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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.
Materials Research -An EPRI Perspective
机译:
材料研究-EPRI的观点
作者:
Kurt Edsinger
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
2.
Environmental Degradation: A Half Century of Successes and Remaining Challenges
机译:
环境恶化:半个世纪的成功与挑战
作者:
Peter L. Andresen
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
3.
ACOUSTIC EMISSION MONITORING OF SCC BEHAVIOR IN SUPERHEATED HYDROGENATED STEAM FOR NI-BASE ALLOYS
机译:
NI基合金过热加氢蒸汽中SCC行为的声发射监测
作者:
Yohei Sakakibara
;
Ippei Shinozaki
;
Gen Nakayama
;
Terayoshi Sato
;
Takashi Hirano
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Stress corrosion cracking;
hydrogenated steam;
nickel base alloy;
Alloy 600 MA;
acoustic emission;
Crack growth test;
CT specimen;
4.
EFFECTS OF COLD WORK AND AGING TREATMENTS ON THE MICROSTRUCTURE AND STRESS CORROSION CRACKING INITIATION BEHAVIOR OF SOLUTION ANNEALED ALLOY 690
机译:
冷作和时效处理对溶液退火合金690的组织和应力腐蚀开裂行为的影响
作者:
Wenjun Kuang
;
Cody Miller
;
Mike Kaufman
;
Talukder Alam
;
Bharat Gwalani
;
Rajarshi Banerjee
;
Gary S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 690;
aging treatment;
cold work;
crack initiation;
twin;
carbides;
5.
FACTOR OF IMPROVEMENT IN RESISTANCE OF STRESS CORROSION CRACK INITIATION OF ALLOY 690 OVER ALLOY 600
机译:
合金690优于合金600的应力腐蚀开裂阻力的提高因素。
作者:
Tyler Moss
;
Gary S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Stress corrosion crack initiation;
factor of improvement;
Alloy 690;
Alloy 600;
6.
EFFECTS OF CAVITATION PEENING ON SURFACE CONDITIONS AND PWSCC BEHAVIOR OF NICKEL BASE ALLOYS 600 AND 182
机译:
空化针刺对镍基合金600和182的表面条件和PWSCC行为的影响
作者:
A. Marion
;
F. Steltzlen
;
L. Fournier
;
G. Poling
;
D. Wood
;
M. Gallant
;
O. Calonne
;
N. Huin
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Mitigation;
Cavitation Peening;
Alloy 600;
Alloy 182;
BMI nozzle;
PWSCC;
7.
CRACK GROWTH RATE DATA FROM ALLOY 690 CRDM MOCK-UP
机译:
合金690 CRDM组装后的裂纹增长率数据
作者:
F. J. Perosanz
;
M. S. Garcia-Redondo
;
J. Lapena
;
A. Saez-Maderuelo
;
D. Gomez-Briceno
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 690;
Cold work;
Crack growth rate;
PWR;
CRDM;
mock-up;
8.
COLD-WORK EFFECTS ON STRESS CORROSION CRACK GROWTH IN ALLOY 690 TUBING AND PLATE MATERIALS
机译:
690合金管材和板材的冷作对应力腐蚀裂纹扩展的影响
作者:
S. M. Bruemmer
;
M. J. Olszta
;
N. R. Overman
;
M. B. Toloczko
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
alloy 690;
cold work;
stress corrosion cracking;
PWR primary water;
hardness;
microstructure;
grain boundaries;
9.
STRESS CORROSION CRACK INITIATION MEASUREMENTS OF ALLOY 600 IN PWR PRIMARY WATER
机译:
压水堆原水中合金600的应力腐蚀裂纹萌生测量
作者:
Mychailo B. Toloczko
;
Matthew J. Olszta
;
Ziqing Zhai
;
Stephen M. Bruemmer
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 600;
Stress Corrosion Crack Initiation;
In-situ detection;
critical stress intensity;
10.
The competing influences of void swelling and radiation-induced precipitation on dimensional stability and thermal-physical properties of austenitic stainless steels in PWR and VVER internals
机译:
孔隙膨胀和辐射诱发的沉淀对PWR和VVER内部奥氏体不锈钢尺寸稳定性和热物理性能的竞争影响
作者:
F. A. Garner
;
A. V. Kozlov
;
T. Okita
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
structural steels;
void swelling;
irradiation creep;
precipitation;
changes in thermal-physical properties;
ultrasonic velocity;
elastic modulii;
electrical resistivity;
11.
