掌桥科研
一站式科研服务平台
科技查新
收录引用
专题文献检索
外文数据库(机构版)
更多产品
首页
成为会员
我要充值
退出
我的积分:
中文会员
开通
中文文献批量获取
外文会员
开通
外文文献批量获取
我的订单
会员中心
我的包量
我的余额
登录/注册
文献导航
中文期刊
>
中文会议
>
中文学位
>
中国专利
>
外文期刊
>
外文会议
>
外文学位
>
外国专利
>
外文OA文献
>
外文科技报告
>
中文图书
>
外文图书
>
工业技术
基础科学
医药卫生
农业科学
教科文艺
经济财政
社会科学
哲学政法
其他
工业技术
基础科学
医药卫生
农业科学
教科文艺
经济财政
社会科学
哲学政法
其他
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
材料科学
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
马克思主义、列宁主义、毛泽东思想、邓小平理论
哲学、宗教
社会科学总论
政治、法律
军事
经济
文化、科学、教育、体育
语言、文字
文学
艺术
历史、地理
自然科学总论
数理科学和化学
天文学、地球科学
生物科学
医药、卫生
农业科学
工业技术
交通运输
航空、航天
环境科学、安全科学
综合性图书
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
材料科学
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
自然科学总论
数学、物理、化学、力学
天文学、地球科学
生物科技
医学、药学、卫生
航空航天、军事
农林牧渔
机械、仪表工业
化工、能源
冶金矿业
电子学、通信
计算机、自动化
土木、建筑、水利
交通运输
轻工业技术
材料科学
电工技术
一般工业技术
环境科学、安全科学
图书馆学、情报学
社会科学
其他
美国国防部AD报告
美国能源部DE报告
美国航空航天局NASA报告
美国商务部PB报告
外军国防科技报告
美国国防部
美国参联会主席指示
美国海军
美国空军
美国陆军
美国海军陆战队
美国国防技术信息中心(DTIC)
美军标
美国航空航天局(NASA)
战略与国际研究中心
美国国土安全数字图书馆
美国科学研究出版社
兰德公司
美国政府问责局
香港科技大学图书馆
美国海军研究生院图书馆
OALIB数据库
在线学术档案数据库
数字空间系统
剑桥大学机构知识库
欧洲核子研究中心机构库
美国密西根大学论文库
美国政府出版局(GPO)
加利福尼亚大学数字图书馆
美国国家学术出版社
美国国防大学出版社
美国能源部文献库
美国国防高级研究计划局
美国陆军协会
美国陆军研究实验室
英国空军
美国国家科学基金会
美国战略与国际研究中心-导弹威胁网
美国科学与国际安全研究所
法国国际关系战略研究院
法国国际关系研究所
国际宇航联合会
美国防务日报
国会研究处
美国海运司令部
北约
盟军快速反应部队
北约浅水行动卓越中心
北约盟军地面部队司令部
北约通信信息局
北约稳定政策卓越中心
美国国会研究服务处
美国国防预算办公室
美国陆军技术手册
一般OA
科技期刊论文
科技会议论文
图书
科技报告
科技专著
标准
其它
美国卫生研究院文献
分子生物学
神经科学
药学
外科
临床神经病学
肿瘤学
细胞生物学
遗传学
公共卫生&环境&职业病
应用微生物学
全科医学
免疫学
动物学
精神病学
兽医学
心血管
放射&核医学&医学影像学
儿科
医学进展
微生物学
护理学
生物学
牙科&口腔外科
毒理学
生理学
医院管理
妇产科学
病理学
生化技术
胃肠&肝脏病学
运动科学
心理学
营养学
血液学
泌尿科学&肾病学
生物医学工程
感染病
生物物理学
矫形
外周血管病
药物化学
皮肤病学
康复学
眼科学
行为科学
呼吸学
进化生物学
老年医学
耳鼻喉科学
发育生物学
寄生虫学
病毒学
医学实验室检查技术
生殖生物学
风湿病学
麻醉学
危重病护理
生物材料
移植
医学情报
其他学科
人类生活必需品
作业;运输
化学;冶金
纺织;造纸
固定建筑物
机械工程;照明;加热;武器;爆破
物理
电学
人类生活必需品
作业;运输
化学;冶金
纺织;造纸
固定建筑物
机械工程;照明;加热;武器;爆破
物理
电学
马克思主义、列宁主义、毛泽东思想、邓小平理论
哲学、宗教
社会科学总论
政治、法律
军事
经济
文化、科学、教育、体育
语言、文字
文学
艺术
历史、地理
自然科学总论
数理科学和化学
天文学、地球科学
生物科学
医药、卫生
农业科学
工业技术
交通运输
航空、航天
环境科学、安全科学
综合性图书
主题
主题
题名
作者
关键词
摘要
高级搜索 >
外文期刊
外文会议
外文学位
外国专利
外文图书
外文OA文献
中文期刊
中文会议
中文学位
中国专利
中文图书
外文科技报告
清除
历史搜索
清空历史
首页
>
外文会议
>
其他
>
International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry
International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry
召开年:
召开地:
出版时间:
-
会议文集:
-
会议论文
热门论文
全部论文
全选(
0
)
清除
导出
1.
