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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.
STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 152 WELD BUTTER NEAR THE LOW ALLOY STEEL INTERFACE
机译:
低合金钢界面附近的152合金焊缝的应力腐蚀开裂
作者:
Bogdan Alexandreanu
;
Yiren Chen
;
Ken Natesan
;
Bill Shack
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;
Alloy 152;
Cr dilution;
2.
SCC CRACK INITIATION IN NICKEL BASED ALLOY WELDS IN HYDROGENATED STEAM AT 400°C
机译:
400°C加氢蒸汽中镍基合金焊缝的SCC裂纹萌生
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》
|
2015年
关键词:
Alloy 82;
SCC;
Crack initiation;
microstructure;
mechanical properties;
3.
AN UPDATE ON ALLOYS 690/52/152 PWSCC INITIATION TESTING
机译:
合金690/52/152 PWSCC初始化测试的更新
作者:
Kimihisa SAKIMA
;
Takaharu MAEGUCHI
;
Kenji SATO
;
Koji FUJIMOTO
;
Yasuto NAGOSHI
;
Morihito NAKANO
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;
high temperature water;
Alloy 690;
Alloy 152 weld metal;
Alloy 52 weld metal;
cold work;
stress intensity factor;
4.
FACTORS AFFECTING LOW TEMPERATURE CRACK PROPAGATION (LTCP) SUSCEPTIBILITY OF NICKEL-BASED ALLOY 182,82,152 AND 52 WELD METALS
机译:
镍基合金182、82、152和52焊接金属的低温裂纹扩展(LTCP)敏感性的影响因素
作者:
Marias Ahonen
;
Ulla Ehrnsten
;
Tapio Saukkonen
;
Olga Todoshchenko
;
Hannu Haenninen
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Nickel-based weld metal alloys;
low temperature crack propagation;
hydrogen trapping;
fracture resistance;
5.
CRACK GROWTH RATE MEASUREMENTS IN ALLOY 182 IN PWR PRIMARY WATER AT LOW STRESS INTENSITY
机译:
低应力强度下压水堆原水中182合金的裂纹扩展速率测量
作者:
Anders Jenssen
;
Pal Efsing
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;
crack growth rate;
nickel alloy weld metal;
Alloy 182 weld metal;
stress intensity factor;
disposition curves;
PWR primary water;
6.
PROPERTIES AND PERFORMANCE OF A HIGH CHROMIUM NICKEL ALLOY FILLER METAL 52i
机译:
高铬镍合金填充金属52i的性能和性能
作者:
Douglas G. Baldrey
;
Catherine M. Brown
;
James B. Burns
;
Thomas E. Capobianco
;
Heather M. Mohr
;
David S. Morton
;
Tyler E. Moss
;
John V. Mullen
;
Larry Paul
;
Elaine West
;
George A. Young
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
EN52i;
nickel alloy weld metals;
welding;
weldability;
stress corrosion cracking;
low temperature crack propagation;
corrosion fatigue;
7.
THE SCC BEHAVIOR OF ALLOY 82/LOW ALLOY STEEL DISSIMILAR METAL WELD IN THE FUSION BOUNDARY REGION IN A SIMULATED PRIMARY WATER ENVIRONMENT
机译:
模拟水环境下熔融边界区合金82 /低合金钢异种金属的SCC行为
作者:
Jian Xu
;
Jiro Kuniya
;
Yoichi Takeda
;
Tetsuo Shoji
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
SCC;
Alloy 82;
dissimilar metal weld;
time domain analysis;
8.
GUIDELINES FOR AVOIDING GALVANIC CORROSION IN NUCLEAR PLANT PIPING SYSTEMS
机译:
避免核电站管道系统中电腐蚀的准则
作者:
George J. Licina
;
Heather F. Jackson
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
galvanic corrosion;
cathodic protection;
insulating kits;
grounding;
9.