USE OF SELF-ION BOMBARDMENT TO STUDY VOID SWELLING IN ADVANCED RADIATION-RESISTANT ALLOYS
机译:
自离子轰击研究高级耐辐射合金中的空泡膨胀
作者:
F. A. Garner
;
L. Shao
;
M. B. Toloczko
;
S. A. Maloy
;
V. N. Voyevodin
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
12.
PHASE INSTABILITY AND MARTENSITIC TRANSFORMATION AS A POTENTIAL DEGRADATION MODE OF NUCLEAR PLANT INTERNAL COMPONENTS
机译:
相不稳定性和马氏体相变作为核工厂内部组件的潜在降解模式
作者:
M.N. Gussev
;
J.T. Busby
;
F.A. Garner
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Stainless steel;
phase instability;
martensite morphology;
EBSD;
13.
APT MEASUREMENT OF STAINLESS STEEL WELDS AFTER LONG-TERM AGING AND IRRADIATION
机译:
长期老化和辐照后不锈钢焊丝的APT测量
作者:
Katsuhiko Fujii
;
Hiromasa Nishioka
;
Koji Fukuya
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
duplex stainless steel;
thermal aging;
neutron irradiation;
spinodal decomposition;
G-phase precipitation;
atom probe tomography;
14.
INVESTIGATION INTO THE MICROSTRUCTURAL CHANGES IN ALLOY X-750 SPACER MATERIAL DURING Kr~(2+)/He~+ DUAL BEAM IRRADIATION USING IN-SITU TEM OBSERVATION
机译:
Xr-750间隔材料在Kr〜(2 +)/ He〜+双束辐照过程中的显微组织变化的原位透射电镜研究
作者:
Pooyan Changizian
;
Ken He Zhang
;
Zhongwen Yao
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
X-750 spacer material;
In-situ dual beam irradiation TEM;
Irradiation induced defects;
15.
EVALUATION OF STRATEGIES FOR OBTAINING HIGH FLUENCE MATERIALS TO ASSESS IRRADIATION-ASSISTED DEGRADATION OF PWR INTERNALS
机译:
评估用于评估PWR内部的辐射辅助降解的高通量材料的策略的评估
作者:
Matthew Hiser
;
Appajosula Rao
;
Jean Smith
;
Robert Tregoning
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
stainless steel;
irradiation-assisted degradation;
fracture toughness;
aging;
16.
LOW-TEMPERATURE SWELLING IN LWR INTERNAL COMPONENTS: A COMPUTATIONAL ASSESSMENT
机译:
LWR内部组件的低温溶胀:计算评估
作者:
R. E. Stoller
;
S. I. Golubov
;
A. V. Barashev
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
void swelling;
reactor internals;
life extension;
modeling;
17.
SMALL SCALE MECHANICAL TESTING ON ION BEAM IRRADIATED 304SS
机译:
离子束辐照304SS的小规模机械测试
作者:
P. Hosemann
;
A.Reichard
;
A. Lupinacci
;
C. Howard
;
H. Vo
;
M.D. Abad
;
D. Kaoumi
;
P.Chou
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Stainless steel;
radiation damage;
small scale mechanical testing;
nanoindentation;
micro compression testing;
18.
PROGRESS IN THE INVESTIGATION OF NUCLEAR POWER PLANT CABLE AGING
机译:
核电站电缆老化的研究进展
作者:
Leonard S. Fifield
;
Robert C. Duckworth
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
cable;
insulation;
polymer;
EPR;
XLPE;
aging;
degradation;
LWRS;
19.
INFLUENCE OF SPECIMEN SIZE/TYPE ON THE FRACTURE TOUGHNESS OF FIVE IRRADIATED RPV MATERIALS
机译:
标本大小/类型对五种辐照RPV材料的断裂韧性的影响
作者:
Randy K. Nanstad
;
Mikhail A. Sokolov
;
Enrico Lucon
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
bend;
compact;
dpa;
fracture toughness;
irradiation;
Master Curve;
neutron fluence;
reactor pressure vessel;
specimen size;
20.
PROGRESS IN ASSESSMENT OF NON-DESTRUCTIVE TECHNIQUES FOR EVALUATING THE STATE OF AGING CABLES IN NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
评估核电厂老化电缆状态的非破坏性技术评估进展
作者:
Leonard S. Fifield
;
Pradeep Ramuhalli
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
21.
