掌桥科研
一站式科研服务平台
学术工具
文档翻译
论文查重
文档转换
收录引用
科技查新
期刊封面封底
自科基金
外文数据库(机构版)
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 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
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.
Stress Corrosion Cracking of A286 Reactor Coolant Pump Turning Vane Bolts
机译:
A286反应器冷却剂泵转动叶片螺栓应力腐蚀开裂
作者:
Michael R. Ickes
;
Andrew M. Ruminski
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
2.
Impact of the startup temperature and primary chemistry program on the oxidation and release of corrosion products from alloy 690 steam generator
机译:
启动温度和原发性化学计划对合金690蒸汽发生器腐蚀产物的氧化和释放
作者:
Flambard Julie
;
Carrette Florence
;
Monchy-Leroy Carole
;
Martin Bachet
;
Hadrien Perron
;
Andrieu Eric
;
Laffont Lydia
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
3.
INFLUENCE OF MEAN STRESS AND PWR ENVIRONMENT ON FATIGUE BEHAVIOR OF A 304L SS
机译:
平均压力和PWW环境对304LSS的疲劳行为的影响
作者:
Ziling Peng
;
Gilbert Hénaff
;
Jean-Christophe Le Roux
;
Romain Verlet
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
4.
MICROSTRUCTURE OF NI AND X-750 IRRADIATED AT LOW AND HIGH TEMPERATURES
机译:
在低温和高温下照射Ni和X-750的微观结构
作者:
W. Li
;
C. Judge
;
L. Walters
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
5.
In-situ monitoring of the corrosion behavior and impurity enrichment of steam generator tube materials under PWR secondary side thermal hydraulic and heat transfer conditions
机译:
原位监测PWR二次侧热液压和传热条件下的蒸汽发生器管材料腐蚀行为和杂质富集
作者:
Caitlin Huotilainen
;
Essi J?ppinen
;
Tiina Ik?l?inen
;
Seppo Peltonen
;
Timo Saario
;
Konsta Sipil?
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
6.
Corrosion Behavior of Candidate Alloys used in Supercritical Water Environment
机译:
超临界水环境中候选合金的腐蚀行为
作者:
Hsuan-Kan Lin
;
Tsung-Kuang Yeh
;
Mei-Ya Wang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
7.
INVESTIGATING THE ROLE OF HYDROGEN ON STRESS CORROSION CRACKING BY MICROMECHNAICAL TESTING
机译:
调查氢对微孔试验应力腐蚀开裂的作用
作者:
Edward Roberts
;
Edmund Tarleton
;
Florence Carrette
;
Sergio Lozano-Perez
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
8.
ASSESSMENT OF DEFORMATION MECHANISMS IN NEUTRON-IRRADIATED ACCIDENT-TOLERANT FeCrAl ALLOYS VIA IN SITU MECHANICAL TESTING AND TEM ANALYSIS
机译:
通过原位机械测试和TEM分析评估中子辐射的事故贫化群合金的变形机制
作者:
M. N. Gussev
;
D. Zhang
;
K. G. Field
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
9.
NEXT GENERATION OF NOBLE METAL APPLICATION FOR BOILING WATER REACTORS
机译:
沸水反应器的下一代贵金属应用
作者:
Joe Giannelli
;
Erica Libra-Sharkey
;
Collin Custer
;
George Inch
;
Andrew Odell
;
Michelle Mura
;
Mike Ford
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
10.
The Stress Intensity Factor Dependence of 304 Stainless Steel SCC growth in Deaerated Water
机译:
脱液水中304不锈钢SCC生长的应力强度因子依赖性
作者:
David Morton
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
11.
Characterizing Fatigue Damage in Zr-2.5Nb
机译:
在Zr-2.5nb中表征疲劳损伤
作者:
H.M. Nordin
;
M. Mattucci
;
A. Phillion
;
T.M. Karlsen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
12.
EMPIRICAL EQUATIONS OF CRACK GROWTH RATES BASED ON DATA FITTING OF NEUTRON IRRADIATED STAINLESS STEEL UNDER HIGH TEMPERATURE WATER SIMULATING BOILING WATER REACTOR CORE CONDITIONS
机译:
高温水模拟沸水反应器核心条件下基于中子辐照不锈钢数据配件的裂纹增长率的经验方程
作者:
Shigeki Kasahara
;
Yasuhiro Chimi
;
Kuniki Hata
;
Koji Fukuya
;
Katsuhiko Fujii
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
13.
EFFECT OF AERATED TRANSIENTS ON OXIDATION AND SCC OF STAINLESS STEELS IN PWR PRIMARY WATER
机译:
曝气瞬变对PWR初级水中不锈钢氧化和SCC的影响
作者:
Marc MAISONNEUVE
;
Cécilie DUHAMEL
;
Catherine GUERRE
;
Jér?me CREPIN
;
Ian DE CURIERES
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
14.
