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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.
Slow Strain Rate Tensile Tests of Irradiated Austenitic Stainless Steels in Simulated PWR Environment
机译:
模拟压水堆环境下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-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
stainless steels;
PWR;
slow strain rate tensile;
2.
Irradiation assisted stress corrosion cracking of stainless steels in a PWR environment (A combined approach)
机译:
压水堆环境中不锈钢的辐照辅助应力腐蚀开裂(组合方法)
作者:
Morgane Le Millier
;
Olivier Calonne
;
Jerome Crepin
;
Cecilie Duhamel
;
Fabrice Gaslain
;
Eva Heripre
;
Ovidiu Toader
;
Yoann Vidalenc
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
304l stainless steel;
PWR;
deformation fields;
3.
FLOW ACCELERATED CORROSION OF CARBON STEEL IN THE FEEDWATER SYSTEM OF PWR PLANTS - BEHAVIOUR OF WELDS AND WELD ASSEMBLIES
机译:
压水厂进水系统中碳钢的流动加速腐蚀-焊缝和焊接组件的行为。
作者:
C. Mansour
;
E.M. Pavageau
;
A. Faucher
;
F. Inada
;
K. Yoneda
;
C. Miller
;
J-L. Bretelle
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
flow accelerated corrosion;
welds;
weld assemblies;
chromium content;
4.
Characterizing environmental degradation in PWRs by 3D FIB sequential sectioning
机译:
通过3D FIB顺序切片来表征压水堆中的环境退化
作者:
Sergio Lozano-Perez
;
Na Ni
;
Karen Kruska
;
Chris Grovenor
;
Takumi Terachi
;
Takuyo Yamada
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
FIB;
3D;
oxidation;
stainless steel;
zirconium;
5.
INITIATION OF PWSCC OF WELD ALLOY 182
机译:
焊接合金PWSCC的初始化182
作者:
Thierry Couvant
;
Francois Vaillant
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
alloy 182;
stress corrosion cracking;
initiation;
6.
IN-PILE TESTS FOR IASCC GROWTH BEHAVIOR OF IRRADIATED 316L STAINLESS STEEL UNDER SIMULATED BWR CONDITION IN JMTR
机译:
JMTR模拟BWR条件下辐照316L不锈钢的IASCC生长行为的桩内测试
作者:
Yasuhiro Chimi
;
Shigeki Kasahara
;
Hideo Ise
;
Yoshihiko Kawaguchi
;
Junichi Nakano
;
Yutaka Nishiyama
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
in-pile test;
crack growth;
irradiated stainless steel;
BWR;
JMTR;
ECP;
7.
EVALUATION OF THE OXYGEN DIFFUSION COEFFICIENT IN NICKEL-BASE ALLOYS
机译:
镍基合金中氧扩散系数的评估
作者:
Hyo On Nam
;
Jae Young Yoon
;
Ji Hyun Kim
;
Il Soon Hwang
;
Kyu Hwan Lee
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
PWSCC;
oxygen diffusivity;
nickel-base alloy;
8.
INFLUENCE OF LOCALIZED PLASTICITY ON IASCC SENSITIVITY OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS UNDER PWR PRIMARY WATER.
机译:
局部可塑性对压水堆原始水对奥氏体不锈钢IASCC敏感性的影响。
作者:
Sarata Cisse
;
Benoit Tanguy
;
Lydia Laffont
;
Marie-Christine Lafont
;
Catherine Guerre
;
Eric Andrieu
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC);
plastic deformation localization;
precipitation strengthened stainless steel A286;
9.
ON THE MICROSTRUCTURE OF ALLOY 600 SCC CRACKS OBSERVED BY TEM ON PWR SG PULLED TUBES AND ON LABORATORY SPECIMENS
机译:
TEM在压水堆SG脉冲管和实验室试样上观察到的600 SCC合金裂纹的组织
作者:
L. Legras
;
O. de Bouvier
;
F. Delabrouille
;
E. Fargeas
;
S. Miloudi
;
Y. Thebault
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
alloy 600;
SCC;
lead;
secondary side corrosion;
10.
Grain boundary oxidation and embrittlement prior to crack initiation in Alloy 600 in PWR primary water
机译:
PWR初级水中600合金裂纹产生前的晶界氧化和脆化
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
nickel base alloys;
PWSCC;
initiation;
oxidation;
grain boundary;
11.