MRP-227 REACTOR VESSEL INTERNALS INSPECTION PLANNING AND INITIAL RESULTS AT THE OCONEE NUCLEAR STATION UNIT 3
机译:
OCONEE核电站3号机组的MRP-227反应堆容器内部检查计划和初步结果
作者:
S. B. Davidsaver
;
S. Fyfitch
;
D. E. Whitaker
;
R. L. Doss
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
MRP-227;
RV Internals;
Oconee Nuclear Station;
Inspection Results;
22.
IGSCC IN A BWR STEAM LINE AFTER 30 YEARS OF OPERATION
机译:
运行30年后的BWR蒸汽生产线中的IGSCC
作者:
Ulla Ehrnsten
;
Juha-Matti Autio
;
Petra Holmstrom
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
stainless steel;
Type 304;
failure;
IGSCC;
BWR;
23.
Characterization of Materials Properties and Crack Propagation Mechanisms in Damaged Alloy 718 Leaf Springs Following Commercial Reactor Exposure
机译:
商业反应堆暴露后的合金718板簧受损材料的材料特性和裂纹扩展机制的表征
作者:
Keith J. Leonard
;
Maxim N. Gussev
;
Jacqueline N. Stevens
;
Jeremy T. Busby
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 718;
Failure Analysis;
Delta Phase;
24.
LABORATORY ANALYSIS OF A BOAT SAMPLE REMOVED FROM BOTTOM MOUNTED INSTRUMENTATION NOZZLE #3 AT PALO VERDE UNIT 3
机译:
从帕洛佛得角3号底部安装的仪表喷嘴#3卸下的船样本的实验室分析
作者:
James Hyres
;
Hongqing Xu
;
Edison Fernandez
;
Craig Harrington
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Bottom Mounted Nozzle;
Alloy 600;
Alloy 82/182;
PWSCC;
Lack-of-Fusion;
25.
LABORATORY ANALYSIS OF CRACKED CRDM HOUSINGS FROM PALISADES
机译:
扇形裂纹CRDM外壳的实验室分析
作者:
James Hyres
;
Ben Williams
;
Richard Smith
;
Sontra Yim
;
David Alley
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
PWR;
Control Rod Drive Mechanism;
Type 316 stainless steel;
Type 347 stainless steel;
transgranular stress corrosion cracking;
TGSCC;
chloride;
26.
HOLD DOWN SPRING FAILURE ANALYSIS
机译:
压簧故障分析
作者:
Jacqueline N. Stevens
;
Keith J. Leonard
;
Maxim N. Gussev
;
Gabriel Ilevbare
;
J. Lawrence Nelson
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 718;
Failure Analysis;
Delta Phase;
27.
REVIEW OF US EXPERIENCE ON IN-PLANT GAMMA SPECTROMETRY FOR SOURCE TERM CONTROL MONITORING
机译:
美国对源伽玛监测的厂内伽玛谱研究的评论
作者:
Carola Gregorich
;
Daniel Wells
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Standard Radiation Monitoring;
SRMP;
BRAC;
gamma spectrometry;
ex-core surface characterization;
radiation field reduction;
source term reduction;
cobalt-60;
28.
ADMIRALTY BRASS MAIN CONDENSER TUBE DEGRADATION AT FITZPATRICK
机译:
FITZPATRICK的ADMINALTY黄铜主冷凝器管降解
作者:
Bill Bock
;
George Licina
;
Al Jarvis
;
Joe Giannelli
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
29.
AN INVESTIGATION INTO STRESS CORROSION CRACKING SUSCEPTIBILITY OF THE REPAIRED PRESSURISER AT THE SIZEWELL B PWR IN THE UK
机译:
英国SIZEWELL B压水堆修复后的压力机的应力腐蚀开裂敏感性研究
作者:
Alan F. George
;
David Crowle
;
Stephen F. Loveday
;
Stuart L. Medway
;
Graham P. Quirk
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
30.
EVALUATION AND IMPLEMENTATION OF METHODOLOGY FOR DISPOSITIONING FLAWS IN Zr-2.5 Nb PRESSURE TUBES OF CANDU~® POWER REACTORS
机译:
Candu〜®电力反应器Zr-2.5%Nb压力管中缺陷的布置方法的评估和实施
作者:
Yong-Zhi Wang
;
John Jin
;
Gerry Frappier
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Regulatory Evaluation;
Zr-2.5Nb pressure tubes;
delayed hydride cracking (DHC);
flaw disposition;
component fitness for service assessment;
CANDU power reactors;
31.