IDENTIFICATION OF POTENTIAL DEGRADATION PHENOMENA FOR SPENT FUEL DRY CASK STORAGE SYSTEMS
机译:
燃油干桶存储系统潜在的降解现象的识别
作者:
Greg Oberson
;
Darrell Dunn
;
Matthew Hiser
;
Ricardo Torres
;
Bhasker Tripathi
;
John Wise
;
Emma Wong
;
Yiming Pan
;
Xihua He
;
Asadul Chowdhury
;
Richard Page
;
Leonardo Caseres
;
Christopher Jones
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Spent nuclear fuel;
waste;
storage;
stainless steel;
concrete;
aging;
stress corrosion cracking;
10.
RADIOLYTIC CORROSION OF CU NUCLEAR WASTE CONTAINERS
机译:
铜核废料容器的放射性腐蚀
作者:
Balsam Ibrahim
;
Dmitrij Zagidulin
;
Jared M. Smith
;
Sridhar Ramamurthy
;
J. Clara Wren
;
David W. Shoesmith
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
vapour phase corrosion of copper;
low γ-radiation fields;
influence of relative humidity;
spent fuel disposal;
11.
RADIATION-ASSISTED CORROSION OF CARBON STEEL NUCLEAR WASTE CONTAINER
机译:
碳钢核废料容器的辐射腐蚀
作者:
Linda Wu
;
Dan Guo
;
Alex Van Belois
;
James J. Noeel
;
Peter G. Keech
;
J. Clara Wren
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Carbon steel;
crevice corrosion;
radiation;
neutral pH;
12.
INTERACTIONS BETWEEN CARBON STEEL AND UO_2 CORROSION FRONTS INSIDE A FAILED NUCLEAR WASTE CONTAINER
机译:
最终核废料容器内碳钢与UO_2腐蚀前壁之间的相互作用
作者:
Shannon L.W. Hill
;
Nazhen Liu
;
Ziqiang Qin
;
Dmitrij Zagidulin
;
David W. Shoesmith
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
steel corrosion;
nuclear waste containers;
radiolytic spent fuel corrosion;
13.
EFFECTS OF HYDROGEN IN ALLOY 690 ON INTERFACIAL REACTION KINETICS
机译:
合金690中的氢对界面反应动力学的影响
作者:
Xiaofeng Xia
;
Zhanpeng Lu
;
Ru Xiong
;
Junjie Chen
;
Qian Xiao
;
Tetsuo Shoji
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
14.
USING SYNCHROTRON LIGHT TO FOLLOW CORROSION IN SIMULATED INTERMEDIATE LEVEL WASTE PACKAGES
机译:
在模拟中级废物包装中使用SYNCHROTRON光跟踪腐蚀
作者:
N. Harker
;
A. Bernasconi
;
J. Wright
;
R. Jervis
;
D. Finegan
;
T. Neville
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Aluminium;
cement;
nuclear waste storage;
synchrotron;
x-ray diffraction;
tomography;
DCT;
PCT;
XRD-CT;
15.
SCC INITIATION OF CW ALLOY TT690 AND ALLOY 600 IN PWR WATER
机译:
压水水中CW TT690和600合金的SCC起始
作者:
Koji Arioka
;
T. Yamada
;
T. Miyamoto
;
T. Terachi
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
16.
DEVELOPMENT OF A 'LOCAL' MODEL TO PREDICT IGSCC: PRELIMINARY CALIBRATION OF PARAMETERS FOR NICKEL ALLOYS EXPOSED TO PRIMARY WATER
机译:
预测IGSCC的“本地”模型的开发:暴露于原水中的镍合金的参数的初步校准
作者:
Thierry Couvant
;
Mickael Wehbi
;
Cecilie Duhamel
;
Jerome Crepin
;
Remi Munier
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
intergranular stress corrosion cracking;
Alloy 182;
primary water;
intergranular oxidation;
crystal plasticity;
fracture of oxidized grain boundaries;
modeling;
initiation;
crack growth;
17.
