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Asian forum on material aging issues in nuclear system
Asian forum on material aging issues in nuclear system
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1.
A new approach on the formulation of maintenance management programs with risk priority taken into account
机译:
对具有风险优先级的维护管理计划制定的新方法
作者:
Masayoshi KOJIMA
;
Hiroshige KIKURA
;
Shunsuke UCHIDA
;
Hidetoshi OKADA
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
maintenance management;
safety evaluation;
risk priority;
FMEA;
IGSCC;
2.
Thin layer activation technique for on line monitoring of the flow accelerated corrosion in a bend pipe and comparison with CFD modelling
机译:
薄层激活技术在弯管中对流动加速腐蚀的线路监测,并与CFD建模比较
作者:
P.Madasamy
;
M.Mukunthan
;
T.V.Krishna Mohan
;
E.Natarajan
;
Bidyut J Roy
;
VishwajitJha
;
P.Surendran
;
J.P.Nair
;
S.Velmurugan
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
3.
Improvement of plant reliability based on fusion of prediction and inspection of wall thinning of piping due to FAC
机译:
基于融合的植物可靠性提高及对管道壁稀土
作者:
Shunsuke Uchida
;
Hidetoshi Okada
;
Masanori Naitoh
;
M.Kojima
;
H.Kikura
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
plant reliability;
risk evaluation;
FAC;
prediction;
inspection;
uncertainty analysis;
4.
Microstructure and corrosion behaviour of brazed joints of SiCf/SiC composites and Hastelloy N alloy using Cu-Ni alloy
机译:
SICF / SiC复合材料和Hastelloy n合金的微观结构和腐蚀行为使用Cu-Ni合金
作者:
Hongda Wang
;
Qian Feng
;
Haijun Zhou
;
Jianbao Hu
;
Yanmei Kan
;
Shaoming Dong
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
SiCf/SiC composites;
Hastelloy N alloy;
Cu-Ni alloy;
Brazing joint;
FLiNaK salt;
Corrosion behaviour;
5.
Advantages with low Nickel-release from Sandvik Alloy 690 steam generator tubes
机译:
来自山坡合金690蒸汽发生器管的低镍释放的优点
作者:
Johan Frodigh
;
Thomas O.J.Blomfeldt
;
Erik K(o)nberg
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
6.
Simulation study on hydrogen generation by the alpha radiolysis from the fuel debris particles
机译:
燃料碎片颗粒α辐射辐射氢生成的仿真研究
作者:
Junichi Takagi
;
Seiji Yamamoto
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
7.
Release behavior of Cs and its chemical form during late phase of fukushima daiichi nuclear power plant accident
机译:
福岛Daiichi核电站事故后期CS及其化学形式的释放行为
作者:
Akihide HIDAKA
;
Hiroya YOKOYAMA
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
Fukushima Daiichi nuclear power plant accident;
source terms;
131I/137Cs ratio;
CsBO2;
B4C absorbers;
PHEBUS/FPT3 test;
environmental radiation monitoring;
8.
Monitoring of velocity profile and wall thickness in pipe flow using ultrasonic velocity profile and lamb wave technique
机译:
使用超声速度曲线和羊毛波技术监测管道流动速度曲线和壁厚
作者:
Weichen ZHANG
;
Xingguo WANG
;
Ari HAMDANI
;
Hiroshige KIKURA
;
Junjie CHANG
;
Yasuhiko OHGIYA
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
9.
Corrosion behavior of platinum treated Type 304L stainless steels during simulated BWR startup conditions
机译:
模拟BWR启动条件下铂金型304L不锈钢腐蚀行为
作者:
Yue-Tai Chen
;
Mei-Ya Wang
;
Tsung-Kuang Yeh
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
BWR;
Noble Metal Chemical Addition;
On-Line Noble Metal Chemical Addition;
Stress Corrosion Cracking;
Slow Strain Rate Test;
10.
Electrochemical characteristics of platinum treated Type 304 stainless steels of different surface oxide structures in high temperature water
机译:
高温水中不同表面氧化物结构的铂处理型304不锈钢的电化学特性
作者:
Yung-Hsiang Chang
;
Tsung-Kuang Yeh
;
Mei-Ya Wang
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
11.
The effect of dissolved oxygen on fatigue behavior of Alloy 690 steam generator tubes in borated and lithiated high temperature water
机译:
溶解氧对硼化和锂化高温水中合金690蒸汽发生器管疲劳行为的影响
作者:
Jibo Tan
;
Xinqiang Wu
;
En-Hou Han
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
Alloy 690;
Corrosion fatigue;
High temperature water;
Dissolved oxygen;
12.
Effects of Zinc injection on the stress corrosion crack growth rate of cold worked 316L stainless steel in high-temperature water environments
机译:
锌注射对高温水环境冷轧316L不锈钢应力腐蚀裂纹速率的影响
作者:
Donghai Du
;
Kai Chen
;
Jiamei Wang
;
Xianglong Guo
;
Lefu Zhang
;
Peter L.Andresen
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
Stainless steel;
Zinc acetate;
Stress corrosion cracking;
High-temperature water;
XPS;
EDS;
13.
Passivity degradation mechanism of UNS N08800 in simulated crevice chemistries containing reduced sulfur
机译:
含硫的模拟缝隙化学中的UNS N08800的被动劣化机制
作者:
Da-Hai Xia
;
Shizhe Song
;
Jianqiu Wang
;
Jing-Li Luo
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
A.Alloy;
B.Polarization;
SIMS;
C.Passive films;
14.
A mechanistic study of the effect of Ni content on crack propagation in austenitic alloys under PWR primary water conditions
机译:
镍氢含量对PWR初级水条件下奥氏体合金裂纹繁殖作用的机制研究
作者:
Zhao Shen
;
Koji Arioka
;
Sergio Lozano-Perez
会议名称:
《Asian forum on material aging issues in nuclear system》
|
2017年
关键词:
stress corrosion cracking;
Ni content dependence;
crack growth rate;
austenitic alloy;
transmission electron microscopy;
transmission Kikuchi diffraction;
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