INVESTIGATION OF THE RELATIONSHIP BETWEEN LOCAL PLASTIC STRAIN ESTIMATED BY EBSD AND LOCAL NANOINDENTATION HARDNESS IN ALLOY 690
机译:
EBSD引起的局部塑性应变与合金690局部纳米取向硬度关系的研究
作者:
Rickard R. Shen
;
Valter Stroem
;
Pal Efsing
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Electron backscatter diffraction (EBSD);
plastic strain;
misorientation;
local misorientation;
nanoindentation;
Alloy 690;
32.
EFFECT OF HEAT TREATMENT AND COLD WORK ON THE ORDERING OF ALLOY 690 AT 475°C
机译:
热处理和冷加工对690°C合金690有序化的影响
作者:
Roman Mouginot
;
Teemu Sarikka
;
Mikko Heikkilae
;
Ulla Ehrnsten
;
Young Suk Kim
;
Sung Soo Kim
;
Hannu Haenninen
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 690;
thermal ageing;
short-range ordering;
Ni_2Cr;
cold work;
thermal treatment;
33.
THE EFFECTS OF METALLURGICAL FACTORS ON STRESS CORROSION CRACK GROWTH RATE IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER FOR COLD WORKED TT ALLOY 690
机译:
冶金因素对冷轧TT合金690模拟压水堆原水中应力腐蚀裂纹扩展速率的影响
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》
|
2015年
关键词:
TT Alloy 690;
crack growth rate;
eutectic carbides;
cracked carbides;
Vickers hardness;
grain size;
fabrication process;
34.
EFFECT OF POLISHING PROCESS ON CORROSION OF ALLOY 600 IN PRIMARY WATER
机译:
抛光工艺对600合金在原水中的腐蚀的影响
作者:
Qunjia Peng
;
Yaolei Han
;
En-Hou Han
;
Wei Ke
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 600;
XPS;
TEM;
High temperature corrosion;
35.
EFFECT OF WORK HARDENED INNER SURFACE LAYERS ON STRESS CORROSION CRACKING OF TYPE 316 STAINLESS STEEL AND TT ALLOY 690 IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
硬化内表面层对模拟压水堆原水中316不锈钢和TT合金690应力腐蚀开裂的影响
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》
|
2015年
关键词:
heavily machined surface;
heavily ground surface;
SCC growth rate;
crack arrest;
functionally graded cold roll;
36.
THE EFFECT OF GRAIN BOUNDARY MISORIENTATION ON THE GRAIN BOUNDARY ENERGY IN A HIGHLY TWINNED ALLOY 690
机译:
晶界错位对高度孪晶合金690的晶界能的影响
作者:
Shuang Xia
;
Huihui Yang
;
Zilong Zhang
;
Qin Zhao
;
Bangxin Zhou
;
Qin Bai
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 690;
grain boundary energy;
CSL grain boundary;
37.
THE ANALYSIS OF MICROSTRUCTURE AND GRAIN ORIENTATION OF THERMALLY-AGED ALLOY 600
机译:
热时效合金600的组织和晶粒取向分析
作者:
Seung Chang Yoo
;
Kyoung Joon Choi
;
Taeho Kim
;
Seunghyun Kim
;
Ji Hyun Kim
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
nickel based alloy;
thermal aging;
precipitate;
microstructure;
tensile test;
38.
SEM-EBSD AND TEM ANALYSIS OF STRESS CORROSION CRACK INITIATION SITES IN NEUTRON-IRRADIATED AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
中子辐照奥氏体不锈钢中应力腐蚀裂纹萌生部位的SEM-EBSD和TEM分析
作者:
M.N. Gussev
;
K.G. Field
;
J.T. Busby
;
K.J. Stephenson
;
G.S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Stainless steel;
neutron irradiation;
stress corrosion crack initiation;
EBSD;
dislocation channeling;
deformation localization;
39.
COMPOSITION AND MORPHOLOGY OF THE OXIDE FILM FORMED ON 316L STAINLESS STEEL DURING IN-SITU PROTON IRRADIATION IN PWR CONDITIONS
机译:
压水堆条件下原位质子辐照316L不锈钢制成的氧化物膜的组成和形貌
作者:
Stephen S. Raiman
;
Gary S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
40.