SOME MECHANO-ELECTROCHEMICAL ASPECTS OF SCC IN HIGH TEMPERATURE WATER AND RELATED MODELING
机译:
高温水中SCC的一些机电方面及其建模
作者:
Zhanpeng Lu
;
Tetsuo Shoji
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;
nuclear power plants;
high temperature water;
crack tip mechanics;
interfacial electrochemistry;
18.
A SIMULATION OF IGSCC OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS EXPOSED TO PRIMARY WATER
机译:
暴露于原水的奥氏体不锈钢IGSCC的模拟
作者:
Thierry Couvant
;
David Haboussa
;
Sebastien Meunier
;
Gerald Nicolas
;
Emrika Julan
;
Kenji Sato
;
Frederic Delabrouille
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
intergranular stress corrosion cracking;
stainless steel;
primary water;
simulation;
finite element modeling;
19.
COMPARATIVE STUDY OF MATERIAL'S BEHAVIOUR IN SUPERCRITICAL WATER AND SUPERHEATED STEAM
机译:
材料在超临界水和过热蒸汽中的行为比较研究
作者:
Peter McClure
;
Rainier Garcia
;
Xiao Huang
;
Dave Guzonas
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
SCWR;
AISI 310 stainless steel;
corrosion test;
supercritical;
subcritical;
superheated steam;
weight gain;
SEM;
20.
EFFECT OF WATER DENSITY/PRESSURE ON THE CORROSION BEHAVIOUR OF SUPERALLOYS IN 625 AND A-286
机译:
密度和压力对625和A-286中超级合金腐蚀行为的影响
作者:
Rainier Garcia
;
Xiao Huang
;
Dave Guzonas
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Gen IV SCWR;
IN 625;
A-286;
supercritical water;
subcritical water;
steam;
weight change;
SEM;
21.
STUDY OF THE OXIDATION BEHAVIOR OF ALLOY 690 IN LIQUID WATER, STEAM AND SUPERCRITICAL WATER
机译:
合金690在液态水,蒸汽和超临界水中的氧化行为研究
作者:
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:
Supercritical water;
steam;
liquid water;
nickel based alloy 690;
oxidation;
22.
COMPARISON STUDY ON OXIDATION BEHAVIOR OF ADVANCED NICKEL-BASED SUPERALLOYS IN SUPERCRITICAL WATER (SCW)
机译:
镍基超合金在超临界水中氧化行为的比较研究
作者:
Mohsen Sanayei
;
Majid Nezakat
;
Hamed Akhiani
;
Sami Panttilae
;
Jerzy Szpunar
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Supercritical Water (SCW);
Oxidation;
Nickel-based Superalloys;
23.
THE INFLUENCE OF WATER RADIOLYSIS ON CORROSION IN HIGH-TEMPERATURE STEAM
机译:
高温蒸汽中水的辐照度对腐蚀的影响
作者:
H. Subramanian
;
V. Subramanian
;
M. Momeni
;
J.J. Noeel
;
J.M. Joseph
;
D.A. Guzonas
;
J.C. Wren
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
24.
SCC GROWTH RATE TESTING OF COLD WORKED STAINLESS STEEL IN HYDROGEN DEAERATED WATER
机译:
氢气处理水中冷加工不锈钢的SCC生长速率测试
作者:
David Morton
;
George Newsome
;
Elaine West
;
Chelsea Ehlert
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
SCC;
304SS;
cold work;
Q;
sensitization;
hydrogen;
sulfur;
25.
STRESS CORROSION CRACKING IN A STAINLESS STEEL 308L-316L WELD JOINT IN PRIMARY WATER
机译:
原始水中不锈钢308L-316L焊接接头的应力腐蚀开裂
作者:
Qunjia Peng
;
Lijin Dong
;
En-Hou Han
;
Wei Ke
;
Lei Wang
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;
Weld joint;
Primary water;
Stainless steel;
Heat affected zone;
26.