Destruction of Crystallographic Texture in Zirconium Alloy Tubes
机译:
锆合金管中的晶体纹理的破坏
作者:
Viktor Grytsyna
;
Anatoliy Stukalov
;
Tetyana Chernyayeva
;
Volodymyr Krasnorutskyy
;
Dmytro Malykhin
;
Victor Voyevodin
;
Viktor Bryk
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
Zr-2.5Nb alloy;
inductive heating;
β-quenching;
growth coefficient;
texture;
α→β→α phase transformation;
microstructure;
irradiation growth;
2.
Modeling of the Simultaneous Evolution of Vacancy and Interstitial Dislocation Loops in hcp Metals Under Irradiation
机译:
辐照下HCP金属空位和间质位错循环循环同时演变的建模
作者:
Vladimir Dubinko
;
Anatoly Turkin
;
Alexander Abyzov
;
Malcolm Griffiths
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
irradiation;
dislocation loops;
microstructure evolution;
3.
Fretting-Wear Behavior of Zircaloy-4, OPTIN#8482;, and ZIRLO#8482; Fuel Rods and Grid Supports Under Various Autoclave and Hydraulic Loop Endurance Test Conditions
机译:
Zircaloy-4,Optin™和Zirlo™燃料棒和栅格支撑在各种高压釜和液压回路耐久性测试条件下的钻孔行为
作者:
Steven J. King
;
Michael Y. Young
;
Fabrice M. Guerout
;
Nigel J. Fisher
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
ZIRLOamp;
#8482;
OPTINamp;
#8482;
zircaloy-4;
fuel rods;
grids;
grid-to-rod clearances;
fretting-wear;
plastic deformation;
adhesive wear;
abrasive wear;
impact fretting-wear tests;
hydraulic loop fretting-wear endurance tests;
corrosion;
4.
Use of the Irradiation-Thermal Creep Model of Zr-1 Nb Alloy Cladding Tubes to Describe Dimensional Changes of VVER Fuel Rods
机译:
使用Zr-1%Nb合金包层管的辐射 - 热蠕变模型来描述Vver燃料棒的尺寸变化
作者:
A. Ya. Rogozyanov
;
A. V. Smirnov
;
B. A. Kanashov
;
V. S. Polenok
;
A. A. Nuzhdov
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
VVER fuel rods;
fuel rod cladding;
dimensional change;
zirconium alloy;
irradiation-thermal creep;
creep model;
irradiation growth;
5.
The Correlation Between Microstructures and in-BWR Corrosion Behavior of Highly Irradiated Zr-based Alloys
机译:
高辐射Zr基合金微结构与BWWR腐蚀行为的相关性
作者:
Yoshihiro Takagawa
;
Shinji Ishimoto
;
Yoshinori Etoh
;
Toshio Kubo
;
Keizo Ogata
;
Osamu Kubota
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
Zr-based alloys;
BWR;
corrosion;
high burnup;
microstructure;
second-phase particles;
transmission electron microscopy;
6.
Microstructure and Phase Control in Zr-Fe-Cr-Ni Alloys: Thermodynamic and Kinetic Aspects
机译:
ZR-Fe-Cr-Ni合金中的微观结构和相控制:热力学和动力学方面
作者:
P. Barberis
;
N. Dupin
;
C. Lemaignan
;
A. Pasturel
;
J. M. Grange
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
thermodynamic;
Zr-base alloys;
microstructure;
ab initio calculation;
corrosion;
7.