NRC/EPRI Welding Residual Stress Validation Program - Phase Ⅲ
机译:
NRC / EPRI焊接残余应力验证程序-第三阶段
作者:
M Kerr
;
LF Fredette
;
HJ Rathbun
;
JE Broussard
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
welding;
residual stress;
stress corrosion cracking;
12.
Crack Growth Rates of Irradiated Commercial Stainless Steels in BWR and PWR Environments
机译:
BWR和PWR环境下辐照商用不锈钢的裂纹扩展速率
作者:
Anders Jenssen
;
Johan Stjarnsater
;
Raj Pathania
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
crack growth rates;
BWR;
PWR;
13.
THE KEY FACTORS AFFECTING CRACK GROWTH BEHAVIOR OF NEUTRON-IRRADIATED AUSTENITIC ALLOYS
机译:
影响中子辐照奥氏体合金裂纹扩展行为的关键因素
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
neutron irradiated;
stainless steel;
crack growth;
14.
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,中性和酸性溶液中还原和氧化电位后,在镍金属和20%镍铬合金表面上形成的氧化物的X射线光电子研究
作者:
Brad P. Payne
;
Peter G. Keech
;
N. Stewart Mclntyre
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
XPS;
nickel corrosion;
nickel-chromium alloy corrosion;
15.
DEFORMATION MICROSTRUCTURES OF 30 dpa AISI 304 STAINLESS STEEL AFTER MONOTONIC TENSILE AND CONSTANT LOAD AUTOCLAVE TESTING
机译:
单调拉伸和恒定载荷高压试验后30 dpa AISI 304不锈钢的变形组织
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
stainless steel;
irradiation assisted stress corrosion cracking;
TEM;
16.
DEGRADATION OF GRAIN BOUNDARY STRENGTH BY OXIDATION IN ALLOY 600
机译:
合金600氧化降解晶界强度的研究。
作者:
Katsuhiko Fujii
;
Terumitsu Miura
;
Hiromasa Nishioka
;
Koji Fukuya
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
grain boundary strength;
grain boundary oxidation;
MICro tensile testing;
focus ion beam MICro-processing;
stress corrosion cracking;
17.
Crack Growth Behavior of Irradiated Type 316 SS in Low Dissolved Oxygen Environment
机译:
低溶解氧环境下辐照316 SS的裂纹扩展行为
作者:
Y. Chen
;
B. Alexandreanu
;
Y. Yang
;
W. J. Shack
;
K. Natesan
;
E. E. Gruber
;
A. S. Rao
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
stainless steels;
BWR;
HWC;
crack growth rate;
18.
IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING OF AUSTENITIC STAINLESS STEEL WWER REACTOR CORE INTERNALS
机译:
奥氏体不锈钢废水反应堆核心内部的辐照应力应力开裂
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
Ti-stabilized austenitic stainless steel;
neutron irradiation;
SSRT;
crack growth rate;
IASCC;
WWER;
19.
STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 600 IN PWR PRIMARY WATER : INFLUENCE OF CHROMIUM, HYDROGEN AND OXYGEN DIFFUSION
机译:
压水堆原水中合金600的应力腐蚀开裂:铬,氢和氧扩散的影响
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
stress corrosion cracking;
alloy 600;
PWR primary water;
20.
A PRELIMINARY HYBRID MODEL OF IRRADIATION-ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING OF 300 SERIES STAINLESS STEELS IN PWR PRIMARY ENVIRONMENTS
机译:
压水堆主要环境中辐照辅助应力腐蚀开裂的混合模型
作者:
E. D. Eason
;
G. Ilevbare
;
R. Pathania
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
PWR;
primary water;
hybrid;
model;
stainless steel;
strain rate;
21.
STRAIN PATH EFFECT ON IGSCC INITIATION AND OXIDATION OF ALLOY 182 EXPOSED TO PWR PRIMARY WATER
机译:
应变路径对暴露于压水堆原水中的182合金的IGSCC引发和氧化的影响
作者:
Thierry Couvant
;
Laurent Legras
;
Thierry Ghys
;
Paul Gambier
;
Nicolas Huin
;
Gabriel Ilevbare
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
alloy 182;
stress corrosion cracking;
initiation;
oxidation;
strain path;
22.