Irradiation damage and IASCC of printed 316L for use as fuel cladding
机译:
印刷316L的辐照损伤和IASCC用作燃料包层
作者:
M. McMurtrey
;
R. O’Brien
;
C. Sun
;
C. Shiau
;
F. Teng
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
15.
UNDERSTANDING THE ROLE OF GRAIN BOUNDARY MIGRATION ON THE INITIATION STAGES OF PWSCC
机译:
了解谷物边界迁移对PWSCC发起阶段的作用
作者:
L. Volpe
;
M.G. Burke
;
F. Scenini
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
16.
EFFECT OF STRAIN AND STRAIN RATE ON CRACK INITIATION OF 316L STEEL IN THE SIMULATED PWR WATER
机译:
应变和应变率对模拟PWR水中316L钢裂纹启动的影响
作者:
Anna Hojná
;
Mariia Zimina
;
Luká? Horák
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
17.
USE OF ON-LINE MONITORING TECHNIQUES FOR EVALUATIONS OF LEAD STRESS CORROSION CRACKING (PBSCC) AND A PBSCC INHIBITOR
机译:
使用在线监测技术进行铅应力腐蚀裂解(PBSCC)和PBSCC抑制剂的评估
作者:
Brent Capell
;
Jared Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
18.
DEVELOPMENT AND VALIDATION OF A NEW EXPERIMENTAL DEVICE FOR STUDIES OF IODINE STRESS CORROSION CRACKING OF ZIRCONIUM ALLOYS
机译:
锆合金碘胁迫腐蚀裂纹研究新实验装置的开发与验证
作者:
Kamila WILCZYNSKA
;
Matthew BONO
;
David LE BOULCH
;
Marion FREGONESE
;
Valérie CHABRETOU
;
Nathanael MOZZANI
;
Laureline BARBIE
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
19.
RADIATION-INDUCED FERRITE FORMATION AS A POTENTIAL ISSUE IN PWR AUSTENITIC INTERNALS FOLLOWING PLANT LIFE EXTENSION
机译:
辐射诱导的铁氧体形成作为植物寿命延伸后PWR奥氏体内部的潜在问题
作者:
D. A. Merezhko
;
M. S. Merezhko
;
O. P. Maksimkin
;
M. N. Gussev
;
F. A. Garner
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
20.
TRIBOCORROSION PHENOMENA IN CO- AND FE-BASED HARDFACING ALLOYS EVALUATED USING PIN-IN-ON-DISC WEAR TESTS IN A SIMULATED PWR ENVIRONMENT
机译:
在模拟PWW环境中使用引脚盘式磨损试验评估了二氧化碳的硬裂合金中的Tribocolion现象
作者:
V L Ratia
;
M J Carrington
;
D Zhang
;
J L Daure
;
D G McCartney
;
P H Shipway
;
D A Stewart
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
21.
Combined approach to Medium Voltage Cable and Accessories Aging Management Technique at Nuclear Power Plants
机译:
中电缆和配件核电站造工衰老管理技术的组合方法
作者:
Raihan Khondker
;
Sarajit Banerjee
;
David Rouison
;
Rick Easterling
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
22.
An Investigation into the Corrosion Behaviors of Stainless Steel and Ni-based Alloy in Simulated PWR Primary Water Environments
机译:
模拟PWR初级水环境中不锈钢和Ni基合金腐蚀行为的研究
作者:
Che Jung Chang
;
Mei Ya Wang
;
Tsung Kuang Yeh
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
23.
Effect of Residual δ-Ferrite on SCC Behavior of 321 Stainless Steel
机译:
残余δ-铁氧体对321不锈钢SCC行为的影响
作者:
Jiamei Wang
;
Kai Chen
;
Haozhan Su
;
Donghai Du
;
Xianglong Guo
;
Lefu Zhang
;
Zhao Shen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
24.
INTERFACE CHARACTERIZATION OF CANDIDATE DUAL-PURPOSE BARRIER COATINGS FOR SIC/SIC ACCIDENT TOLERANT FUEL CLADDING
机译:
SiC / SIC事故耐燃料包层的候选二元屏障涂层的界面表征
作者:
Joey Kabel
;
Takaaki Koyanagi
;
Yutai Katoh
;
Ryan Schoell
;
Djamel Kaoumi
;
Caen Ang
;
Peter Hosemanna
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
25.
SPECIMEN SIZE EFFECTS ON THE CRACK GROWTH RATE RESPONSE OF HIGHLY IRRADIATED TYPE 304 STAINLESS STEEL
机译:
试样尺寸对高度照射型304不锈钢的裂纹增长率响应的影响
作者:
A. Jenssen
;
J. Stj?rns?ter
;
C. Topbasi
;
P. Chou
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
26.
