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International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems
International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems
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1.
EFFECT OF DISSOLVED HYDROGEN, SURFACE CONDITIONS AND COMPOSITION ON THE ELECTRONIC PROPERTIES OF THE OXIDE FILMS FORMED ON NICKEL-BASE ALLOYS IN PWR PRIMARY WATER
机译:
溶解氢,表面条件和组成对PWR初级水镍基合金形成的氧化膜的电子性质
作者:
A. Loucif
;
J. P. Petit
;
Y. Wouters
;
P. Combrade
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Nickel-base alloys;
Primary water;
Oxide;
Hydrogen;
Electronic properties;
Photo electrochemistry;
2.
Databases of Operationally Induced Damage
机译:
经营诱导损伤的数据库
作者:
Karen Gott
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Aging Management;
Degradation mechanisms;
Database;
3.
High-Resolution Characterizations of Grain Boundary Damage and Stress Corrosion Cracks in Cold-Rolled Alloy 690
机译:
冷轧合金690中晶界损伤和应力腐蚀裂纹的高分辨率特征
作者:
S. M. Bruemmer
;
M. J. Olszta
;
M. B. Toloczko
;
L. E. Thomas
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 690;
Grain boundaries;
Cold work;
Stress corrosion cracking;
PWR primary water;
4.
INFLUENCE OF PRIMARY WATER CHEMISTRY ON OXIDES FORMED ON ALLOY 600 AND ALLOY 690
机译:
初级水化学对合金600和合金690形成的氧化物的影响
作者:
Thomas M. Devine
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Intergranular stress corrosion cracking;
Surface films;
Alloy 600;
Alloy 690;
5.
Deformation Mode and Microstructure on Stress Corrosion Cracking Path and Kinetics in High Temperature Water Environments
机译:
高温水环境中应力腐蚀开裂路径和动力学的变形模式和微观结构
作者:
Zhanpeng Lu
;
Tetsuo Shoji
;
Seiya Yamazaki
;
Fanjiang Meng
;
Tichun Dan
;
Yoichi Takeda
;
Koji Negishi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
High temperature water;
Deformation mode;
Microstructure;
Grain boundary;
6.
WEAR OF ZIRCALOY-4 GRID STRAPS DUE TO FRETTING AND PERIODIC IMPACTING WITH RV INTERNALS BAFFLE PLATES
机译:
Zircaloy-4网格带的磨损由于RV内部挡板板的烦恼和周期性影响
作者:
Sarah Davidsaver
;
Stephen Fyfitch
;
Brian Friend
;
James Hyres
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Baffle Plates;
Fuel/Baffle Interaction;
Grid Strap Degradation;
7.
DESTRUCTIVE EXAMINATIONS ON DIVIDER PLATES FROM DECOMMISSIONED STEAM GENERATORS AFFECTED BY SUPERFICIAL STRESS CORROSION CRACKS
机译:
受浅表压力腐蚀裂缝影响的退役蒸汽发生器分隔板的破坏性检查
作者:
Salem Miloudi
;
Erwan Firmin
;
Damien Deforge
;
Francois Vaillant
;
Emmanuel Lemaire
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 600;
Stress Corrosion Cracking;
SG Divider plate;
Strain hardening;
8.
BALANCE OF PLANT CORROSION ISSUES IN AGING NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
老化核电站植物腐蚀问题的平衡
作者:
George Licina
;
Dilip Dedhia
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Balance of plant;
Corrosion;
Nuclear plants;
Service water systems;
General corrosion;
Pitting;
MIC;
9.
LABORATORY STRESS CORROSION CRACKING PROPAGATION IN A SUPERFICIAL COLD-WORKED LAYER IN SG DIVIDER PLATES IN ALLOY 600
机译:
在合金600的SG分隔板中浅表冷加工层中的实验室应力腐蚀开裂
作者:
Francois Vaillant
;
Cecile Leseigneur
;
Patrick Le-Delliou
;
Thierry Couvant
;
Salem Miloudi
;
Yannick Thebault
;
Damien Deforge
;
Emmanuel Lemaire
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Propagation;
SG Divider Plates;
Cold work;
10.
CYCLIC AND SCC BEHAVIOR OF ALLOY 690 HAZ IN A PWR ENVIRONMENT
机译:
PWR环境中合金690 HAZ的循环和SCC行为
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》
|
2011年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Alloy 690 HAZ;
11.
WATER CHEMISTRY IN THE PRIMARY COOLANT CIRCUIT OF A BOILING WATER REACTOR DURING STARTUP OPERATIONS
机译:
在启动操作期间沸水反应器的初级冷却剂回路中的水化学
作者:
Tsung-Kuang Yeh
;
Mei-Ya Wang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Hydrogen water chemistry;
Startup;
Integranular stress corrosion cracking;
12.