BALANCE OF PLANT CORROSION ISSUES IN AGING NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
老化核电厂中植物腐蚀问题的平衡
作者:
George Licina
;
Dilip Dedhia
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
balance of plant;
corrosion;
nuclear plants;
service water sysTEMs;
general corrosion;
pitting;
MIC;
23.
CONTAINMENT LINER CORROSION
机译:
集装箱内衬腐蚀
作者:
Darrell Dunn
;
April Pulvirenti
;
Paul Klein
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
containment;
localized corrosion;
concrete;
steel liner;
24.
ELECTROCHEMICAL STUDIES OF STEAM GENERATOR TUBE DEGRADATION IN THE PRESENCE OF THIOSULPHATE
机译:
硫代硫酸盐存在下蒸汽发生器管降解的电化学研究
作者:
Lisheng Chi
;
Yucheng Lu
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
steam generator tubing degradation;
thiosulphate;
electrocheMICal method;
25.
MODELLING MATERIAL EFFECTS IN FLOW-ACCELERATED CORROSION
机译:
模拟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-water reactors》
|
2012年
关键词:
flow-accelerated corrosion;
carbon steel;
chromium content;
26.
3D ATOM-PROBE CHARACTERIZATION OF STRESS AND COLD-WORK IN STRESS CORROSION CRACKING OF 304 STAINLESS STEEL
机译:
304不锈钢应力腐蚀开裂中应力和冷作的3D原子特征
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
atom-probe;
TEM;
stress corrosion cracking;
austenic stainless steel;
PWR;
cold-work;
27.
EFFECT OF DISSOLVED HYDROGEN, SURFACE CONDITIONS AND COMPOSITION ON THE ELECTRONIC PROPERTIES OF THE OXIDE FILMS FORMED ON NICKEL-BASE ALLOYS IN PWR PRIMARY WATER
机译:
溶解氢,表面条件和组成对压水母水中镍基合金形成的氧化物膜的电子性能的影响
作者:
A. Loucif
;
J.-P. Petit
;
Y. Wouters
;
P. Combrade
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
nickel-base alloys;
primary water;
oxide;
hydrogen;
electronic properties;
photoelectrochemistry;
28.
THE EFFECT OF TEMPERATURE ON THE CRACK GROWTH RATE OF STAINLESS STEEL AND NI-ALLOYS IN SIMULATED BWR ENVIRONMENT
机译:
模拟BWR环境中温度对不锈钢和镍合金裂纹扩展速率的影响
作者:
Johan Stjaernsaeter
;
Anders Jenssen
;
Christer Jansson
;
Karen Gott
;
Bjoern Forssgren
;
Bengt Bengtsson
;
Hannah Johansson
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
stress corrosion cracking;
temperature dependence;
crack growth rate;
stainless steel;
alloy 182;
29.
INTERACTION OF MICROSTRUCTURE, COMPOSITION, AND COLD WORK ON THE STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 82 WELD METAL
机译:
微观组织,成分和冷作的相互作用对82合金焊接金属应力腐蚀开裂的影响
作者:
D.J. Paraventi
;
W.C. Moshier
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
alloy 82;
alloy 600;
SCC;
cold work;
welds;
30.
STRESS CORROSION CRACK INITIATION SUSCEPTIBILITY OF IRRADIATED AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
辐照奥氏体不锈钢的应力腐蚀裂纹萌生敏感性
作者:
Kale J Stephenson
;
Yugo Ashida
;
Jeremy T Busby
;
Gary S Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
neutron irradiation;
stainless steel;
CERT;
BWR NWC;
31.
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
corrosion;
oxidation rate;
stainless steel;
BWR;
32.
CLUSTER DYNAMICS PREDICTION OF THE MICROSTRUCTURE EVOLUTION OF 300-SERIES AUSTENITIC STAINLESS STEEL UNDER IRRADIATION: INFLUENCE OF HELIUM
机译:
辐照下300系奥氏体不锈钢的微观组织演化的团簇动力学预测:氦气的影响
作者:
M. Zouari
;
L. Fournier
;
A. Barbu
;
Y. Brechet
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
helium;
cavity;
austenitic stainless steel;
irradiation;
33.
Electron Microscopy Characterizations and Atom Probe Tomography of Intergranular Attack in Alloy 600 Exposed to PWR Primary Water
机译:
PWR原水暴露于合金600中晶间腐蚀的电子显微镜表征和原子探针层析成像
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
alloy 600;
intergranular stress corrosion cracking;
corrosion;
intergranular attack;
grain boundary;
internal oxidation;
internal sulfidation;
34.