STRESS CORROSION CRACKING OF STAINLESS STEELS TESTED BY DYNAMIC LOADING IN OXIDIZING AND REDUCING PWR PRIMARY ENVIRONMENT
机译:
在氧化和还原压水堆主要环境中通过动态载荷测试的不锈钢应力腐蚀开裂
作者:
Nicolas Huin
;
Olivier Calonne
;
Steffen Berger
;
Bastian Devrient
;
Renate Kilian
;
Lionel Fournier
;
Antoine Marion
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
316L stainless steels;
PWSCC;
SSRT;
27.
EFFECTS OF DISSOLVED HYDROGEN ON THE ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACKING OF 316 STAINLESS STEEL IN PWR PRIMARY WATER AT 325 °C
机译:
溶解氢对325°C压水式原水中316不锈钢在环境中开裂的影响
作者:
Xiangyu Zhong
;
Shirish Chandarakant Bali
;
Tetsuo Shoji
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;
stainless steel;
high temperature water;
PWR environment;
28.
ASSESSING THE STRESS CORROSION CRACKING SUSCEPTIBILITY OF THE REPAIRED PRESSURISER HEATER WELL INSERTS AT THE SIZEWELL B PWR IN THE UK
机译:
评估英国SIZEWELL B压水堆修复后的压力加热器加热井插入件的应力腐蚀开裂敏感性
作者:
SL Medway
;
AF George
;
DR Tice
;
N. Platts
;
AS Griffiths
;
GP Quirk
;
D Crowle
;
S Loveday
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;
initiation;
component testing;
PWR;
29.
THE ELECTROCHEMICAL BEHAVIOR AND STRESS CORROSION CRACKING OF COLD ROLLED 316L STAINLESS STEEL IN SIMULATED PWR WATER ENVIRONMENTS
机译:
模拟压水环境下冷轧316L不锈钢的电化学行为和应力腐蚀开裂
作者:
Junjie Chen
;
Zhanpeng Lu
;
Qian Xiao
;
Xiangkun Ru
;
Guangdong Han
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;
pressurized water reactor primary water;
316L stainless steel;
cold rolling;
electrochemical behavior;
30.
CORROSION FATIGUE AND SCC BEHAVIOR OF 316LN IN HIGH PURITY AND BORON/LITHIUM WATER
机译:
高纯和硼/锂水中316LN的腐蚀疲劳和SCC行为
作者:
Donghai Du
;
Hui Lu
;
Kai Chen
;
Lefu Zhang
;
Xiuqiang Shi
;
Xuelian Xu
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
316LN stainless steel;
boron-lithium water chemistry;
dissolved oxygen (DO);
corrosion fatigue;
stress corrosion cracking (SCC);
crack growth rate (CGR);
31.
Risk-Informed Assessment of PWSCC Issue in CANDU Feeder Piping
机译:
CANDU支线管道中PWSCC问题的风险知情评估
作者:
Xinjian Duan
;
Ming Li
;
Min Wang
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
32.
DISSIMILAR METAL WELD PWSCC INITIATION MODEL REFINEMENT FOR XLPR PART Ⅰ: A SURVEY OF ALLOY 82/182/132 CRACK INITIATION LITERATURE
机译:
XLPR的异种金属焊接PWSCC初始模型改进:第一部分:合金82/182/132裂纹初始文献的调查
作者:
Greg Troyer
;
Steve Fyfitch
;
Kyle Schmitt
;
Glenn White
;
Craig Harrington
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
PWSCC initiation;
eXtremely Low Probability of Rupture (xLPR);
activation energy;
stress exponent;
stress threshold;
33.
DISSIMILAR METAL WELD PWSCC INITIATION MODEL REFINEMENT FOR XLPR PART Ⅱ: A STATISTICAL FRAMEWORK FOR THE INTEGRATION OF FIELD AND LABORATORY DATA
机译:
XLPR的异种金属焊接PWSCC初始化模型的改进Ⅱ:场和实验室数据整合的统计框架
作者:
Kyle P. Schmitt
;
Glenn A. White
;
Greg Troyer
;
Steve Fyfitch
;
Craig Harrington
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
PWSCC initiation;
failure time modeling;
eXtremely Low Probability of Rupture (xLPR);
34.