AN INVESTIGATION INTO STRESS CORROSION CRACKING OF DISSIMILAR METAL WELDS WITH 304L STAINLESS STEEL AND ALLOY 82 IN HIGH TEMPERATURE PURE WATER
机译:
用304L不锈钢和合金82在高温纯水中对不同金属焊缝应力腐蚀裂纹的研究
作者:
Tsung-Kuang Yeh
;
Guan-Ru Huang
;
Chuen-Horng Tsai
;
Mei-Ya Wang
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Dissimilar Metal Weld;
Stress Corrosion Cracking;
Stainless Steel;
SSRT;
13.
FLOW ACCELERATED CORROSION OF CARBON STEEL IN THE FEEDWATER SYSTEM OF PWR PLANTS - BEHAVIOUR OF WELDS AND WELD ASSEMBLIES
机译:
PWR植物饲料系统中碳钢的流量加速腐蚀 - 焊接和焊接组件的行为
作者:
C. Mansour
;
E. M. Pavageau
;
A. Faucher
;
F. Inada
;
K. Yoneda
;
C. Miller
;
J.-L. Bretelle
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Flow accelerated corrosion;
Welds;
Weld assemblies;
Chromium content;
14.
INFLUENCE OF LOCALIZED PLASTICITY ON IASCC SENSITIVITY OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS UNDER PWR PRIMARY WATER
机译:
局部化可塑性对PWR初级水下奥氏体不锈钢敏感性的影响
作者:
Sarata Cisse
;
Benoit Tanguy
;
Lydia Laffont
;
Marie-Christine Lafont
;
Catherine Guerre
;
Eric Andrieu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC);
Plastic deformation localization;
Precipitation strengthened stainless steel A286;
15.
Introduction to a New Real-Time Water Chemistry Measurement System
机译:
新型实时水化学测量系统简介
作者:
Jei-Won Yeon
;
Myung-Hee Yun
;
Kyuseok Song
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Water Chemistry;
Dissolved Hydrogen;
Real-Time measurement;
PH;
Pt electrode;
16.
NRC RESEARCH ACTIVITIES ON ENVIRONMENTALLY-ASSISTED FATIGUE
机译:
NRC关于环境辅助疲劳的研究活动
作者:
Gary L. Stevens
;
Robert L. Tregoning
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Environmental fatigue;
Environmentally-assisted fatigue;
Fatigue;
17.
SCC OF ALLOY 690 AND ITS WELD METALS
机译:
合金690的SCC及其焊接金属
作者:
Peter L. Andresen
;
Martin M. Morra
;
Kawaljit Ahluwalia
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Crack growth;
Alloy 690;
Alloy 52/152 weld metals;
Cold work;
High temperature water;
Microstructure;
18.
MICROSTRUCTURE AND SCC OF ALLOY X-750
机译:
合金X-750的微观结构和SCC
作者:
Peter L. Andresen
;
Juan Flores-Preciado
;
Martin M. Morra
;
Robert Carter
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
BWR;
High temperature water;
Alloy X-750;
Microstructure;
Water chemistry;
19.
Characterization of Type 304L Stainless Steel: Comparison of ASTM A262 Practice A and Analytical Electron Microscopy Techniques
机译:
304L不锈钢型特征:ASTM A262实践A和分析电子显微镜技术的比较
作者:
B. D. Miller
;
M. G. Burke
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
20.
THE EFFECT OF GRAIN SIZE ON IGSCC IN SS 316L IN SIMULATED BWR ENVIRONMENT
机译:
模拟BWR环境中SS 316L中IGSCC晶粒大小对IGSCC的影响
作者:
Johan Stjarnsater
;
Bengt Bengtsson
;
Bjorn Forssgren
;
Hannah Johansson
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Grain size;
Crack growth rate;
Stainless steel;
21.
ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACK GROWTH IN COLD WORKED ALLOY 690TT IN PRIMARY WATER AT LOW AND HIGH TEMPERATURES
机译:
在低温和高温下初级水中冷加工合金690TT的环保裂缝增长
作者:
Qunjia Peng
;
Tetsuo Shoji
;
Juan Hou
;
Yoichi Takeda
;
Toshio Yonezawa
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Environmentally assisted cracking;
Alloy 690TT;
Primary Water;
Dissolved hydrogen;
Cold working;
22.
THE EFFECT OF COLD WORK ON MICROSTRUCTURE AND SCC SUSCEPTIBILITY IN SIMULATED BWR ENVIRONMENT FOR NONSENSITIZED AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
冷 - 非抗呼吸道奥氏体不锈钢模拟BWR环境中微观结构和SCC敏感性的影响
作者:
Yohei Sakakibara
;
Guen Nakayama
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Austenitic stainless steel;
Cold work;
CSL boundary;
EBSD;
Plastic strain;
CBB test;
Grain boundary;
23.