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-water reactors》
|
2012年
关键词:
stress corrosion cracking;
BWR;
catalysis;
mitigation;
structural material;
start up;
35.
Effect of Thermal Aging on SCC, Material Properties and Fracture Toughness of Stainless Steel Weld Metals
机译:
热时效对不锈钢焊接金属的应力腐蚀开裂,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-water reactors》
|
2012年
关键词:
thermal aging;
stainless steel;
weld;
stress corrosion cracking;
fracture toughness;
environmental effect;
spinodal decomposition;
36.
INFLUENCE OF PRIMARY WATER CHEMISTRY ON OXIDES FORMED ON ALLOY 600 AND ALLOY 690
机译:
主要水化学性质对合金600和690形成的氧化物的影响
作者:
Thomas M. Devine
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
intergranular stress corrosion cracking;
surface films;
alloy 600;
alloy 690;
37.
STRESS CORROSION CRACKING BEHAVIOR OF DISSIMILAR METAL WELDMENTS IN HIGH TEMPERATURE WATER ENVIRONMENTS
机译:
高温水环境中异种金属焊件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-water reactors》
|
2012年
关键词:
corrosion fatigue;
SCC;
residual stress;
size effect;
dissimilar metal weldment;
38.
SCC CRACK GROWTH RATE OF ALLOY 82 IN PWR PRIMARY WATER CONDITIONS :EFFECT OF A THERMAL TREATMENT
机译:
压水堆原水条件下合金82的SCC裂纹增长率:热处理的影响
作者:
C. Guerre
;
C. Duhamel
;
M. Sennour
;
J. Crepin
;
M. Le Calvar
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
stress corrosion cracking;
alloy 82;
PWR primary water;
39.
IRRADIATION CREEP AND IRRADIATION STRESS RELAXATION OF 316 AND 304L STAINLESS STEELS IN THERMAL AND FAST NEUTRON SPECTRUM REACTORS
机译:
热和快中子光谱反应器中316和304L不锈钢的辐照蠕变和辐照应力松弛
作者:
John Paul Foster
;
Torill M. Karlsen
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
40.
RECENT INSIGHTS ON THE PARAMETRIC DEPENDENCE OF IRRADIATION CREEP OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
奥氏体不锈钢辐照蠕变参数相关性的最新认识
作者:
F. A. Gamer
;
E. R. Gilbert
;
V. S. Neustroev
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
austenitic steel;
neutron irradiation;
irradiation creep;
void swelling;
stress state;
41.
Stress Corrosion Cracking Behavior of Type 304 Stainless Steel Irradiated under Different Neutron Dose Rates at JMTR
机译:
不同中子剂量率下JMTR辐照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-water reactors》
|
2012年
关键词:
stress corrosion cracking;
type 304 stainless steel;
neutron dose rate;
JMTR;
42.
ROLE OF SLIP BEHAVIOR IN THE IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING IN AUSTENITIC STEELS
机译:
滑动行为在奥氏体钢辐照辅助应力腐蚀开裂中的作用
作者:
M.D. McMurtrey
;
G.S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
stainless steel;
localized deformation;
shear stress;
43.
Effect of Environment and Prestrain on IASCC of Austenitic Stainless Steels
机译:
环境和预应力对奥氏体不锈钢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-water reactors》
|
2012年
关键词:
IASCC;
austenitic stainless steel;
44.
GRAIN BOUNDARY OXIDATION AND STRESS CORROSION CRACKING IN NICKEL-BASE ALLOYS STRAINED IN SUPERCRITICAL WATER
机译:
超临界水中应变的镍基合金的晶界氧化和应力腐蚀开裂
作者:
Tyler Moss
;
Matthew J. Olszta
;
William Grant
;
Gary S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
nickel alloys;
stress corrosion cracking;
intergranular oxidation;
supercritical water;
45.
QUANTITATIVE MICRO-NANO (QMN) APPROACH TO SCC MECHANISM AND PREDICTION-STARTING A THIRD MEETING
机译:
SCC机制和预测的定量微纳诺(QMN)方法开始第三次会议
作者:
Roger W.Staehle
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2012年
关键词:
stress corrosion cracking;
prediction;
mechanism;
fe-cr-ni alloys;
nuclear power;
quantitative MICro-nano;
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