Inhibitors for Reducing Hydrogen Ingress During Corrosion of Zirconium Alloys
机译:
用于减少锆合金腐蚀过程中氢进入的抑制剂
作者:
Mohammad B. Elmoselhi
;
Alexander Donner
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
hydriding zirconium alloys;
corrosion of zirconium alloys;
inhibitors for hydrogen ingress;
8.
In-Situ Studies of the Oxide Film Properties on BWR Fuel Cladding Materials
机译:
BWR燃料包层材料上氧化膜特性的原位研究
作者:
M. Bojinov
;
L. Hansson-Lyyra
;
P. Kinnunen
;
T. Saario
;
P. Sirkiae
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy-2;
corrosion;
oxide growth;
second phase particle distribution;
electrochemical impedance spectroscopy;
9.
Comparison of the High Burn-Up Corrosion on M5 and Low Tin Zircaloy-4
机译:
M5和低锡锆型锆型高燃烧腐蚀的比较
作者:
Philippe Bossis
;
Dominique Pecheur
;
Karine Hanifi
;
Joeel Thomazet
;
Marline Blat
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
corrosion;
high burn-up;
acceleration;
oxide microstructure;
hydrides;
precipitates;
tin;
M5;
zircaloy-4;
10.
Improved ZIRLO#8482; Cladding Performance through Chemistry and Process Modifications
机译:
通过化学和工艺修改改善Zirlo™包层性能
作者:
H. K. Yueh
;
R. L. Kesterson
;
R. J. Comstock
;
H. H. Shah
;
D. J. Colburn
;
M. Dahlback
;
L. Hallstadius
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
ZIRLO;
corrosion;
second phase particle (SPP);
thermal-mechanical processing;
11.
Damage Dependence of Irradiation Deformation of Zr-2.5Nb Pressure Tubes
机译:
Zr-2.5NB压力管的照射变形损伤依赖性
作者:
M. Griffiths
;
N. Christodoulou
;
S.A. Donohue
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium;
irradiation;
thermal;
creep;
deformation;
strain;
fast neutron flux;
radiation damage;
point defects;
vacancy;
interstitial;
dislocation loops;
climb;
12.
The Effect of Liner Component Iron Content on Cladding Corrosion, Hydriding, and PCI Resistance
机译:
衬里组分铁含量对覆层腐蚀,水合作和PCI电阻的影响
作者:
M Dahlbaeck
;
L. Hallstadius
;
M. Limbaeck
;
G. Vesterlund
;
T. Andersson
;
P. Witt
;
J. Izquierdo
;
B. Remartinez
;
M. Diaz
;
J. L. Sacedon
;
A.-M. Alvarez
;
U. Engman
;
R. Jakobsson
;
A. R. Massih
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy;
cladding;
liner;
corrosion;
hydriding;
pellet-clad interaction;
PCI;
13.
Ductility of Zircaloy-4 Fuel Cladding and Guide Tubes at High Fluences
机译:
锆石英4燃料包层的延展性和高分流动燃料包覆管
作者:
Suresh K Yagnik
;
Armin Hermann
;
Roang-Ching Kuo
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
mechanical tests;
hydriding;
fluence;
stress-strain;
ductility;
zircaloy-4;
14.
Thermal Creep of Irradiated Zircaloy Cladding
机译:
辐照锆石覆层的热蠕变
作者:
H. Tsai
;
M. C. Billone
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy-4 cladding;
thermal creep;
stress;
temperature;
hydrides;
annealing;
stress and temperature sensitivity;
15.
Identification of Crystalline Behavior on Macroscopic Response and Local Strain Field Analysis: Application to Alpha Zirconium Alloys
机译:
鉴定宏观响应与局部应变场分析的晶体行为:α锆合金的应用
作者:
L. Gelebart
;
J. Crepin
;
M. Dexet
;
M. Sauzay
;
A. Roos
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
identification;
crystalline plasticity;
zirconium;
finite-element;
micro-extensometry;
EBSD;
16.
Effect of Alloying Elements and Impurities on in-BWR Corrosion of Zirconium Alloys
机译:
合金元素和杂质对锆合金BWR腐蚀的影响
作者:
Hans-Juergen Sell
;
Siegrun Trapp-Pritsching
;
Friedrich Garzarolli
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
BWR;
Zr alloy;
zircaloy-2/4;
increased corrosion;
in-pile corrosion;
shadow corrosion;
hydrogen pickup;
alloying elements;
impurities;
precipitate distribution;
17.