EFFECT OF HOT CRACKS ON EAC CRACK INITIATION AND GROWTH IN NICKEL-BASE ALLOY WELD METALS
机译:
热裂纹对镍基合金焊接金属EAC裂纹启动和生长的影响
作者:
Hannu Hanninen
;
Aki Toivonen
;
Anssi Brederholm
;
Tapio Saukkonen
;
Wade Karlsen
;
Ulla Ehrnsten
;
Pertti Aaltonen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Nickel-base alloys;
Weld metal;
Hot cracking;
Environment-assisted cracking;
Electron microscopy;
Laves phase;
24.
OXIDE FILM CHARACTERIZATION ALONG CRACK PATHS IN STAINLESS STEEL IN AERATED AND DEAERATED WATER ENVIRONMENTS
机译:
沿着空气脱气水环境中不锈钢裂纹路径氧化膜特征
作者:
Elaine West
;
David Morton
;
Nathan Lewis
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stainless Steel;
SCC;
Oxidation;
Crack Tip;
25.
SCC CRACK GROWTH RATE OF ALLOY 82 IN PWR PRIMARY WATER CONDITIONS - EFFECT OF A THERMAL TREATMENT
机译:
PWR初级水条件下合金82的SCC裂纹生长速率 - 热处理的影响
作者:
C. Guerre
;
C. Duhamel
;
M. Sennour
;
J. Crepin
;
M. Le Calvar
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Alloy 82;
PWR primary water;
26.
Development of a method for studying the influence of stress state on the iodine-induced stress corrosion cracking of zirconium alloys
机译:
一种研究一种研究应力状态对锆合金碘造成应力腐蚀裂纹的影响
作者:
Nathanael Mozzani
;
Quentin Auzoux
;
David Le Boulch
;
Eric Andrieu
;
Christine Blanc
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Zirconium alloys;
Stress corrosion cracking;
Iodine;
Viscoplastic;
Anisotropic;
Model;
27.
EFFECTS OF THERMO-MECHANICAL TREATMENTS ON DEFORMATION BEHAVIOR AND IGSCC SUSCEPTIBILITY OF STAINLESS STEELS IN PWR PRIMARY WATER CHEMISTRY
机译:
热机械处理对PWR初级水化学不锈钢变形行为和IGSCC易感性的影响
作者:
S. Nouraei
;
D. R. Tice
;
K. J. Mottershead
;
D. M. Wright
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stainless steel;
Cold-work;
PWR;
28.
Grain Boundary Engineering and Air Oxidation Behavior of Alloy 690
机译:
合金690的晶界工程和空气氧化行为
作者:
Peng Xu
;
Liang Y. Zhao
;
Kumar Sridharan
;
Todd R. Allen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Grain Boundary Engineering;
Alloy 690;
Oxidation;
29.
GRAIN BOUNDARY OXIDATION AND STRESS CORROSION CRACKING IN NICKEL-BASE ALLOYS STRAINED IN SUPERCRITICAL WATER
机译:
超临界水中应变镍基合金中的晶界氧化与应力腐蚀裂纹
作者:
Tyler Moss
;
Matthew J. Olszta
;
William Grant
;
Gary S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Nickel Alloys;
Stress Corrosion Cracking;
Intergranular Oxidation;
Supercritical Water;
30.
DEVELOPMENTS IN SCC MITIGATION BY ELECTROCATALYSIS
机译:
电催化SCC缓解的发展
作者:
Peter L. Andresen
;
Young J. Kim
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
BWR;
Catalysis;
Mitigation;
Structural material;
31.
IN-PILE TESTS FOR IASCC GROWTH BEHAVIOR OF IRRADIATED 316L STAINLESS STEEL UNDER SIMULATED BWR CONDITION IN JMTR
机译:
在JMTR中模拟BWR条件下辐照316L不锈钢的IASCC生长行为的拟桩试验
作者:
Yasuhiro Chimi
;
Shigeki Kasahara
;
Hideo Ise
;
Yoshihiko Kawaguchi
;
Junichi Nakano
;
Yutaka Nishiyama
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
In-pile Test;
Crack Growth;
Irradiated Stainless Steel;
BWR;
JMTR;
ECP;
32.
NRC/EPRI Welding Residual Stress Validation Program - Phase III
机译:
NRC / EPRI焊接残余应力验证程序 - 阶段III
作者:
M. Kerr
;
L. F. Fredette
;
H. J. Rathbun
;
J. E. Broussard
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Welding;
Residual Stress;
Stress Corrosion Cracking;
33.
Detailed Root Cause Analysis of SG Tube ODSCC Indications within the Tube Sheets of NPP Biblis Unit A
机译:
NPP Biblis单元管板内SG管ODSCC指示的详细根本原因分析
作者:
R. Kilian
;
J. Beck
;
H. Lang
;
T. Schonherr
;
M. Widera
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 800;
34.