UNDERSTANDING THE EFFECT OF STRAIN LOCALIZATION ON CORROSION FATIGUE OF TYPE 304 AUSTENITIC STAINLESS STEELS IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
了解应变定位对高温水304型奥氏体不锈钢腐蚀疲劳的影响
作者:
Hanxiao Wang
;
Fabio Scenini
;
Jo?o Quinta da Fonseca
;
M. Grace Burke
;
Jill Meadows
;
Norman Platts
;
David Tice
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
27.
THE MECHANISTIC UNDERSTANDING ON THE STRESS CORROSION CRACKING GROWTH RATE IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER FOR COLD WORKED TT ALLOY 690
机译:
机械理解对冷轧TT合金模拟PWWR初级水中的应力腐蚀裂解速率690
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》
|
2019年
28.
Comparison of selective oxidation in Ni-based alloys exposed to PWR primary water and Rhines Pack environments
机译:
暴露于PWR初级水和莱茵包装环境的Ni基合金中选择性氧化的比较
作者:
Karen Kruska
;
Daniel K Schreiber
;
Matthew J Olszta
;
Brian J Riley
;
Stephen M Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
29.
INVESTIGATING Pb-INDUCED STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 800 VIA IN-SITU XPS
机译:
通过原位XPS研究了合金800的PB诱导的应力腐蚀开裂
作者:
B. Payne
;
S.Y. Persaud
;
J.M. Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
30.
USING A MULTI-SCALE APPROACH TO ASSESS THE MECHANICAL PROPERTIES AND DEFORMATION MECHANISMS OF HIGH DOSE INCONEL X-750
机译:
使用多尺度方法来评估高剂量Inconel X-750的机械性能和变形机制
作者:
C. Howard
;
C.D. Judge
;
V. Bhakhri
;
Q. Wang
;
M.R. Daymond
;
D. Murray
;
F. Teng
;
T. Skippon
;
M. Mattucci
;
H. Rajakumar
;
C. Mayhew
;
C. Dixon
;
D. Poff
;
G.A. Bickel
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
31.
MORPHOLOGY OF CAVITIES FORMED ON GRAIN BOUNDARY OF CRACKED ALLOY TT690
机译:
裂纹合金TT690晶界形成的腔形态学
作者:
Takumi Terachi
;
Makie Okamoto
;
Takuyo Yamada
;
Koji Arioka
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
32.
IRRADIATION-ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING OF TI-STABILIZED AUSTENITIC STAINLESS STEEL
机译:
Ti稳定的奥氏体不锈钢辐照辅助应力腐蚀裂纹
作者:
Miroslava Ernestova
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
33.
MITIGATION OF PRIMARY WATER STRESS CORROSION CRACKING INITIATION OF ALLOY 600
机译:
初级水应激腐蚀裂解结合合金600的减缓
作者:
Sonya Pemberton
;
Jack Beswick
;
Mark Chatterton
;
Jill Meadows
;
Stuart Medway
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
34.
Nuclear concrete microstructure generation for simulating creep
机译:
模拟蠕变的核混凝土微观结构
作者:
Christa E. Torrence
;
Aishwarya Baranikumar
;
Zachary Grasley
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
35.
3D CREEP RESPONSE OF NUCLEAR CONCRETE
机译:
3D核混凝土蠕变反应
作者:
Aishwarya Baranikumar
;
Christa E. Torrence
;
Zachary Grasley
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
36.
3D Characterization of Corrosion Fatigue Cracks and Crack Tips Generated in Type 304/304L Stainless Steel during Enhanced and Retarded Fatigue Crack Growth
机译:
3D表征在增强和延迟疲劳裂纹裂纹增长期间304 / 304L不锈钢中产生的腐蚀疲劳裂缝和裂纹提示
作者:
B.S. Anglin
;
B.D. Miller
;
K.B. Fisher
;
T.W. Webb
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
37.
Non-Destructively Detecting LWR Structural Material Embrittlement using Transient Grating Spectroscopy
机译:
使用瞬态光栅光谱法未破坏性检测LWR结构材料脆化
作者:
Saleem A. Al Dajani
;
Benjamin R. Dacus
;
Cody A. Dennett
;
M. Grace Burke
;
Kudzanai Mukahiwa
;
Kuba Anglin
;
James J. Wall
;
Thak Sang Byun
;
Michael P. Short
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
38.
INTER-DIGITAL CAPACITIVE SENSOR FOR EVALUATING CABLE INSULATION THROUGH JACKET
机译:
用于通过夹克进行评估电缆绝缘的数字电容传感器
作者:
S. W. Glass
;
L. S. Fifield
;
A. Sriraman
;
N. Bowler
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
39.