VALIDATION APPROACHES FOR COMPUTATIONAL WELD RESIDUAL STRESS MODELING
机译:
计算焊接残余应力建模的验证方法
作者:
Michael R. Hill
;
Minh N. Tran
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
weld residual stress;
model validation;
stress corrosion cracking;
stress intensity factor;
35.
RESIDUAL STRESS MEASUREMENT DATA FOR PWR DISSIMILAR METAL WELDS
机译:
PWR异种金属焊缝的残余应力测量数据
作者:
Michael R. Hill
;
Mitchell D. Olson
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Residual stress;
biaxial;
mapping;
nozzle;
dissimilar metal weld;
36.
FATIGUE CRACK INITIATION TESTS ON ZR-2.5NB IN A HEAVY WATER REACTOR ENVIRONMENT
机译:
重水反应器环境中ZR-2.5NB的疲劳裂纹萌生试验
作者:
H.M. Nordin
;
M. Lundgren
;
A.J. Phillion
;
M.D. Wright
;
A. Douchant
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
corrosion fatigue;
Zr-2.5Nb;
hydrogen ingress;
high temperature heavy water;
37.
HIGH-RESOLUTION X-RAY REFLECTIVITY AS AN IN-SITU PROBE OF THE INTERFACIAL PROCESSES AT ZIRCONIA-WATER INTERFACE
机译:
高分辨率X射线反射率作为锆石-水界面界面过程的原位探针
作者:
Changyong Park
;
Binyang Hou
;
Jongjin Kim
;
Taeho Kim
;
Seunghyun Kim
;
Chi Bum Bahn
;
Ji Hyun Kim
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
zirconia-water interface;
interfacial hydration;
corrosion;
38.
IN-SITU IRRADIATION ACCELERATED OXIDATION OF ZIRCALOY-4 UNDER PROTON OR ELECTRON IRRADIATION IN PWR PRIMARY WATER
机译:
压水堆原水在质子或电子辐照下ZIRCALOY-4的原位辐照加速氧化
作者:
Peng Wang
;
Kotchaphan Kanjana
;
David Bartels
;
Kirill Gutsol
;
Gary S. Was
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Zircaloy-4;
Corrosion;
Irradiation;
proton;
electron;
39.
DEVELOPMENT AND PERFORMANCE OF Mo FUEL CLADDING UNDER LWR AND SEVERE LOSS OF COOLANT ACCIDENT CONDITIONS
机译:
轻水堆下钼燃料熔覆层的发展与性能以及严重事故条件下的严重损失
作者:
Young-Jin Kim
;
Bo Cheng
;
Peter Chou
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
ATF Mo cladding;
light water reactor;
LWR corrosion;
high temperature steam oxidation;
40.
STUDY OF THE IRRADIATION INDUCED MICROSTRUCTURAL CHANGE IN ZR EXCEL ALLOY WITH IN SITU HEAVY ION IRRADIATION
机译:
原位重离子辐照ZR合金的辐照诱导组织变化
作者:
Hongbing Yu
;
Zhongwen Yao
;
Mark A. Kirk
;
Mark R. Daymond
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Zr-Excel alloy;
heavy ion irradiation;
dislocation loops;
phase stability;
elemental redistribution;
41.
EFFECT OF SEVERE-COLD-WORKING ON MICROSTRUCTURE OF ZIRCALOY 2
机译:
严酷工作对ZIRCALOY 2微观组织的影响
作者:
Ryo Ishibashi
;
Akihito Takahashi
;
Masatoshi Inagaki
;
Yoshikazu Todaka
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Zircaloy 2;
face milling;
high pressure torsion processing;
deformed microstructure;
precipitate;
high temperature water corrosion;
oxide film;
42.