SCC OF HIGH CR ALLOYS IN BWR ENVIRONMENTS
机译:
BWR环境中高Cr合金的SCC
作者:
Peter L. Andresen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
BWR;
High chromium weld metals;
35.
CURRENT NRC PERSPECTIVES CONCERNING PRIMARY WATER STRESS CORROSION CRACKING
机译:
关于初级水分腐蚀裂纹的当前NRC透视
作者:
David Alley
;
Darrell Dunn
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Nuclear Reactors;
Nickel Alloys;
Primary Water Stress Corrosion Cracking;
36.
STRESS CORROSION CRACKING AND CRACK TIP CHARACTERIZATION OF ALLOY X-750 IN BOILING WATER REACTOR ENVIRONMENTS
机译:
沸水反应器环境中合金X-750的应力腐蚀裂纹和裂纹尖端
作者:
J. P. Gibbs
;
R. G. Ballinger
;
J. H. Jackson
;
D. Isheim
;
H. Hanninen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy X-750;
Stress corrosion cracking;
Crack growth rate;
Corrosion potential;
Normal water chemistry;
Hydrogen water chemistry;
Crack tip characterization;
Atom probe tomography;
37.
Residual Stress Measurement and the Effect of Heat Treatment in Cladded Control Rod Drive Specimens
机译:
残余应力测量和热处理在包埋控制杆驱动试样中的影响
作者:
Ashley Bowman
;
Ed Kingston
;
Jinya Katsuyama
;
Makoto Udagawa
;
Kunio Onizawa
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Residual Stress;
Cladding;
J-groove Weld;
Structural Integrity;
CRD;
38.
EVALUATION OF THE OXYGEN DIFFUSION COEFFICIENT IN NICKEL-BASE ALLOYS
机译:
镍基合金氧扩散系数的评价
作者:
Hyo On Nam
;
Jae Young Yoon
;
Ji Hyun Kim
;
Il Soon Hwang
;
Kyu Hwan Lee
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
PWSCC;
Oxygen diffusivity;
Nickel-base alloy;
39.
STRESS CORROSION CRACKING OF AUSTENITIC ALLOYS IN SUPERCRITICAL WATER
机译:
超临界水中奥氏体合金的应力腐蚀开裂
作者:
Guoping Cao
;
Vahid Firouzdor
;
Todd Allen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Alloy 600;
Alloy 690;
Supercritical Water;
40.
ENVIRONMENTAL EFFECTS ON PWSCC INITIATION AND PROPAGATION IN ALLOY 600
机译:
对PWSCC 600的PWSCC启动和繁殖的环境影响
作者:
Anders Molander
;
Kjell Norring
;
Per-Olof Andersson
;
Pal Efsing
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
PWSCC;
Alloy 600;
SCC initiation;
SCC propagation;
Effect of environment;
41.
Characterizing environmental degradation in PWRs by 3D FIB sequential Sectioning
机译:
3D FIB顺序切片在PWRS中表征环境劣化
作者:
Sergio Lozano-Perez
;
Na Ni
;
Karen Kruska
;
Chris Grovenor
;
Takumi Terachi
;
Takuyo Yamada
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
FIB;
3D;
Oxidation;
Stainless Steel;
Zirconium;
42.
Computational Thermodynamics for Interpreting Oxidation of Structural Materials in Supercritical Water
机译:
用于解释超临界水中结构材料氧化的计算热力学
作者:
Lizhen Tan
;
Ying Yang
;
Todd R. Allen
;
Jeremy T. Busby
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Oxidation;
Thermodynamics;
Diffusion;
43.
Penetrative Internal Oxidation from Alloy 690 Surfaces and Stress Corrosion Crack Walls during Exposure to PWR Primary Water
机译:
在暴露于PWR初级水中的合金690表面和应力腐蚀裂缝壁的渗透内氧化
作者:
Matthew J. Olszta
;
Daniel K. Schreiber
;
Larry E. Thomas
;
Stephen M. Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 690;
Penetrative oxidation;
SCC;
44.
Crack Growth Behavior of Irradiated Type 316 SS in Low Dissolved Oxygen Environment
机译:
低溶解氧环境下照射型316 SS的裂纹生长行为
作者:
Y. Chen
;
B. Alexandreanu
;
Y. Yang
;
W. J. Shack
;
K. Natesan
;
E. E. Gruber
;
A. S. Rao
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
Stainless steels;
BWR;
HWC;
Crack growth rate;
45.
SCC BEHAVIOR OF ALLOY 152 WELD IN A PWR ENVIRONMENT
机译:
合金152焊缝在PWR环境中的SCC行为
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》
|
2011年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Alloy 152 weld;
46.