Microstructural Characterization of Proton Irradiated 304L SS at 100°C and 360°C
机译:
质子辐照304LS在100℃和360°C下的微观结构表征
作者:
C.D. Judge
;
B. Langelier
;
M.A. Mattucci
;
Q. Wang
;
M. Daymond
;
G.S. Was
;
J. Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
40.
EFFECTS OF DRY, WET-DRY CYCLING AND AQUEOUS IMMERSION ON POLYPROPYLENE AND POLYETHYLENE CABLE INSULATION MECHANICAL PROPERTIES
机译:
干燥,干燥循环和水性浸渍对聚丙烯和聚乙烯电缆绝缘机械性能的影响
作者:
Isaiah Salinas
;
Adam Finke
;
Brian Hinderliter
;
Keith B. Lodge
;
Melissa A. Maurer-Jones
;
Robert Duckworth
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
41.
FORMULATION OF THE IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACK GROWTH RATES FOR NEUTRON-IRRADIATED STAINLESS STEELS IN HIGH-TEMPERATURE WATER OF A BOILING WATER REACTOR
机译:
在沸水反应器的高温水中制定中子照射不锈钢的辐照辅助应力腐蚀裂纹速率
作者:
Masato Koshiishi
;
Kazuhiro Chatani
;
Shigeaki Tanaka
;
Hiroyuki Nakano
;
Takayuki Kaminaga
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
42.
HIGH TEMPERATURE CYCLIC DEFORMATION BEHAVIOR OF AN ADVANCED AUSTENITIC STAINLESS STEEL (ALLOY 709)
机译:
先进奥氏体不锈钢的高温环状变形行为(合金709)
作者:
Zeinab Y. Alsmadi
;
Abdullah S. Alomari
;
N. Kumar
;
K.L. Murty
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
43.
SCC Behavior at Alloy 52M-182 Weld Overlay Interfaces in a PWR Environment
机译:
合金的SCC行为52M-182 PWR环境中的焊接覆盖界面
作者:
Bogdan Alexandreanu
;
Yiren Chen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
44.
CHARACTERIZING AND QUANTIFYING THE AGING OF POLYETHYLENE THIN FILMS USING NOVEL DOPED-FILMS AND GOLD NANOPARTICLE LABELING STRATEGIES TOWARD UNDERSTANDING FAILURE OF CABLING INSULATION
机译:
用新型掺杂膜和金纳米粒子标记策略对布线绝缘失效的表征和量化聚乙烯薄膜老化
作者:
Daniel Zoltek
;
Tana O’Keefe
;
Faith Murphy
;
Magdalene B. Jones
;
Robert C. Duckworth
;
Brian Hinderliter
;
Melissa A. Maurer-Jones
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
45.
DIFFUSING HYDROGEN EFFECT ON THE OXIDE FILM ON 316L SS IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
在高温水中延伸对氧化物膜上的氧化膜
作者:
Jiarong Ma
;
Tongming Cui
;
Hao Peng
;
Zhanpeng Lu
;
Junjie Chen
;
Yibo Jiap
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
46.
REVEALING HOW ALKALI CATIONS AFFECT THE ELECTRICAL DOUBLE LAYER STRUCTURE OF STAINLESS STEEL IN ALKALINE AQUEOUS ENVIRONMENTS
机译:
揭示碱阳离子如何影响碱性环境中不锈钢的电双层结构
作者:
Rachel Guia P. Giron
;
Xin Chen
;
Erika Callagon La Plante
;
Maxim N. Gussev
;
Keith J. Leonard
;
Gaurav N.Sant
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
47.
Effect of thermal aging on microstructure and hardness of industrial heats of Alloy 690
机译:
热老化对合金工业热组织和硬度的影响690
作者:
Caitlin Huotilainen
;
Ulla Ehrnstén
;
Matias Ahonen
;
Hannu H?nninen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
48.
COUPLING EFFECT OF CHARGED-HYDROGEN AND COLD WORK ON OXIDATION BEHAVIOR OF 316L STAINLESS STEEL IN DEAERATED HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
带电荷 - 氢气和冷工程对316L不锈钢在脱气高温水中氧化行为的耦合作用
作者:
Tongming Cui
;
Jiarong Ma
;
Fei Ning
;
Zhanpeng Lu
;
Kun Zhang
;
Yibo Jia
;
Tetsuo Shoji
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
49.
INSIGHTS INTO PROSPECTIVE FUSION REACTOR COOLING SYSTEMS FROM FISSION REACTOR COOLING CIRCUITS
机译:
从裂变反应器冷却电路中洞察预期融合反应器冷却系统
作者:
T.L. Martin
;
A.D. Warren
;
D. Kumar
;
A. Siberry
;
R. Springell
;
R. Holmes
;
R. Clark
;
L. Platts
;
R. Burrows
;
C. Harrington
;
M. Gorley
;
E. Surrey
;
S. Rowthu
;
P. Grundler
;
S. Ritter
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
50.