ASSESSMENT OF ADVANCED STEELS AS ACCIDENT TOLERANT FUEL CLADDING FOR COMMERCIAL LIGHT WATER REACTORS
机译:
对高级轻钢进行评估,以作为商用轻水反应堆的耐燃油包层
作者:
Raul B. Rebak
;
Russell E. Stachowski
;
Yang-Pi Lin
;
Nicholas R. Brown
;
Kurt A. Terrani
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Nuclear Fuel;
Accident Tolerant;
Ferritic Steels;
Fe-Cr-Al Alloys;
Normal Operation Conditions;
Steam;
Neutronics;
Tritium;
Waste Storage;
43.
CHARACTERIZATION OF PRE-TRANSITION OXIDES FORMED ON ZIRLO™
机译:
ZIRLO™制成的预过渡氧化物的表征
作者:
Ho Yeon Bae
;
Tae Ho Kim
;
Ji Hyun Kim
;
Chi Bum Bahn
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
ZIRLO;
oxide;
pre-transition;
primary water;
in-situ transmission electron microscopy;
44.
EFFECT OF WATER CHEMISTRY ON OXIDATION BEHAVIOR OF β-NB PRECIPITATES IN ZR-NB-0.2BI ALLOY
机译:
水化学性质对ZR-NB-0.2BI合金中β-NB析出物的氧化行为的影响
作者:
M. Y. Yao
;
C.Y. Gao
;
J. Huang
;
L. Zhu
;
X. Liang
;
J. L. Zhang
;
B.X. Zhou
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Zr-Nb zirconium alloy;
β-Nb precipitates;
oxidation behavior;
lithium hydroxide;
water chemistry;
45.
FUEL SURVEILLANCE RESULTS FROM THE FIRST TiO_2 APPLICATION IN A BWR PLANT
机译:
BWR工厂中首次使用TiO_2的燃料监控结果
作者:
Junichi Takagi
;
Hirohide Urata
;
Masato Okamura
;
Ken Koyabu
;
Takayuki Kaminaga
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
TiO_2;
deposition amount;
IGSCC;
fuel cladding corrosion;
oxide thickness;
46.
TRANSMISSION KIKUCHI DIFFRACTION CHARACTERIZATION OF INTERGRANULAR STRESS CORROSION CRACKING IN GRADE 316 STAINLESS STEEL
机译:
316不锈钢晶间应力腐蚀开裂的透射菊池衍射特征。
作者:
Martina Meisnar
;
Arantxa Vilalta-Clemente
;
Angus J. Wilkinson
;
Michael Moody
;
Sergio Lozano-Perez
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
transmission Kikuchi diffraction;
TKD;
t-EBSD;
intergranular stress corrosion cracking;
IGSCC;
316 stainless steel;
scanning electron microscope;
SEM;
transmission electron backscatter diffraction;
grain boundary misorientation;
47.
HIGH-RESOLUTION CHARACTERIZATION OF THE TEMPERATURE DEPENDENCE OF STRESS CORROSION CRACK PROPAGATION IN GRADE 316 STAINLESS STEEL
机译:
316不锈钢应力腐蚀裂纹扩展的温度依赖性的高精度表征。
作者:
Martina Meisnar
;
Michael Moody
;
Sergio Lozano-Perez
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
stress corrosion cracking;
SCC;
SUS316;
transmission electron microscopy;
TEM;
transmission Kikuchi diffraction;
TKD;
focused ion beam;
FIB;
crack growth rate;
CGR;
pressurized water reactor;
PWR;
48.
THE EFFECT OF COLD WORK ON THE CRACK RESPONSE OF DUAL CERTIFIED TYPE 304/304L STAINLESS STEEL CONTAINING BORON
机译:
冷加工对双重认证的含硼304 / 304L不锈钢的裂纹响应的影响
作者:
K. B. Fisher
;
B.D. Miller
;
E.C. Johns
;
R. Hermer
;
C. Brown
;
E.A. Marquis
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
stress corrosion cracking;
boron;
cold work;
304 SS;
304L SS;
atom probe tomography;
49.
