者:
Tae Hyun Lee
;
Il Soon Hwang
;
Han Sub Chung
;
Jang Yul Park
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
alloy 600-steam generator tubing;
laboratory degraded tube (LDT);
direct current potential drop (DCPD);
finite element method (FEM);
eddy current test (ECT);
14.
ASSESSMENT OF AMINE SPECIFIC EFFECTS ON THE FLOW ACCELERATED CORROSION RATE OF CARBON AND LOW ALLOY STEELS
机译:
胺对碳和低合金钢流动加速腐蚀速率的特殊作用评估
作者:
John M. Jevec
;
Peter J. King
;
Cindy A. Pearce
;
Keith Fruzzetti
;
Ken Sedman
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
FAC;
steam generator;
amine;
hydrazine;
15.
EROSION-CORROSION OF ALLOY UNS N04400
机译:
合金UNS N04400的腐蚀
作者:
Gabriel Ogundele
;
Amy Lloyd
;
Sandra Pagan
;
Fernando Camacho
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
erosion corrosion;
UNS N04400;
rotating cylinder electrode;
steam generator tubing;
hydrazine;
16.
10~7 CYCLE FATIGUE LIMIT OF TYPE 304L SS IN AIR AND PWR WATER, AT 150℃ AND 300℃
机译:
在150℃和300℃的空气和压水中304L SS的10〜7循环疲劳极限
作者:
H. D. Solomon
;
C. Amzallag
;
A.J. Vallee
;
R.E. DeLair
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stainless steel;
fatigue life;
air;
water;
hysteresis loops;
17.
STATISTICAL ANALYSIS OF THE LCF BEHAVIOR OF TYPE 304L SS TESTED AT 150℃ AND 300℃ IN AIR AND PWR WATER
机译:
空气和压水在150℃和300℃下测试的304L SS型LCF行为的统计分析
作者:
H. D. Solomon
;
C. Amzallag
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stainless steel;
fatigue life;
air;
water;
weibull analysis;
18.
CHALLENGES AND RECENT PROGRESS IN CORROSION AND STRESS COROSION CRACKING OF ALLOYS FOR SUPERCRITICAL WATER REACTOR CORE COMPONENTS
机译:
超临界水反应堆核心部件合金的腐蚀和应力腐蚀开裂的挑战和最新进展
作者:
G.S. Was
;
S. Teysseyre
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
supercritical water;
GENIV reactor;
corrosion;
stress corrosion cracking;
irradiation assisted stress corrosion cracking;
19.
Corrosion of Candidate Materials for Supercritical Water-Cooled Reactors
机译:
超临界水冷反应堆候选材料的腐蚀
作者:
T. R. Allen
;
Y. Chen
;
L. Tan
;
X. Ren
;
K. Sridharan
;
Shigeharu Ukai
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
20.
Characterization of Austenitic Materials Exposed to Secondary Side Water at 282℃
机译:
暴露于282℃二次侧水中的奥氏体材料的表征
作者:
Sridhar Ramamurthy
;
Ross Davidson
;
Stewart McIntyre
;
Jeff Sarver
;
Peter King
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
alloy 690;
alloy 600;
alloy 800;
304L;
surface analysis;
oxide morphology;
oxide composition;
21.
SCC GROWTH BEHAVIOR OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS IN PWR PRIMARY WATER CONDITIONS
机译:
压水堆主要水质中奥氏体不锈钢的SCC生长行为
作者:
Catherine Guerre
;
Olivier Raquet
;
Emmanuel Herms
;
Marc Le Calvar
;
Guy Turluer
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stress corrosion cracking;
crack growth;
stainless steels;
22.
EVALUATION OF CRACK GROWTH RATE FOR ALLOY 600 VESSEL PENETRATIONS IN A PRIMARY WATER ENVIRONMENT
机译:
原始水环境中600合金渗透的裂纹扩展速率评估
作者:
Yutaka Yamamoto
;
Masayoshi Ozawa
;
Kiyotomo Nakata
;
Kentaro Yoshimoto
;
Masahiko Toyoda
;
Junichiro Okuda
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
Alloy 600;
PWSCC;
crack growth rate;
pressure vessel penetration;
23.