EVALUATION OF THE CORROSION KINETICS OF SIC WITH AND WITHOUT MITIGATION COATINGS IN LWR CHEMISTRIES
机译:
LWR化学中具有缓解涂层的SIC腐蚀动力学的评价
作者:
Peter Doyle
;
Stephen Raiman
;
Caen Ang
;
Yutai Katoh
;
Steven Zinkle
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
51.
MICROSTRUCTURAL CHARACTERIZATION OF ALLOY 690TT EXPOSED TO Pb- CONTAINING CAUSTIC SOLUTIONS
机译:
含Pb-含苛性碱溶液暴露于PB的合金690TT的微观组织特征
作者:
G. B. Mazzei
;
J. Duff
;
M. G. Burke
;
F. Scenini
;
G Meredith
;
T. Horner
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
52.
MICROSTRUCTURAL CHARACTERIZATION OF STEAM GENERATOR TUBE FLAKES FROM AN OPERATING PWR AND ITS GALVANIC CORROSION BEHAVIOR
机译:
操作PWR与其电致腐蚀行为的蒸汽发生器管剥落的微观结构
作者:
Soon-Hyeok Jeon
;
Geun Dong Song
;
Do Haeng Hur
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
53.
Development of a gaseous iodine testing system to determine the I-SCC properties of zirconium alloys
机译:
发育气态碘试验系统以确定锆合金的I-SCC性能
作者:
Sean M. Hanlon
;
Andrew Phillion
;
Conor Gillen
;
Mark R. Daymond
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
54.
REVIEW OF RADIATION INDUCED DEGRADATION OF CONCRETE STRUCTURE IN COMMERCIAL NUCLEAR POWER PLANTS AROUND REACTOR VESSEL
机译:
辐射辐射诱导反应堆船舶商用核电站混凝土结构降解
作者:
Bruce Biwer
;
David Ma
;
Yunping Xi
;
Yuxiang Jing
;
Madhumita Sircar
;
Jinsuo Nie
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
55.
POST-IRRADIATION EXAMINATION OF HIGH FLUENCE BAFFLE-FORMER BOLTS RETRIEVED FROM A WESTINGHOUSE TWO-LOOP DOWNFLOW TYPE PWR
机译:
从西部房屋双环下流型PWR检索的高分机械挡板后螺栓的照射后检查
作者:
Xiang Chen
;
Tianyi Chen
;
Chad M. Parish
;
Mikhail A. Sokolov
;
Keith J. Leonard
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
56.
CABLE AGING AND CM APPROACHES BEYOND THE SHORTCOMINGS OF IAEA NUCLEAR ENERGY SERIES NO. NP-T-3.6
机译:
电缆老化和超越国际原子能机构核能系列缺点的方法近似。 NP-T-3.6
作者:
Kenneth T. Gillen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
57.
WEIBULL AND BOOTSTRAP BASED PROBABILISTIC FATIGUE LIFE MODELING OF STAINLESS STEEL UNDER PWR COOLANT WATER ENVIRONMENT CONDITION
机译:
PWR冷却剂水环境条件下不锈钢的威布尔和自举概率疲劳寿命建模
作者:
Jae Phil Park
;
Subhasish Mohanty
;
Chi Bum Bahn
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
58.
EFFECT OF WELDING DILUTION AND DENDRITE ORIENTATION ON SCC BEHAVIOR OF ALLOY 52M WELDING METAL IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
焊接稀释与枝晶取向对模拟PWW初级水中合金52M焊金属SCC行为的影响
作者:
Jiarong Ma
;
Kun Zhang
;
Tongming Cui
;
Zhanpeng Lu
;
Xue Liang
;
Wenqing Liu
;
Zhimin Zhong
;
Guangdong Han
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
59.
EFFECT OF FOLLOW-UP POST WELD HEAT TREATMENT ON MICROSTRUCTURE AND PWSCC OF ALLOY 52M WELD METAL IN DISSIMILAR METAL WELD JOINT
机译:
随后焊接热处理对不同金属焊接接头中的合金52M焊缝金属微结构和PWSCC的影响
作者:
Jiarong Ma
;
Kun Zhang
;
Tongming Cui
;
Qi Xiong
;
Zhanpeng Lu
;
Junjie Chen
;
Chengdong Yang
;
Maolong Zhang
;
Weibao Tang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
60.
Stress assessment of baffle former bolt of PWR reactor for IASCC
机译:
对IASCC的PWR反应器挡板前螺栓的应力评估
作者:
A.M. Pandit
;
F.J. Blom
;
P.J. Baas
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
61.
ELECTRICAL BREAKDOWN STRENGTH AND AC WITHSTAND IN HARVESTED EPR INSULATIONS FOR NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
核电站收获EPR绝缘的电击穿强度和AC耐用
作者:
Robert Duckworth
;
Alvin Ellis
;
Tam Ha
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
62.