EFFECT OF SURFACE FINISH ON THE CORROSION BEHAVIOUR OF GRADE 316L STAINLESS STEELS IN PRESSURISED, HIGH TEMPERATURE, LITHIATED WATER
机译:
表面处理对加压高温高温碳酸水中316L不锈钢的腐蚀行为的影响
作者:
Jonathan Morrison
;
Nathan Johnson
;
Thomas Hutchinson
;
Thomas Caswell
;
Brian Connolly
;
Andy Banks
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Corrosion;
Stainless Steel;
Surface Finish;
Primary Chemistry;
50.
Applying Advanced Analytical In Situ TEM to Assess SCC 'Precursor' Reactions in Austenitic Stainless Steel in H_2O
机译:
应用先进的原位分析TEM评估H_2O中奥氏体不锈钢中的SCC“前体”反应
作者:
S. Schilling
;
M. G. Burke
;
X.L. Zhong
;
N.J. Zaluzec
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
In Situ TEM;
Liquid Cell;
Type 304SS;
MnS inclusions;
dissolution;
microanalysis;
51.
EFFECT OF HIGH-TEMPERATURE WATER AND HYDROGEN ON THE FRACTURE BEHAVIOUR OF A LOW-ALLOY REACTOR PRESSURE VESSEL STEEL
机译:
高温水和氢对低合金反应堆压力容器钢断裂行为的影响
作者:
S. Roychowdhury
;
H.P. Seifert
;
P. Spaetig
;
Z. Que
;
S. Ritter
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Low Alloy Steel;
Hydrogen Embrittlement;
Fracture Toughness;
52.
FATIGUE BEHAVIOUR OF LOW-ALLOY FERRITIC STEEL AND CORRESPONDING DISSIMILAR METAL WELD SUBJECTED TO OXYGENATED HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
高温高温下低合金铁素体钢的疲劳行为及相应的异种金属焊接
作者:
M. C. Kammerer
;
X. Schuler
;
K.-H. Herter
;
T. Weissenberg
;
S. Weihe
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
corrosion-fatigue;
environmental effects;
low-alloy steel;
dissimilar metal weld;
oxygenated water;
strain-controlled;
strain rate;
53.
SUMMARY OF THE RESULTS OF A GERMAN RESEARCH PROJECT ON CHLORIDE EFFECTS ON THE GENERAL CORROSION AND STRESS CORROSION CRACKING BEHAVIOR OF LAS UNDER BWR CONDITIONS
机译:
BWR条件下德国对氯化物对普通腐蚀和应力腐蚀开裂行为的氯化物影响的德国研究项目的结果摘要
作者:
Matthias Herbst
;
Armin Roth
;
Martin Widera
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Low-Alloy Steel;
BWR;
Chloride;
Environmentally Assisted Cracking;
54.
MEASUREMENTS OF FATIGUE INITIATION OF CARBON STEEL IN HIGH TEMPERATURE WATER USING BLUNT NOTCH COMPACT TENSION SPECIMENS
机译:
用钝口紧张力试样测量高温水中碳钢的疲劳起始
作者:
Peter Brown
;
Alec Mclennan
;
Tom Hill
;
Stuart Medway
;
John Stairmand
;
Shahzma Jaffer
;
Michael Wright
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
Environmentally-assisted-fatigue;
crack initiation;
crack-growth;
carbon steel;
55.
EFFECT OF PPB LEVELS OF CHLORIDE ON THE STRESS CORROSION CRACKING OF PRESSURE VESSEL STEEL
机译:
氯化物的PPB含量对压力容器钢应力腐蚀开裂的影响
作者:
Xiaoyuan Lou
;
Peter L. Andresen
;
Tiangan Lian
;
Raj Pathania
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
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2015年
关键词:
pressure vessel steel;
A533B;
stress corrosion cracking;
chloride;
boiling water reactor;
crack growth;
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