Plastic strain and residual stress distributions in an AISI 304 stainless steel BWR pipe weld
机译:
AISI 304不锈钢BWR管焊接中的塑性应变和残余应力分布
作者:
Tapio Saukkonen
;
Miikka Aalto
;
Iikka Virkkunen
;
Ulla Ehrnsten
;
Hannu Hanninen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Electron backsacatter diffraction;
Stainless steel piping;
Welding;
Boiling water reactor;
Stress corrosion cracking;
Residual stress and strain;
Mechanical anisotropy;
47.
THE EFFECT OF ON-LINE NOBLE METAL ADDITION ON THE SHUT DOWN DOSE RATES OF BOILING WATER REACTORS
机译:
在线贵金属添加对沸水反应器的关闭剂量率的影响
作者:
Robert L. Cowan
;
Juan Varela
;
Susan E. Garcia
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
OLNC;
HWC;
BRAC;
IGSCC;
~(60)Co;
48.
EFFECT OF NITROGEN ADDITION IN 304 L STAINLESS STEEL ON THE IGSCC CRACK GROWTH RATE IN SIMULATED BWR ENVIRONMENT
机译:
304L不锈钢中氮施加对模拟BWR环境IGSCC裂纹生长速率的影响
作者:
S. Roychowdhury
;
V. Kain
;
R. C. Prasad
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stainless Steel;
Non-sensitised and strain hardened;
IGSCC;
Crack Growth Rate;
BWR Environment;
49.
RESEARCH AND EVALUATION OF LOW TEMPERATURE CRACK PROPAGATION OF Ni BASE ALLOYS IN ACTUAL PLANTS
机译:
实际植物中Ni碱基合金低温裂纹繁殖的研究与评价
作者:
Kimihisa Sakima
;
Harutaka Suzuki
;
Hideki Fujiwara
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
LTCP;
Hydrogen;
Ni Base Alloy;
Inconel;
Weld Metal;
Fracture Toughness;
50.
LABORATORY ANALYSIS OF REACTOR COOLANT PUMP SEALS
机译:
反应堆冷却剂泵密封件的实验室分析
作者:
Michael Sullivan
;
James Hyres
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Reactor coolant pump seal;
Teflon seal;
Iron hydroxide;
Type 410 stainless steel;
51.
USE OF NOBLE METAL NANOPARTICE FOR SCC MITIGATION IN BWRs
机译:
使用贵金属纳米粒子在杆中的SCC缓解
作者:
Young-Jin Kim
;
Peter L. Andresen
;
Samson Hettiarachchi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
BWR;
Noble metal nanoparticle;
NMCA;
ECP;
Sonochemistry;
304 SS;
52.
A PRELIMINARY HYBRID MODEL OF IRRADIATION-ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING OF 300 SERIES STAINLESS STEELS IN PWR PRIMARY ENVIRONMENTS
机译:
PWR初级环境中300系列不锈钢辐射辅助应力腐蚀裂纹的初步混合模型
作者:
E. D. Eason
;
G. Ilevbare
;
R. Pathania
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
PWR;
Primary water;
Hybrid;
Model;
Stainless steel;
Strain rate;
53.
ELECTROCHEMICAL STUDIES OF STEAM GENERATOR TUBE DEGRADATION IN THE PRESENCE OF THIOSULPHATE
机译:
硫代硫酸盐存在下蒸汽发生器管劣化的电化学研究
作者:
Lisheng Chi
;
Yucheng Lu
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Steam generator tubing degradation;
Thiosulphate;
Electrochemical method;
54.
THE STUDY OF STRESS CORROSION CRACKING ON ALLOY 600 CRING SAMPLES BY POLYCHROMATIC X-RAY MICRODIFFRACTION
机译:
多色X射线微量微量钢化合金600碾压样品应力腐蚀裂纹研究
作者:
Jing Chao
;
Marina L. Suominen Fuller
;
N. Stewart McIntyre
;
Anatolie G. Carcea
;
Roger C. Newman
;
Martin Kunz
;
Nobumichi Tamura
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 600;
Stress corrosion cracking;
Polychromatic x-ray microdiffraction;
Residual strain;
Dislocations;
55.
MECHANISTIC STUDY ON PWSCC OF Ni BASED ALLOYS USING HUMP-SSRT TESTS UNDER DRY HYDROGEN GAS ENVIRONMENT, SIMULATED PRIMARY WATER AND RAPID STRAINING ELECTRODE TEST IN SIMULATED PRIMARY WATER
机译:
在干氢气环境下使用霍普-SSRT试验的Ni基合金PWSCC的机械研究,模拟初级水中的初级水和快速应变电极试验
作者:
Nobuo Totsuka
;
Takumi Terachi
;
Kenichi Takakura
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
PWR;
SCC;
PWSCC;
Alloy 600;
Alloy 690;
Hump-SSRT;
Rapid straining electrode test;
Repassivation;
Cathodic current;
Hydrogen embrittlement;
56.