'Mind the Gap' between old and new nuclear qualified cable: Lessons learned from aging, historical adverse events and other nuclear cable issues
机译:
“思想旧的核限定电缆之间的差距:从老龄化,历史不良事件和其他核电有关的经验教训
作者:
Larry Cunningham
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
63.
EFFECT OF LOCAL STRAIN AND GND DENSITY ON CRACK INITIATION IN ALLOY 600
机译:
局部应变和GND密度对合金600裂纹起始的影响
作者:
Naganand Saravanan
;
Phani S Karamched
;
Morgane Le Faucheur
;
Emilien Burger
;
Fabio Scenini
;
Sergio Lozano-Perez
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
64.
Effect of UV irradiation on Corrosion Behavior of Zirconium Alloy in High Temperature Water Conditions
机译:
紫外线辐射对高温水条件下锆合金腐蚀行为的影响
作者:
Taeho Kim
;
Yalong He
;
Zefeng Yu
;
Mohamed Elbakshwan
;
Li He
;
Adrien Couet
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
65.
OXIDATION CHARACTERISTICS OF Ni-Cr-Fe ALLOY SYSTEMS IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER: EFFECT OF Cr CONTENT
机译:
模拟PWR初级水中Ni-Cr-Fe合金系统的氧化特性:Cr含量的影响
作者:
Hee-Sang Shim
;
Do Haeng Hur
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
66.
CORROSION ISSUES IN FUTURE YEARS: A TSO PERSPECTIVE
机译:
未来几年的腐蚀问题:TSO透视
作者:
Ian de CURIERES
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
67.
SCC INITIATION AND GROWTH IN PWR PRIMARY WATER CONTAINING KOH VS. LIOH
机译:
SCC含有KOH与koh初级水的启动和生长。 lioh.
作者:
Peter Andresen
;
Peter Chou
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
68.
IASCC SUSCEPTIBILITY OF HIGHLY IRRADIATED 316 STAINLESS STEEL IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
IASCC在模拟PWR初级水中高度辐照的316不锈钢的易感性
作者:
Donghai Du
;
Gary S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
69.
Effects of gamma ray irradiation on corrosion of carbon steel at water line
机译:
γ射线辐射对水线碳钢腐蚀的影响
作者:
Tomomichi Ariga
;
Hiroshi Abe
;
Yutaka Watanabe
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
70.
Influence of Long-Term Thermal Aging on SCC Initiation Susceptibility of L-grade Austenitic Stainless Steel
机译:
长期热老化对L级奥氏体不锈钢SCC引发易感性的影响
作者:
K. Kondo
;
S. Aoki
;
Y. Fujimura
;
T. Hirade
;
Y. Kaji
;
S. Yamashita
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
71.
THE EFFECT OF IRRADIATION-INDUCED MATRIX BARRIER HARDENING ON IRRADIATION-ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING (IASCC) IN AUSTENITIC STEELS AND NICKEL BASED ALLOYS
机译:
辐照诱导的基质屏障硬化对奥氏体钢和镍基合金辐照辅助应力腐蚀裂纹(IASCC)的影响
作者:
R.G. Faulkner
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
72.
EFFECT OF MARTENSITE ON SCC INITIATION IN AUSTENTITC STAINLESS STEELS IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER ENVIRONMENT
机译:
马氏体对模拟PWL初级水环境中Austentitc不锈钢SCC发育的影响
作者:
Litao Chang
;
M. Grace Burke
;
Jonathan Duff
;
Fabio Scenini
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
73.
STRESS CORROSION CRACKING OF STAINLESS STEEL CLADDING LAYERS IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
模拟PWR初级水中不锈钢覆层层的应力腐蚀开裂
作者:
Qi Xiong
;
Tongming Cui
;
Jiarong Ma
;
Zhanpeng Lu
;
Fei Ning
;
Junjie Chen
;
Kun Zhang
;
Zhiming Zhong
;
Guangdong Han
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
74.
CHRACTERISTICS OF WORK HARDENED SURFACE LAYER ON AUSTENITIC STAINLESS STEELS AND ITS RELATION TO SCC SUSCEPTIBILITY IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
奥氏体不锈钢工作层表面层的特性及其与高温水中SCC易感性的关系
作者:
Hiroshi Abe
;
Yutaka Watanabe
;
Takamichi Miyazaki
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
75.
CHARACTERIZATION OF MICROSTRUCTURE OF ALLOY 52M WELD METAL NEAR THE FUSION BOUNDARY AND OXIDE FILMS FORMED IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
模拟PWR初级水中形成融合边界和氧化膜附近合金52M焊接金属微观结构的表征
作者:
Kun Zhang
;
Jiarong Ma
;
Tonging Cui
;
Zhanpeng Lu
;
Fei Ning
;
Yibo Jia
;
Xue Liang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
76.