Overload Fracture of Flaw Tip Hydrides in Zr-2.5Nb Pressure Tubes
机译:
Zr-2.5NB压力管中缺陷氢化物的过载骨折
作者:
Gordon K. Shek
;
Jun Cui
;
Vuko Perovic
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
Zr-2.5Nb pressure tube;
delayed hydride cracking (DHC);
hydride fracture;
hydride orientation;
crack initiation;
overload fracture;
zirconium hydride;
18.
Effect of Fabrication Variables on Irradiation Response of Crack Growth Resistance of Zr-2.5Nb
机译:
制造变量对ZR-2.5NB裂纹生长抗性辐射响应的影响
作者:
C. E. Coleman
;
J. R. Theaker
;
K. V. Kidd
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
Zr-2.5Nb alloy;
pressure tube;
melting practice;
sponge;
electrolytic powder;
cold-work;
extrusion temperature;
crack growth resistance;
fracture toughness;
tensile strength;
neutron irradiation;
19.
Influence of Long Service Exposures on the Thermal-Mechanical Behavior of Zy-4 and M5#8482; Alloys in LOCA Conditions
机译:
长期服务暴露对基因座条件下ZY-4和M5™合金热电力行为的影响
作者:
Laurence Portier
;
Thierry Bredel
;
Jean-Christophe Brachet
;
Valerie Maillot
;
Jean-Paul Mardon
;
Anne Lesbros
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
LOCA;
zirconium alloy;
creep;
hydrogen effect;
irradiation defects;
Zy-4;
M5amp;
#8482;
high temperature oxidation;
quench;
residual ductility;
embrittlement;
oxygen content in prior-beta phase;
20.
Effect of Irradiation on the Fracture Properties of Zr-2.5Nb Pressure Tubes at the End of Design Life
机译:
照射对设计寿命结束时ZR-2.5NB压力管断裂性能的影响
作者:
Z. L. Pan
;
S. St Lawrence
;
P. H. Davies
;
M. Griffiths
;
S. Sagat
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
Zr-2.5Nb alloy;
pressure tube;
neutron radiation damage;
tensile strength;
elongation;
fracture toughness;
delayed hydride cracking;
microstructure evolution;
x-ray diffraction;
dislocation density;
21.
On Secondary β-Nb Phase Precipitation within Primary α-Zr Phase in Zr-Nb Alloys During Tensile Deformation
机译:
Zr-Nb合金中初级α-Zr相的次级β-Nb相沉淀,拉伸变形
作者:
K. Kapoor
;
C. Padmaprabu
;
S. Saroja
;
Thomas Paul
;
S. V. R. Rao
;
T. Sanyal
;
M. Narayan Rao
;
N. Saibaba
;
B. P. Kashyap
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
Zr-1 wt Nb;
Zr-2.5 wt Nb;
secondary phase;
texture;
22.
Mechanical Properties of Zircaloy-4 PWR Fuel Cladding with Burnup 54-64MWd/kgU and Implications for RIA Behavior
机译:
Zircaloy-4 PWR燃料包层的力学性能54-64MWD / KGU和RIA行为的含义
作者:
Jean Desquines
;
Bernard Cazalis
;
Christian Bernaudat
;
Christophe Poussard
;
Xavier Averty
;
Pascal Yvon
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
CABRI;
REP-Na;
PROMETRA;
RIA;
zircaloy-4;
irradiated;
high-burnup;
mechanical properties;
hydride;
embrittlement;
23.
In-Core Tests of Effects of BWR Water Chemistry Impurities on Zircaloy Corrosion
机译:
BWR水化学杂质对锆铝腐蚀的核心作用试验
作者:
Sachio Shimada
;
Bo Cheng
;
Dan Lutz
;
Osamu Kubota
;
Nagayoshi Ichikawa
;
Hidefumi Ibe
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy-2;
corrosion;
cladding;
24.
Plastic Deformation of Irradiated Zirconium Alloys: TEM Investigations and Micro-Mechanical Modeling
机译:
辐照锆合金的塑性变形:TEM调查和微机械建模
作者:
Fabien Onimus
;
Jean-Luc Bechade
;
Claude Prioul
;
Philippe Pilvin
;
Isabelle Monnet
;
Sylvie Doriot
;
Benedicte Verhaeghe
;
Didier Gilbon
;
Laurence Robert
;
Laurent Legras
;
Jean-Paul Mardon
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
dislocation channeling;
irradiation;
loop;
internal stress;
zirconium alloy;
25.