EFFECTS OF HYDROGEN ON SCC GROWTH RATE OF NI ALLOYS IN BWR WATER
机译:
氢对BWR水中Ni合金SCC生长速率的影响
作者:
Peter L. Andresen
;
Peter Chou
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
BWR;
Nickel alloys;
Dissolved hydrogen;
Water chemistry;
High temperature water;
57.
PWSCC SUSCEPTIBILITY IN HEAT AFFECTED ZONES OF ALLOY 600
机译:
PWSCC在Holdoy 600的热影响区域中的易感性
作者:
Thierry Couvant
;
Thomas Brossier
;
Christian Cossange
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
HAZ;
Alloy 600;
Alloy 182;
Stress corrosion cracking;
58.
ROLE OF DISSOLVED HYDROGEN IN WATER IN CORROSION OF ALLOY 600 IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
溶解氢在水中溶解氢在高温水中腐蚀中的作用
作者:
Qunjia Peng
;
Tetsuo Shoji
;
Juan Hou
;
Kazuhiko Sakaguchi
;
Yoichi Takeda
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 600;
Dissolved hydrogen;
Corrosion;
High temperature water;
59.
NON-LINEAR DYNAMICS OF THE MORPHOLOGY AT THE OXIDE/METAL INTERFACE OF AUSTENITIC STEELS IN SIMULATED LIGHT WATER REACTOR ENVIRONMENTS AND ITS IMPLICATIONS FOR SCC INITIATION
机译:
模拟光水反应器环境中奥氏体钢氧化物/金属界面形态的非线性动力学及其对SCC启动的影响
作者:
Yoichi Takeda
;
Takayuki Sato
;
Daisuke Yamauchi
;
Tetsuo Shoji
;
Akio Ohji
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Surface oxidation;
Crack initiation;
60.
HYDRIDE BEHAVIOR IN ZIRCALOY-4 DURING THERMOMECHANICAL CYCLING
机译:
热机械循环期间锆石氢化物行为
作者:
Kimberly Colas
;
Arthur Motta
;
Mark R. Daymond
;
Jonathan Almer
;
Zhonghou Cai
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Zircaloy;
Hydrides;
Thermomechanical cycling;
61.
CYCLIC AND SCC BEHAVIOR OF ALLOY 52M/182 WELD OVERLAY IN A PWR ENVIRONMENT
机译:
PWW环境中合金52m / 182焊接覆盖层的循环和SCC行为
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》
|
2011年
关键词:
Stress Corrosion Cracking;
Alloy 52M;
Weld overlay;
62.
ROLE OF CAVITY FORMATION ON CRACK GROWTH OF COLD-WORKED CARBON STEEL, TT 690 AND MA 600 IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
腔形成对高温水中冷加工碳钢,TT 690和MA 600裂纹的作用
作者:
Koji Arioka
;
Tomoki Miyamoto
;
Takuyo Yamada
;
Takumi Terachi
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Cavity formation;
IGSCC;
Creep;
TT690;
MA600;
Carbon steel;
63.
INFLUENCE OF BULK AND SURFACE COLD WORK ON CRACK INITIATION AND CRACK GROWTH OF AUSTENITIC STAINLESS STEELS UNDER SIMULATED BWR ENVIRONMENT
机译:
散装与表面冷工作对模拟BWR环境下奥氏体不锈钢裂纹启动和裂纹生长的影响
作者:
Bastian Devrient
;
Renate Kilian
;
Karin Kuster
;
Martin Widera
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Crack Initiation;
Crack Growth;
Austenitic Stainless Steel;
BWR;
64.
Electrochemical study of pre- and post-transition corrosion of Zr alloys in PWR coolant
机译:
PWR冷却剂ZR合金前后腐蚀的电化学研究
作者:
Jan Macak
;
Radek Novotny
;
Petr Sajdl
;
Veronika Renciukova
;
Vera Vrtilkova
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Zirconium alloys;
Corrosion;
Oxide layer;
Impedance spectroscopy;
65.
EXPERIMENTAL STUDY OF SHORT CRACK COALESCENCE IN NICKEL-BASE ALLOYS IN PWR PRIMARY WATER
机译:
PWR初级水中镍基合金中短裂缝结合的实验研究
作者:
O. Calonne
;
L. Fournier
;
P. Combrade
;
P. Scott
;
P. Chou
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Environmentally Assisted Cracking;
Crack coalescence;
Alloy 600;
PWR;
66.
In-situ and Ex-situ Oxide Characterization by Synchrotron X-ray (SPring-8) in Non-sensitized 316 Stainless Steel and High Temperature Water Combination
机译:
通过同步X射线(Spring-8)在非敏化316不锈钢和高温水合组合中的原位和前型氧化物表征
作者:
Toshio Yonezawa
;
Masashi Watanabe
;
Takahisa Shobu
;
Tetsuo Shoji
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Inter-granular stress corrosion cracking;
Simulated BWR water;
Chevron notched specimens;
Vivisection;
Skin residual stress;
Constant penetration depth method;
67.