FRACTURE BEHAVIOR OF OXIDIZED GRAIN BOUNDARY IN NEUTRON-IRRADIATED STAINLESS STEEL
机译:
中子照射不锈钢氧化晶界的断裂行为
作者:
Terumitsu Miura
;
Katsuhiko Fujii
;
Koji Fukuya
;
Yuji Kitsunai
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
77.
Effect of Cold Work on Hydrogen Diffusion in Zr-2.5Nb Alloys at Reactor Temperatures
机译:
冷工变对反应器温度Zr-2.5%Nb合金中氢气扩散的影响
作者:
Heidi Nordin
;
Jaganathan Ulaganathan
;
Sean Hanlon
;
Dylan Broad
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
78.
THE DETERMINATION OF THE REACTION RATES, WATER VAPOR PERMEABILITY, AND ACTIVATION ENERGY FOR THERMAL OXIDATION OF LDPE FILMS
机译:
用于热氧化LDPE薄膜的反应速率,水蒸气渗透性和活化能的测定
作者:
Noumon Munir
;
Keith B. Lodge
;
Brian Hinderliter
;
Melissa A. Maurer-Jones
;
Robert Duckworth
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
79.
Oxide Dispersion Type 304L Stainless Steel by Additive Manufacturing Process
机译:
通过添加制造工艺氧化物分散体304L不锈钢
作者:
Takahiro Ishizaki
;
Kinya Aota
;
Yingjuan Yang
;
Yusaku Maruno
;
Atuhiko Onuma
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
80.
UNDERSTANDING THE EVOLUTION OF DEFORMATION STRUCTURES AT FATIGUE CRACK TIPS AND IMPLICATIONS FOR ENVIRONMENTALLY ENHANCED AND RETARDED FATIGUE CRACK GROWTH
机译:
了解疲劳裂纹尖端变形结构的演变及对环境增强和延迟疲劳裂纹生长的影响
作者:
B. D. Miller
;
D. J. Paraventi
;
B. S. Anglin
;
T. W. Webb
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
81.
SIMULATING THE SUSCEPTIBILITY TO IGSCC OF COLD WORK 316 AUSTENITIC STAINLESS STEEL EXPOSED TO PRIMARY WATER
机译:
模拟冷轧机216奥氏体不锈钢的IGSCC易感性暴露于初级水
作者:
Thierry COUVANT
;
Emilien BURGER
;
Claire THAURY
;
Claire RAINASSE
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
82.
IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING (IASCC) OF LOW STRENGTH AND HIGH STRENGTH ALLOYS IN LIGHTWATER REACTOR ENVIRONMENTS
机译:
闪水反应器环境中低强度和高强度合金的辐照辅助应力腐蚀裂纹(IASCC)
作者:
M. Wang
;
M. Song
;
L. Nelson
;
R. Pathania
;
G. S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
83.
Understanding the mechanisms of surface and crack tip oxidation with valence mapping
机译:
了解与价映射的表面和裂纹尖端氧化机制
作者:
Sergio Lozano-Perez
;
Zhao Shen
;
Donghai Du
;
Lefu Zhang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
84.
DEVELOPMENT OF RESIDUAL STRESS DRIVEN STRESS CORROSION CRACK INITIATION AND GROWTH SPECIMENS
机译:
剩余应力驱动应力腐蚀裂纹引发和生长标本的发展
作者:
Tyler Moss
;
John Brockenbrough
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
85.
Development of Mo-free Low Alloy Steels for Mitigation of Flow-Accelerated Corrosion in Secondary Side of PWRs
机译:
无阀低合金钢的开发,用于减轻PWR次级侧的流动加速腐蚀
作者:
Seunghyun Kim
;
Gi Dong Kim
;
Ji Hyun Kim
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
86.
NANO-MECHANICAL TESTING OF PROTON IRRADIATED 304L SS AT 100°C AND 360°C TO SUPPORT IASCC
机译:
质子辐照304LS在100℃和360℃下的纳米机械测试以支持IASCC
作者:
M.A. Mattucci
;
Q. Wang
;
T. Skippon
;
M.R. Daymond
;
G.S. Was
;
J. Smith
;
C.D. Judge
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
87.
ENVIRONMENTAL DEGRADATION RESISTANCE OF ATF FeCrAl CLADDING TUBE SPECIMENS DURING THE FUEL CYCLE
机译:
燃料循环期间ATF Fecral包层标本的环境降解抗性
作者:
Michael Schuster
;
Evan J. Dolley
;
Timothy B. Jurewicz
;
Raul B. Rebak
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
88.