MATERIALS DEGRADATION ISSUES IN THE U. S. HIGH-LEVEL NUCLEAR WASTE REPOSITORY
机译:
美国高级别核废料处置场中的材料降解问题
作者:
Kevin G. Mon
;
Fred Hua
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
nuclear waste repository;
yucca mountain project;
alloy 22;
titanium alloys;
corrosion;
materials degradation;
24.
GENERAL CORROSION PROPERTIES OF TITANIUM BASED ALLOYS FOR THE FUEL CLADDINGS IN THE SUPERCRITICAL WATER-COOLED REACTOR
机译:
超临界水冷反应器燃料熔覆用钛基合金的一般腐蚀性能
作者:
Junya Kaneda
;
Shigeki Kasahara
;
Jiro Kuniya
;
Kumiaki Moriya
;
Fumihisa Kano
;
Norihisa Saito
;
Akio Shioiri
;
Tamaki Shibayama
;
Heishichiro Takahashi
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
titanium based alloy;
general corrosion;
oxide film;
weight change;
supercritical water;
fuel cladding;
25.
Impurity Source Terms and Behavior in Nuclear Once-Through Steam Generators
机译:
核直通式蒸汽发生器中的杂质源术语和行为
作者:
Rocky Thompson
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
26.
CRACK GROWTH RATES IN PRIMARY SIDE MATERIALS IN ELEVATED PH PWR WATER
机译:
PH压水堆中主侧材料的裂纹增长率
作者:
Richard J. Jacko
;
Robert E. Gold
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
PWSCC;
pH;
crack growth;
lithium;
boron;
Ni-base alloys;
27.
EFFECT OF PROTON IRRADIATION AND GRAIN BOUNDARY ENGINEERING ON STRESS CORROSION CRACKING OF FERRITIC-MARTENSITIC ALLOYS IN SUPERCRITICAL WATER
机译:
质子辐照和晶界工程对超临界水中铁素体-马氏体合金应力腐蚀开裂的影响
作者:
Gaurav Gupta
;
Gary.S.Was
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
super critical water (SCW);
grain boundary engineering (GBE);
intergranular stress corrosion cracking (IGSCC);
28.
Effects of Pb on SCC of Alloy 600 and Alloy 690 in Prototypical Steam Generator Chemistries
机译:
铅对原型蒸汽发生器化学中600和690合金SCC的影响
作者:
Jesse Lumsden
;
Allan Mcllree
;
Richard Eaker
;
Rocky Thompson
;
Steve Slosnerick
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
alloy 600;
alloy 690;
steam generators;
stress corrosion cracking;
intergranular corrosion;
corrosion potential;
lead cracking;
once through steam generators;
29.
EVALUATION OF CRACK GROWTH RATE FOR ALLOY 600TT SG TUBING IN PRIMARY AND FAULTED SECONDARY WATER ENVIRONMENTS
机译:
二次水环境中600TT SG合金管裂纹扩展速率的评估
作者:
Yutaka Yamamoto
;
Masayoshi Ozawa
;
Kiyotomo Nakata
;
Takao Tsuruta
;
Masafumi Sato
;
Taketoshi Okabe
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stress corrosion crack growth rate;
alloy 600;
alloy 690;
SG tubing;
cold work;
AC potential drop method;
30.
Influence of Carbide Precipitation and Rolling Direction on IGSCC Growth Behaviors of Austenitic Stainless Steels in Hydrogenated High Temperature Water
机译:
碳化物沉淀和轧制方向对氢化高温水中奥氏体不锈钢IGSCC生长行为的影响
作者:
Koji Arioka
;
Takuyo Yamada
;
Takumi Terachi
;
Goro Chiba
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
stainless steel;
IGSCC;
carbide precipitation;
grain boundary sliding;
31.
Effect of Water Chemistry on Corrosion Resistance of Alloy 600 SG Tubes Under Acidic Conditions
机译:
酸性条件下水化学对600 SG合金管耐腐蚀性的影响
作者:
Shinichi Fukuchi
;
Kimihiro Koba
;
Hiroyuki Anada
;
Manabu Kanzaki
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
32.
Laboratory Examination of Pulled Mill Annealed Alloy 600 Steam Generator Tube with Free Span Axial ODSCC
机译:
带自由跨度轴向ODSCC的拉磨退火合金600蒸汽发生管的实验室检查
作者:
A. R. Vaia
;
P. J. Prabhu
;
J. M. Stevens
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
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2005年
关键词:
steam generator tube;
mill annealed Alloy 600;
outside diameter stress corrosion crack;
33.