The Effect of Beta-Quenching in Final Dimension on the Irradiation Growth of Tubes and Channels
机译:
β淬火在最终尺寸上对管和通道照射生长的影响
作者:
M. Dahlbaeck
;
M. Limbaeck
;
L. Hallstadius
;
P. Barber is
;
G. Bunel
;
C. Simonot
;
T. Andersson
;
P. Askeljung
;
J. Flygare
;
B. Lehtinen
;
A. R. Massih
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy;
β-quenching;
crystallographic texture;
irradiation growth;
corrosion;
26.
Shadow Corrosion Mechanism of Zircaloy
机译:
锆石的阴影腐蚀机制
作者:
Gunnar Lysell
;
Ann-Charlotte Nystrand
;
Mats Ullberg
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy;
shadow corrosion;
cladding;
radiation;
boiling water reactor;
27.
Microstructure and Growth Mechanism of Oxide Layers Formed on Zr Alloys Studied with Micro-Beam Synchrotron Radiation
机译:
微梁同步辐射研究ZR合金上形成的氧化物层的组织和生长机制
作者:
Arthur T. Motta
;
Aylin Yilmazbayhan
;
Robert J. Comstock
;
Jonna Partezana
;
George P. Sabol
;
Barry Lai
;
Zhonghou Cai
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium alloys;
corrosion;
synchrotron radiation;
X-ray diffraction;
oxide microstructure;
28.
Microstructural Stability of M5#8482; Alloy Irradiated up to High Neutron Fluences
机译:
M5™合金照射到高中中子流量的微观结构稳定性
作者:
Sylvie Doriot
;
Didier Gilbon
;
Jean-Luc Bechade
;
Marie-Helene Mathon
;
Laurent Legras
;
Jean-Paul Mardon
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
microstructure;
precipitates;
irradiation;
dislocation loops;
growth behavior;
29.
Review of Deformation Mechanisms, Texture, and Mechanical Anisotropy in Zirconium and Zirconium Base Alloys
机译:
锆锆和锆基合金中的变形机制,质地和机械各向异性述评
作者:
Erich Tenckhoff
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium;
zirconium base alloys;
deformation mechanisms;
texture;
mechanical anisotropy;
30.
Failure of Hydrided Zircaloy-4 Under Equal-Biaxial and Plane-Strain Tensile Deformation
机译:
等双轴和平面 - 应变拉伸变形下氢化锆铝-4的失效
作者:
A. Glendening
;
D. A. Koss
;
A. T. Motta
;
O. N. Pierron
;
R. S. Daum
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy-4;
mechanical testing;
hydride rim;
hydride blisters;
biaxial deformation;
reactivity initiated accident;
31.
Temperature and Strain Rate Effects on Zr-1Nb Alloy Deformation
机译:
温度和应变率对ZR-1%NB合金变形的影响
作者:
Oleg Bocharov
;
Sergei Zavodchikov
;
Vladimir Belov
;
Alexander Kabanov
;
Vladimir Kotrekhov
;
Vladimir Rozhdestvenski
;
Vladimir Filippov
;
Anatoliy Losistskiy
;
Alexander Shikov
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium alloy;
strain rate;
plasticity;
resistance to deformation;
hot extrusion;
32.
Influence of Structure—Phase State of Nb Containing Zr Alloys on Irradiation-Induced Growth
机译:
含Nb含Nb结构相位态的影响对辐照诱导的生长
作者:
V. N. Shishov
;
M. M. Peregud
;
A. V. Nikulina
;
Yu. V. Pimenov
;
G. P. Kobylyansky
;
A. E. Novoselov
;
Z. E. Ostrovsky
;
A. V.Obukhov
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
irradiation;
Zr-Nb alloys;
microstructure;
phase;
dislocation;
electron microscopy;
growth;
examination;
33.
Phase Composition, Structure, and Plastic Deformation Localization in Zr1Nb alloys
机译:
Zr1%Nb合金中的相组成,结构和塑性变形定位
作者:
L. B. Zuev
;
S. Y. Zavodchikov
;
T. M. Poletika
;
G. S. Cheremnykh
;
V. B. Filippov
;
V.I. Belov
;
V. M. Arzhakova
;
O. V. Bocharov
;
A. K. Shikov
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium alloy;
oxygen;
cladding tubes;
plastic deformation;
strain hardening;
deformation localization;
34.
