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    PWSCC Susceptibility of Alloy 690, 52 and 152
    Maeguchi, Takaharu ; Sakima, Kimihisa ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 485-500
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    A Mechanistic Study of the Effect of Temperature on Crack Propagation in Alloy 600 Under PWR Primary Water Conditions
    Shen, Zhao ; Lozano-Perez, Sergio ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 439-454
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    Effect of Specimen Size on the Crack Growth Rate Behavior of Irradiated Type 304 Stainless Steel
    Jenssen, A. ; Chou, P. ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 2271-2288
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    The Effect of Environment and Material Chemistry on Single-Effects Creep Testing of Austenitic Stainless Steels
    O’Brien, L. B. ; Miller, B. D. ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 927-942
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    Scoring Process for Evaluating Laboratory PWSCC Crack Growth Rate Data of Thick-Wall Alloy 690 Wrought Material and Alloy 52, 152, and Variant Weld Material
    Jenks, Amanda R. ; White, Glenn A. ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 3-14
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  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    Stress Corrosion Cracking of Alloy 52/152 Weldments Near Dissimilar Metal Weld Interfaces
    Alexandreanu, B. ; Chen, Y. ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 67-85
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    Evaluation of Crack Growth Rates and Microstructures Near the Crack Tip of Neutron-Irradiated Austenitic Stainless Steels in Simulated BWR Environment
    Chimi, Yasuhiro ; Kasahara, Shigeki ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 2255-2270
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    Stress Corrosion Cracking of Alloy 800 in Secondary Side Crevice Environment
    Komar, Maria-Lynn ; Goszczynski, Guylaine ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 2409-2419
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  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Crack Growth Rate and Fracture Toughness of CF3 Cast Stainless Steels at ~3 DPA
    Chen, Y. ; Chen, W. Y. ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 1889-1903
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  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Technical Basis and SCC Growth Rate Data to Develop an SCC Disposition Curve for Alloy 82 in BWR Environments
    Kumagai, Katsuhiko ; Sakai, Yusuke ; et al.
    In: Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors; (2019) S. 1589-1603
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