CHARACTERIZATION OF IN-SERVICE THERMAL AGING EFFECTS IN BASE METALS AND WELDS OF THE PRESSURE VESSEL OF A DECOMMISSIONED PWR PRESSURIZER, AFTER 27 YEARS OF OPERATION
机译:
在27年的操作后,在退役的PWW加压器压力容器的基础金属和焊缝中表征在贱金属和焊缝中
作者:
Pierre JOLY
;
Lingtao SUN
;
P?l EFSING
;
Jean PaulMASSOUD
;
Frédéric SOMVILLE
;
Robert GERARD
;
Ying Hui AN
;
Jonathan BAILEY
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
89.
Tests on Mock-ups Representative of Rolling Zones of Steam Generator tubes in High Temperature Hydrogenated Water
机译:
高温氢化水中蒸汽发生器管滚动区代表的模拟试验
作者:
Daniel Brimbal
;
Steve Fyfitch
;
Olivier Calonne
;
Nicolas Huin
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
90.
STRESS CORROSION CRACK INITIATION OF COLD-WORKED ALLOY 800 IN Pb-CONTAINING, ALKALINE ENVIRONMENTS
机译:
含PB碱性环境中冷加工合金800的应力腐蚀裂纹启动
作者:
Jaganathan Ulaganathan
;
Jared Smith
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
91.
On the Potential Synergies of Helium and Hydrogen on the Nucleation and Stability of Cavity Clusters in Inconel X-750? Irradiated in a High Thermal Neutron Flux Spectra
机译:
关于氦气纤维核和氢气的潜在协同作用X-750中腔簇的成核和稳定性?在高热中子通量光谱中辐照
作者:
C.D. Judge
;
H. Rajakumar
;
A. Korinek
;
G.A. Bickel
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
92.
MODELING THE EVOLUTION OF INTERGRANULAR HELIUM BUBBLES IN NICKEL USING THE INCLUDED PHASE MODEL
机译:
用函数模型建模镍中晶间氦气泡沫的演变
作者:
Andrew A. Prudil
;
Michael J. Welland
;
Colin D. Judge
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
93.
IRRADIATION-INDUCED CRACKING OF DUAL-PURPOSE COATINGS ON SiC
机译:
辐照诱导的SiC双用涂料破裂
作者:
Stephen S. Raiman
;
Peter J. Doyle
;
Caen Ang
;
Takaaki Koyanagi
;
David Carpenter
;
Kurt A. Terrani
;
Yutai Katoh
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
94.
ASSESSMENT OF THE SCC MITIGATION CAPABILITIES OF THE NOBLE METAL CHEMICAL APPLICATION TECHNOLOGY IN A SIMULATED BWR ENVIRONMENT
机译:
评估贵金属化学应用技术在模拟BWR环境中的SCC缓解能力
作者:
Pascal V. Grundler
;
Stefan Ritter
;
Sriharitha Rowthu
;
Hans-Peter Seifert
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
95.
SPATIAL RESOLUTION OF A CABLE FAULT LOCATION ATTEMPT BY FREQUENCY DOMAIN REFLECTOMETRY
机译:
电缆故障定位的空间分辨率通过频域反射测量仪尝试
作者:
Yoshimichi Ohki
;
Naoshi Hirai
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
96.
STEAM OXIDATION, BURST AND CRITICAL HEAT FLUX TESTING OF COMMERCIAL FECRAL CLADDING
机译:
商业群体包层的蒸汽氧化,突发和临界热通量测试
作者:
B. A. Pint
;
L. A. Baldesberger
;
K. A. Kane
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
97.
INFLUENCE OF THE COMBINATION OF MICROSTRUCTURE AND MECHANICAL FIELDS ON STRESS CORROSION CRACKING INITIATION OF COLD-WORKED AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
微观结构和机械领域的影响对冷工奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂起始的影响
作者:
Qi Huang
;
Yann Charles
;
Cécilie Duhamel
;
Monique Gaspérini
;
Jér?me Crépin
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
98.
Parameter Sensitivity of Interdigital Sensors for their Design for Cable Insulation Aging Detection
机译:
用于其电缆绝缘老化检测设计的叉指式传感器的参数灵敏度
作者:
Md. Nazmul Al-Imran
;
S.W. Glass
;
Leonard S. Fifield
;
Mohammod Ali
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
99.
LOW TEMPERATURE CRACK PROPAGATION MECHANISM OF ALLOY 182 WELD
机译:
合金182焊缝的低温裂纹传播机理
作者:
Young Suk Kim
;
Sung Soo Kim
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
100.
EFFECT OF SPECIMEN SIZE AND PERCENT ENGAGEMENT ON SCC BEHAVIOR OF ALLOY 82 IN BWR ENVIRONMENTS
机译:
标本尺寸和百分比接合对BWR环境合金82的SCC行为的影响
作者:
Katsuhiko Kumagai
;
Hiroyuki Nakano
;
Takayuki Kaminaga
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors》
|
2019年
意见反馈
回到顶部
回到首页