Delayed Hydrogen Cracking Velocity and J-Integral Measurements on Irradiated BWR Cladding
机译:
延迟氢气裂解速度和辐射BWR包层的j积分测量
作者:
Viatcheslav Grigoriev
;
Robert Jakobsson
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
irradiated BWR cladding;
axial splits;
delayed hydrogen cracking;
crack velocity;
fracture toughness;
J-integral;
experimental measurements;
fractography;
35.
Simulation of Cold Pilgering Process by a Generalized Plane Strain FEM
机译:
广义平面菌株FEM的仿真冷铅笔工艺
作者:
Makoto Harada
;
Akira Honda
;
Shiro Toyoshima
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zircaloy tube;
cold pilgering;
damage;
surface defects;
tool design;
tool optimization;
computational model;
numerical modeling;
spring back;
finite element method;
36.
TEM Examinations of the Metal-Oxide Interface of Zirconium Based Alloys Irradiated in a Pressurized Water Reactor
机译:
加压水反应器中施用锆基合金金属氧化物界面的TEM检查
作者:
S. Abolhassani
;
R. Restani
;
T. Rebac
;
F. Groeschel
;
W. Hoffelner
;
G. Bart
;
W. Goll
;
F. Aeschbach
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium alloys;
oxidation;
metal-oxide interface;
TEM observations;
EDS mapping;
37.
ZIRLO#8482; - An Alloy Development Success
机译:
Zirlo™ - 合金发展成功
作者:
George P. Sabol
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium;
zirconium alloys;
ZIRLO;
zircaloy-4;
tin;
niobium;
iron;
corrosion;
water;
steam;
lithium hydroxide;
in-reactor corrosion;
microstructure;
precipitates;
fuel cladding;
heat treatment;
creep;
growth;
PWRs;
38.
Role of Iron for Hydrogen Absorption Mechanism in Zirconium Alloys
机译:
铁对锆合金氢吸收机理的作用
作者:
Kazuo Kakiuchi
;
Noboru Itagaki
;
Takemi Furuya
;
Akihiro Miyazaki
;
Yoshiaki Ishii
;
Shunichi Suzuki
;
Takayuki Terai
;
Michio Yamawaki
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
hydrogen absorption;
corrosion;
zirconium alloy;
electrochemical property;
intermetallic compound;
39.
Predicting Oxidation and Deuterium Ingress for Zr-2.5Nb CANDU Pressure Tubes
机译:
预测Zr-2.5NB蜡烛压力管的氧化和氘锻炼
作者:
A. A. Bahurmuz
;
I. J. Muir
;
V. F. Urbanic
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
Zr-Nb alloys;
pressure tubes;
corrosion;
deuterium uptake;
oxidation kinetics;
secondary ion mass spectrometry;
40.
The Effect of Duplex Cladding Outer Component Tin Content on Corrosion, Hydrogen Pick-up, and Hydride Distribution at Very High Burnup
机译:
双相包层外部分量锡含量对腐蚀,氢拾取和氢化物分布的影响非常高的燃烧
作者:
J. Arborelius
;
M. Dahlbaeck
;
L. Hallstadius
;
P. Jourdain
;
T. Andersson
;
R. Lisdat
;
M. Hahn
;
E. H. Toscano
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
duplex cladding;
composite;
corrosion;
hydride distribution;
post irradiation examination;
manufacturing;
41.
Study of Nb and Fe Precipitation in α-Phase Temperature Range (400 to 550°C) in Zr-Nb-(Fe-Sn) Alloys
机译:
在ZR-NB-(Fe-Sn)合金中α相温度范围(400至550℃)的Nb和Fe沉淀研究
作者:
Caroline Toffolon-Masclet
;
Pierre Barberis
;
Jean-Christophe Brachet
;
Jean-Paul Mardon
;
Laurent Legras
;
American Society for Testing and Materials(ASTM)(US)
;
STP 1467
会议名称:
《International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry》
|
2006年
关键词:
zirconium alloys;
ZrNbFe intermetallic precipitates;
composition;
microstructure;
thermodynamic equilibrium;
kinetics;
cold work;
意见反馈
回到顶部
回到首页