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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.
COMPARISON STUDY ON OXIDATION BEHAVIOR OF ADVANCED NICKEL-BASED SUPERALLOYS IN SUPERCRITICAL WATER (SCW)
机译:
超临界水中先进镍基超合金氧化行为的比较研究(SCW)
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;
2.
FUEL SURVEILLANCE RESULTS FROM THE FIRST TiO_2 APPLICATION IN A BWR PLANT
机译:
燃料监测结果来自BWR植物中的第一个TiO_2应用
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》
|
2015年
关键词:
TiO_2;
deposition amount;
IGSCC;
fuel cladding corrosion;
oxide thickness;
3.
THE EFFECT OF GRAIN BOUNDARY MISORIENTATION ON THE GRAIN BOUNDARY ENERGY IN A HIGHLY TWINNED ALLOY 690
机译:
高孪生合金晶界误区对晶界能量的影响690
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;
4.
AN INVESTIGATION INTO STRESS CORROSION CRACKING SUSCEPTIBILITY OF THE REPAIRED PRESSURISER AT THE SIZEWELL B PWR IN THE UK
机译:
对英国SiadeWell B PWR修复压力学裂解裂解敏感性的调查
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
5.
DEDICATION
机译:
奉献
作者:
William J. Mills
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
6.
RADIOLYTIC CORROSION OF CU NUCLEAR WASTE CONTAINERS
机译:
Cu核废料容器的辐射性腐蚀
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;
7.
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;
8.
CHARACTERIZATION OF PRE-TRANSITION OXIDES FORMED ON ZIRLO?
机译:
在Zirlo上形成的前过渡氧化物的表征?
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》
|
2015年
关键词:
ZIRLO;
oxide;
pre-transition;
primary water;
in-situ transmission electron microscopy;
9.
STRESS CORROSION CRACKING OF ALLOY 152 WELD BUTTER NEAR THE LOW ALLOY STEEL INTERFACE
机译:
低合金钢界面附近合金152焊膏的应力腐蚀开裂
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;
10.
EFFECTS OF LOCALLY DEFORMED STRUCTURE ON OXIDE FILM PROPERTIES IN NEUTRON-IRRADIATED AUSTENITIC STAINLESS STEEL
机译:
局部变形结构对中子辐照奥氏体不锈钢氧化膜特性的影响
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;
11.
CRACK GROWTH RATE AND FRACTURE TOUGHNESS J-R CURVE TESTS ON IRRADIATED CAST AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
裂纹增长率和断裂韧性J-R曲线在辐照铸造奥氏体不锈钢上试验
作者:
Yiren Chen
;
Bogdan Alexandreanu
;
Wei-Ying Chen
;
Zhangbo Li
;
Yong Yang
;
Ken Natesan
;
Appajosula S. Rao
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
Cast austenitic stainless steel;
thermal aging embrittlement;
irradiation embrittlement;
environmentally assisted cracking;
12.
GRAIN BOUNDARY CHARACTERIZATION FOR INITIAL STAGE OF IGSCC OF ALLOY 600 IN PWR PRIMARY WATER ENVIRONMENT
机译:
PWR初级水环境中合金600 IGSCC初期初探的晶粒边界表征
作者:
Ki-Taek Jung
;
Takashi Ogawa
;
Yuya Morita
;
Shinji Fujimoto
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
PWSCC;
IGSCC;
Misorientation;
EBSD;
Alloy 600;
13.
STRESS CORROSION CRACKING OF TYPE 304 STAINLESS STEELS IN BWR ENVIRONMENTS DURING POWER STARTUP OPERATION
机译:
电力启动操作期间BWR环境中304型不锈钢型不锈钢的应力腐蚀开裂
作者:
Tsung-Kuang Yeh
;
You-Wen Chiou
;
Mei-Ya 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;
Slow Strain Rate Tensile;
Hydrogen Water Chemistry;
Plant Startup;
14.
LABORATORY ANALYSIS OF CRACKED CRDM HOUSINGS FROM PALISADES
机译:
塔拉德裂纹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;
15.
SCC GROWTH RATE TESTING OF COLD WORKED STAINLESS STEEL IN HYDROGEN DEAERATED WATER
机译:
SCC在氢气脱水水中冷加工不锈钢的生长速率测试
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;
16.
IN-SITU IRRADIATION ACCELERATED OXIDATION OF ZIRCALOY-4 UNDER PROTON OR ELECTRON IRRADIATION IN PWR PRIMARY WATER
机译:
原位照射在PWR初级水中质子或电子照射下的锆铝-4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》
|
2015年
关键词:
Zircaloy-4;
Corrosion;
Irradiation;
proton;
electron;
17.
EFFECT OF WATER CHEMISTRY ON OXIDATION BEHAVIOR OF β-NB PRECIPITATES IN ZR-NB-0.2BI ALLOY
机译:
水化学对β-NB沉淀物在ZR-NB-0.2Bi合金中析出液的影响
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》
|
2015年
关键词:
Zr-Nb zirconium alloy;
β-Nb precipitates;
oxidation behavior;
lithium hydroxide;
water chemistry;
18.
INTERGRANULAR OXIDATION OF ALLOY 600 EXPOSED TO SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
合金600暴露于模拟PWR初级水的晶间氧化
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;
19.
SCC AND CREVICE CORROSION RESISTANCES OF TANTALUM-MODIFIED STAINLESS STEEL
机译:
钽改性不锈钢的SCC和缝隙耐腐蚀
作者:
J. Kaneda
;
Y. Wang
;
Y. Maruno
;
M. Iwanami
;
S.Ishioka
;
N.Shigenaka
;
A. Hasegawa
会议名称:
《International conference on environmental degradation of materials in nuclear power systems-water reactors》
|
2015年
关键词:
crevice corrosion resistance;
stress corrosion cracking;
crack growth rate;
Ta-modified stainless steels;
type 316L stainless steel;
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