EFFECTS OF LOCALLY DEFORMED STRUCTURE ON OXIDE FILM PROPERTIES IN NEUTRON-IRRADIATED AUSTENITIC STAINLESS STEEL
机译:
局部形变组织对中子辐照奥氏体不锈钢中氧化物膜性能的影响
作者:
Yasuhiro Chimi
;
Yuji Kitsunai
;
Shigeki Kasahara
;
Kazuhiro Chatani
;
Masato Koshiishi
;
Yutaka Nishiyama
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
IASCC;
locally deformed structure;
oxide film;
neutron irradiation;
austenitic stainless steel;
41.
RELATION BETWEEN IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING AND DISCONTINUOUS SLIP AT GRAIN BOUNDARIES
机译:
晶粒边界处的辐照辅助应力腐蚀开裂和不连续滑动之间的关系
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》
|
2015年
关键词:
Irradiation assisted stress corrosion cracking;
localized deformation;
austenitic steel;
42.
DEVELOPMENT OF A NOVEL SCC TEST FOR ISOLATING CRACK INITIATION IN NEUTRON IRRADIATED STAINLESS STEEL
机译:
中子辐照不锈钢隔离裂纹萌生的新型SCC试验的开发
作者:
Kale J. Stephenson
;
Gary S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
IASCC;
neutron-irradiated;
stainless steel;
four point bend test;
43.
EFFECT OF POST-IRRADIATION ANNEALING ON HARDENING, LOCALIZED DEFORMATION AND IASCC OF A PROTON-IRRADIATED 304 STAINLESS STEEL
机译:
辐照后退火对质子辐照304不锈钢硬化,局部变形和IASCC的影响
作者:
Zhijie Jiao
;
Justin Hesterberg
;
Gary Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
IASCC;
stainless steel;
BWR;
post-irradiation annealing;
44.
SURFACE OXIDATION OF 316L SS AND MODEL ALLOYS IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
模拟压水堆原水中316L SS和模型合金的表面氧化
作者:
Guangdong Han
;
Zhanpeng Lu
;
Xiangkun Ru
;
Junjie Chen
;
Jinlong Zhang
;
Bangxin Zhou
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
austenitic stainless steel;
pressurized water reactor;
oxidation behaviour;
neutron-irradiation;
high temperature water;
45.
STRESS CORROSION CRACKING OF PROTON IRRADIATED ALLOY 33 FOR ACCIDENT TOLERANT FUEL CLADDING
机译:
质子辐照熔覆的质子辐照合金33的应力腐蚀开裂
作者:
Parag Ahmedabadi
;
Gary S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
46.
THE ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACKING OF COLD-WORKED ALLOY 800 AND HIGHER-CHROMIUM VARIANTS IN MILDLY ACIDIC SULPHATE ENVIRONMENTS
机译:
在弱酸性硫酸盐环境中的环境改善的冷作合金800和高铬变体的开裂
作者:
J.M. Smith
;
K. Daub
;
M.D. Wright
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
stress corrosion cracking;
environmentally assisted cracking;
Alloy 800;
sulphate;
chromium;
steam generator tubing;
crack initiation;
47.
STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 800 IN SECONDARY SIDE CREVICE ENVIRONMENT
机译:
二次侧壁环境中合金800的应力腐蚀开裂
作者:
Maria-Lynn Turi
;
Guylaine Goszczynski
;
Gabriel Ogundele
;
Allan Jarvine
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 800;
Alloy 600;
Stress Corrosion Cracking;
Initiation;
Growth Rate;
Acidic Crevice Environment;
48.
THE FIRST TWO OCCURRENCES OF EXTERNAL DAMAGE ON 600TT ALLOY TUBES IN FRANCE
机译:
法国600TT合金管的第二次外部损坏
作者:
Marc Boccanfuso
;
Yannick Thebault
;
Bertand Massini
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
ODSCC;
600TT alloy;
tube;
destructive examination;
49.