Conditions for Long Term Operation of Nuclear Power Plants in Sweden
机译:
瑞典核电站长期运作的条件
作者:
Peter Ekstrom
;
Karen Gott
;
Bjorn Brickstad
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Long Term Operation;
Radiation Embrittlement;
Low Cycle Environmental Fatigue;
Thermal Ageing;
Stress Corrosion Cracking;
Flow Accelerated Corrosion;
68.
SCC PROPERTIES OF MODIFIED ALLOY 718 IN BWR PLANT
机译:
BWR植物改性合金718的SCC性能
作者:
Yoshinori Katayama
;
Motoji Tsubota
;
Yoshiaki Saito
;
Norihiko Tanaka
;
Shigeaki Tanaka
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 718;
Alloy X-750;
Stress corrosion cracking;
Jet pump beam;
Uni-axial constant load test;
Fatigue test;
Spring properties;
69.
ROLE OF SLIP BEHAVIOR IN THE IRRADIATION ASSISTED STRESS CORROSION CRACKING IN AUSTENITIC STEELS
机译:
防滑行为在奥氏体钢中辐照辅助应力腐蚀开裂中的作用
作者:
M. D. McMurtrey
;
G. S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
Stainless steel;
Localized deformation;
Shear stress;
70.
MICROSTRUCTURAL INVESTIGATION ON THE EFFECT OF COLD WORK ON ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRACKING OF AUSTENITIC STAINLESS STEEL
机译:
冷轧机效果对奥氏体不锈钢裂缝的微观结构调查
作者:
David Wright
;
Fabio Di Gioacchino
;
Fabio Scenini
;
Joao Quinta da Fonseca
;
Samaneh Nouraei
;
Kevin Mottershead
;
David Tice
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Austenitic Stainless Steel;
Anisotropy;
Deformation Twinning;
SCC;
71.
Crystallographical Characterization of Initiation of Intergranular Stress Corrosion Cracking of Alloy 600 in PWR Environment
机译:
PWW环境中合金600晶间应力腐蚀开裂的结晶特征
作者:
Shinji Fujimoto
;
Masahito Mochizuki
;
Yuya Morita
;
Yoshiki Mikami
;
Hiroaki Tsuchiya
;
Kazutoshi Nishimoto
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
PWSCC;
IGSCC;
Misorientation;
FEM;
Multi-scale analysis;
72.
DEGRADATION OF GRAIN BOUNDARY STRENGTH BY OXIDATION IN ALLOY 600
机译:
用合金600氧化氧化晶界强度的降解
作者:
Katsuhiko Fujii
;
Terumitsu Miura
;
Hiromasa Nishioka
;
Koji Fukuya
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Grain boundary strength;
Grain boundary oxidation;
Micro tensile testing;
Focus ion beam micro-processing;
Stress corrosion cracking;
73.
ON THE MICROSTRUCTURE OF ALLOY 600 SCC CRACKS OBSERVED BY TEM ON PWR SG PULLED TUBES AND ON LABORATORY SPECIMENS
机译:
在PWR SG拉管和实验室标本下TEM观察到的合金600 SCC裂缝的微观结构
作者:
L. Legras
;
O. de Bouvier
;
F. Delabrouille
;
E. Fargeas
;
S. Miloudi
;
Y. Thebault
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 600;
SCC;
Lead;
Secondary Side Corrosion;
74.
INFLUENCE OF CHLORIDE IONS AS CONTAMINANTS ON THE CORROSION BEHAVIOR OF ALLOY 718 IN POOL WATER OF NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
氯离子作为污染物对核电站池水中合金718腐蚀行为的影响
作者:
Jonathan Hugues
;
Eric Andrieu
;
Christine Blanc
;
Jean-Marc Cloue
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Corrosion;
Alloy 718;
Boric Acid;
Chloride Ions;
75.
THE INFLUENCE OF MINOR ADDITIONS OF PLATINUM GROUP METALS ON STRESS CORROSION CRACKING IN AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
铂族群金属对奥氏体不锈钢抗腐蚀裂纹的影响
作者:
K. Govender
;
F. Scenini
;
S. Lyon
;
O. Necib
;
A. Sherry
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Platinum group metals;
Light water reactors;
76.
IRRADIATION CREEP AND IRRADIATION STRESS RELAXATION OF 316 AND 304L STAINLESS STEELS IN THERMAL AND FAST NEUTRON SPECTRUM REACTORS
机译:
在热和快节中子谱反应器中照射蠕变和照射应力松弛316和304L不锈钢
作者:
John Paul Foster
;
Torill M. Karlsen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
77.