COMPARISON OF THE FATIGUE LIFE OF TYPE 304L SS AS MEASURED IN LOAD AND STRAIN CONTROLLED TESTS
机译:
负载和应变控制试验中304L SS疲劳寿命的比较
作者:
H. D. Solomon
;
C. Amzallag
;
R.E. DeLair
;
A.J. Vallee
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
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2005年
关键词:
stainless steel;
fatigue life;
air;
water;
hysteresis loops;
34.
Observations and Insights into Pb-Assisted Stress Corrosion Cracking of Alloy 600 Steam Generator Tubes
机译:
合金600蒸汽发生管的铅辅助应力腐蚀开裂的观察与认识
作者:
Larry E. Thomas
;
Stephen M. Bruemmer
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
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2005年
关键词:
alloy 600;
transmission electron microscopy;
intergranular stress corrosion cracking;
PbSCC;
35.
CLUES AND ISSUES IN THE SCC OF HIGH NICKEL ALLOYS ASSOCIATED WITH DISSOLVED LEAD
机译:
高镍合金与溶铅相关的应力腐蚀问题和问题
作者:
Roger W. Staehle
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
lead;
stress corrosion cracking;
high nickel alloys;
36.
SCC BEHAVIOR OF MODEL ALLOY 600 CONTAINING MINOR ELEMENT CERIUM IN A CAUSTIC SOLUTION
机译:
苛性溶液中含有微量元素铈的600型合金的SCC行为
作者:
Joung Soo. Kim
;
Yong-Sun Yi
;
Oh-Chul Kwon
;
Yeonsoo Lim
;
Mahgyo Jung
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
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2005年
关键词:
alloy 600;
cerium;
stress corrosion cracking;
37.
DYNAMIC STRAIN AGEING AND EAC OF DEFORMED NITROGEN-ALLOYED AISI 316 STAINLESS STEELS
机译:
变形氮合金AISI 316不锈钢的动态应变时效和EAC
作者:
U. Ehrnsten
;
M. Ivanchenko
;
V. Nevdacha
;
Y. Yagodzinskyy
;
A. Toivonen
;
H. Haenninen
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
dynamic strain ageing;
stainless steels;
environmentally assisted cracking;
38.
CORROSION-RESISTANT COATINGS FOR USE IN A SUPERCRITICAL WATER CANDU~R REACTOR
机译:
用于超临界水反应器的耐腐蚀涂层
作者:
D.A. Guzonas
;
J.S. Wills
;
G.A. McRae
;
S. Sullivan
;
K. Chu
;
K. Heaslip
;
M. Stone
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
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2005年
关键词:
supercritical water;
corrosion;
steel;
zirconia;
coatings;
39.
CORROSION AND STRESS CORROSION CRACKING OF FERRITIC-MARTENSITIC ALLOYS IN SUPERCRITICAL WATER
机译:
超临界水中铁素体-马氏体合金的腐蚀和应力腐蚀开裂
作者:
P. Ampornrat
;
C. B. Bahn
;
G. S. Was
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
|
2005年
关键词:
ferritic-martensitic;
supercritical water;
corrosion;
stress corrosion cracking;
40.
Corrosion of Zirconium-based Fuel Cladding Alloys in Supercritical Water
机译:
锆基燃料熔覆合金在超临界水中的腐蚀
作者:
Y.H. Jeong
;
J.Y. Park
;
H.G. Kim
;
J. T. Busby
;
E. Gartner
;
M. Atzmon
;
G. S. Was
;
R.J. Comstock
;
Y.S. Chu
;
M. Gomes da Silva
;
A. Yilmazbayhan
;
A.T. Motta
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
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2005年
关键词:
zirconium alloys;
corrosion;
supercritical water;
41.
ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACK GROWTH OF COLD-WORKED TYPE 304 STAINLESS STEEL IN PWR ENVIRONMENTS
机译:
压水堆环境中环境改善的冷作304不锈钢的裂纹扩展
作者:
David Tice
;
Norman Platts
;
Keith Rigby
;
John Stairmand
;
Howard Fairbrother
会议名称:
《12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems: Water Reactors 2005 vol.3》
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2005年
关键词:
stress corrosion;
crack growth;
PWR;
cold work;
stainless steel;
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