Pb EFFECTS ON NiO AND Pb-CONTAINED SOLUTION INTERFACE WITH HIGH-RESOLUTION X-RAY REFLECTIVITY
机译:
高分辨率X射线反射率对NiO和Pb污染的溶液界面上的Pb效应
作者:
Jongjin Kim
;
Changyong Park
;
Hawoong Hong
;
Taeho Kim
;
Seunghyun Kim
;
Chi Bum Bahn
;
Jason D. Hoffman
;
Anand Bhattacharya
;
Ji Hyun Kim
;
Seungbum Hong
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Metal oxide-liquid interface;
X-ray reflectivity;
PbSCC;
50.
PbSCC OF ALLOY 800NG STEAM GENERATOR TUBING IN ALKALINE ENVIRONMENTS
机译:
碱性环境中800NG蒸汽发生器管道的PbSCC
作者:
Brent Capell
;
Ryan Wolfe
;
Jesse Lumsden
;
Richard Eaker
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
ODSCC;
PbSCC;
Lead;
Steam Generator;
Alloy 800;
Caustic;
Chloride;
Secondary Water Chemistry;
51.
MITIGATING EFFECT OF MAGNETITE BUFFERING ON ALLOY 800 TUBING DEGRADATION IN ACIDIC, SULPHATE-DOMINATED ENVIRONMENTS AT 300 °C
机译:
在300°C的酸性,硫酸盐污染环境中,磁铁矿缓冲对合金800钢管降解的缓解作用。
作者:
Jagan Ulaganathan
;
Mike Wright
;
Ming Huang
;
Craig Stuart
;
Stan Klimas
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 800;
Acidic Sulphate Chemistry;
High Temperature pH measurement;
pH_T Elevation by Magnetite;
52.
EXAMINATION OF ET-INDICATIONS OF STEAM GENERATOR TUBES FROM THE ALMARAZ UNIT 2 NPP REPLACEMENT STEAM GENERATOR SG3
机译:
阿尔玛拉兹2号机组NPP替换蒸汽发生器SG3的蒸汽发生器管的ET指示检验
作者:
Renate Kilian
;
Elmar Schweitzer
;
Luis Soriano
;
Marta Baladia
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 800 mod.;
Replacement Steam Generator;
Denting;
ODSCC;
53.
A STRESSED TUBE, BOILING HEAT TRANSFER CORROSION TEST TO EVALUATE SULFATE CONTAMINATION
机译:
应力管沸腾传热腐蚀试验,以评估硫酸盐污染
作者:
Frederick D. Miller
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
stress corrosion cracking;
intergranular attack;
tube thinning;
sulfate;
Alloy 600;
Alloy 690;
boiling;
heat transfer;
54.
INTERGRANULAR OXIDATION OF ALLOY 600 EXPOSED TO SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
模拟压水堆原水暴露于合金600的晶间氧化
作者:
Jacqueline Giovanna Caballero Hinostroza
;
Cecilie Duhamel
;
Thierry Couvant
;
Jerome Crepin
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 600;
PWR;
intergranular oxide penetration;
chromium carbide;
hydrogen content;
55.
SOLUTION ANNEALED AND THERMALLY TREATED ALLOY 600 PREFERENTIAL INTERGRANULAR OXIDATION: A COMPARISON
机译:
退火和经过热处理的合金600首选颗粒间氧化的解决方案:比较
作者:
G. Bertali
;
F. Scenini
;
P. Gilles
;
M. G. Burke
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Alloy 600;
preferential intergranular oxidation;
GB migration;
carbides;
56.
RECENT INSIGHTS IN THE DEFORMATION AND FRACTURE OF OXIDIZED GRAIN BOUNDARIES IN AUSTENITIC ALLOYS: A SYNERGISTIC EXPERIMENTAL AND FINITE ELEMENT STUDY
机译:
奥氏体合金中氧化晶粒边界的形变和断裂的最新见解:协同实验和有限元研究
作者:
Judith Dohr
;
Edmund Tarleton
;
David E.J. Armstrong
;
Thierry Couvant
;
Sergio Lozano-Perez
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
SCC;
Alloy 600;
304 Stainless Steel;
Fracture Mechanics;
Finite Element Modelling;
57.
GRAIN BOUNDARY OXIDATION OF NICKEL BASE WELDS 182/82 IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
模拟压水堆原水中镍基焊缝182/82的晶界氧化
作者:
Mickaeel Wehbi
;
Cecilie Duhamel
;
Thierry Couvant
;
Jerome Crepin
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
intergranular oxidation;
Alloy 182;
weld;
oxidation kinetics;
58.
DEDICATION
机译:
专职
作者:
William J. Mills
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
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