CLUSTER DYNAMICS PREDICTION OF THE MICROSTRUCTURE EVOLUTION OF 300-SERIES AUSTENITIC STAINLESS STEEL UNDER IRRADIATION: INFLUENCE OF HELIUM
机译:
辐照下300系奥氏体不锈钢微观结构演化的簇动力学预测:氦气的影响
作者:
M. Zouari
;
L. Fournier
;
A. Barbu
;
Y. Brechet
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Helium;
Cavity;
Austenitic stainless steel;
Irradiation;
78.
STRAIN PATH EFFECT ON IGSCC INITIATION AND OXIDATION OF ALLOY 182 EXPOSED TO PWR PRIMARY WATER
机译:
对PWW初级水的IGSCC 182氧化对IGSCC引发和氧化的应变路径效应
作者:
Thierry Couvant
;
Laurent Legras
;
Thierry Ghys
;
Paul Gambier
;
Nicolas Huin
;
Gabriel Ilevbare
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 182;
Stress corrosion cracking;
Initiation;
Oxidation;
Strain path;
79.
Pressure Tests on SG Pulled Tubes at TSP Level
机译:
在TSP水平上的SG拉管压力测试
作者:
Marc Boccanfuso
;
Cedric Mathon
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Inconel 600;
Pressure test;
Tube;
External corrosion;
80.
SCC INITIATION TESTING OF ALLOY 600 IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
高温水中合金600的SCC起始试验
作者:
Robert A. Etien
;
Edward Richey
;
David S. Morton
;
Julie Eager
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
81.
INVESTIGATIONS ON CORE BASKET BOLTS FROM A VVER 440 POWER PLANT
机译:
VVER 440电厂芯篮螺栓的研究
作者:
Ulla Ehrnsten
;
Petri Kytomaki
;
Ossi Hietanen
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stainless steel;
Irradiated assisted stress corrosion cracking;
Failure analysis;
82.
STRESS CORROSION CRACK INITIATION SUSCEPTIBILITY OF IRRADIATED AUSTENITIC STAINLESS STEELS
机译:
辐照奥氏体不锈钢的应力腐蚀裂纹启动易感性
作者:
Kale J. Stephenson
;
Yugo Ashida
;
Jeremy T. Busby
;
Gary S. Was
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
Neutron irradiation;
Stainless steel;
CERT;
BWR NWC;
83.
AREVA FUEL CONDITION INDEX FOR A PRESSURIZED WATER REACTOR
机译:
加压水反应堆的紫花燃料条件指标
作者:
Mike G. Pop
;
Merl Bell
;
Brian Lockamon
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Fuel Performance;
PWR Fuel Deposits;
PWR Deposit Modeling;
84.
STRESS CORROSION CRACK GROWTH OF ALLOY 52M IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER
机译:
模拟PWR初级水中合金52M的应力腐蚀裂纹生长
作者:
M. B. Toloczko
;
M. J. Olszta
;
S. M. Bruemmer
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Alloy 52M;
PWSCC;
Crack growth rate;
85.
CONTAINMENT LINER CORROSION
机译:
遏制衬垫腐蚀
作者:
Darrell Dunn
;
April Pulvirenti
;
Paul Klein
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Containment;
Localized corrosion;
Concrete;
Steel liner;
86.
THE EFFECT OF TEMPERATURE ON THE CRACK GROWTH RATE OF STAINLESS STEEL AND NI-ALLOYS IN SIMULATED BWR ENVIRONMENT
机译:
温度对模拟BWR环境中不锈钢和Ni合金裂纹生长速率的影响
作者:
Johan Stjarnsater
;
Anders Jenssen
;
Christer Jansson
;
Karen Gott
;
Bjorn Forssgren
;
Bengt Bengtsson
;
Hannah Johansson
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Stress corrosion cracking;
Temperature dependence;
Crack growth rate;
Stainless steel;
Alloy 182;
87.
Irradiation assisted stress corrosion cracking of stainless steels in a PWR environment (A combined approach)
机译:
PWR环境中不锈钢辅助应力腐蚀开裂(一种组合方法)
作者:
Morgane Le Millier
;
Olivier Calonne
;
Jerome Crepin
;
Cecilie Duhamel
;
Fabrice Gaslain
;
Eva Heripre
;
Ovidiu Toader
;
Yoann Vidalenc
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
IASCC;
304L stainless steel;
PWR;
Deformation fields;
88.
COMPARISON OF THE CORROSION BEHAVIOR OF THE 14CR ODS ALLOY IN STEAM AND SUPERCRITICAL WATER
机译:
14Cr ODS合金在蒸汽和超临界水中的腐蚀行为的比较
作者:
Jeremy Bischoff
;
Arthur T. Motta
会议名称:
《International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems》
|
2011年
关键词:
Corrosion;
ODS steel;
Steam;
Supercritical water;
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