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297 Treffer

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    Baseline Fracture Toughness and CGR testing of alloys X-750 and XM-19 (EPRI Phase I)
    Teysseyre, S
    2012
    Online report
    Zugriff:
    View record in SciTech Connect (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  2. Detailansicht für Treffer 2 öffnen
    Specimen Machining for the Study of the Effect of Swelling on CGR in PWR Environment
    Sebastien Paul Teysseyre
    2015
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  3. Detailansicht für Treffer 3 öffnen
    Baseline Fracture Toughness and CGR testing of alloys X-750 and XM-19 (EPRI Phase I)
    Teysseyre, S. P. ; Jackson, J. H.
    2012
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    316L奥氏体不锈钢在高温水中的应力腐蚀
    杜东海;赖平;张浩;陈凯;汪家梅;郭相龙;张乐福
    In: 腐蚀与防护 / Corrosion ＆ Protection, Jg. 39 (2018), Heft 4, S. 274
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Baseline Fracture Toughness and CGR testing of alloys X-750 and XM-19 (EPRI Phase I)
    Jackson, J. H. ; Teysseyre, S. P. ; et al.
    2012
    report
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    A Critical Review of Radiolysis Issues in Water-Cooled Fission and Fusion Reactors: Part II, Prediction of Corrosion Damage in Operating Reactors.
    Macdonald, Digby D. ; Engelhardt, George R.
    In: Corrosion & Materials Degradation, Jg. 3 (2022-12-01), Heft 4, S. 694-758
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 öffnen
    Crack Propagation in Pipelines Under Extreme Conditions of Near-Neutral PH SCC.
    Alsit, Abdullah ; Alkhedher, Mohammad ; et al.
    In: Computers, Materials & Continua, Jg. 73 (2022-12-01), Heft 3, S. 5315-5329
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  8. Detailansicht für Treffer 8 öffnen
    Dieser Titel kann aus lizenzrechtlichen Gründen nur im Campusnetz oder nach Anmeldung angezeigt werden!
    academicJournal
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Prediction of stress corrosion crack growth rate of cold worked stainless steels in BWR conditions by the slip oxidation model.
    Koshiishi, Masato ; Akazawa, Dan ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 421 (2024-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Determining SCC resistance of stainless steel claddings in high- temperature water by constant load crack growth tests and slow strain rate tests.
    Cui, Tongming ; Xu, Xinhe ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 588 (2024), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Synergism between fatigue and cyclic‐stress corrosion cracking: Electrochemically active surface area.
    In: Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures, Jg. 44 (2021-12-01), Heft 12, S. 3258-3271
    Online academicJournal
    Zugriff:
    Volltext (PDF)
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    A Critical Review of Radiolysis Issues in Water-Cooled Fission and Fusion Reactors: Part II, Prediction of Corrosion Damage in Operating Reactors
    Macdonald, Digby D. ; Engelhardt, George R.
    In: Corrosion and Materials Degradation, Jg. 3 (2022-11-01), Heft 4, S. 694-758
    Online academicJournal
    Zugriff:
    View record in DOAJ (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Insights into the stress corrosion cracking propagation behavior of Alloy 690 and 316 L stainless steel in KOH versus LiOH oxygenated water.
    Wang, Jiamei ; Zhu, Tianyu ; et al.
    In: Corrosion Science, Jg. 224 (2023-11-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Prediction of stress corrosion crack growth rate of irradiated alloy X-750 with different crack tip strain rate models.
    Koshiishi, Masato
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 412 (2023-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Stress corrosion crack growth rate of welded joint used for low-pressure rotor of nuclear turbine in oxygenated pure water at 180 °C.
    Chu, Tongjiao ; Cui, Haichao ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 523 (2019-09-01), S. 276-290
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Stress corrosion cracking behavior of warm forged 316L stainless steel at different orientations.
    Du, Donghai ; Wang, Jiamei ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 522 (2019-08-15), S. 220-225
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    The foundations of fracture impedance spectroscopy.
    Macdonald, Digby D. ; Fekete, Balazs
    In: Engineering Failure Analysis, Jg. 102 (2019-08-01), S. 102-110
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    應用催化性鉑覆膜之敏化304不?鋼於高溫純水環境之裂縫成長速率研究
    朱文德 ; 開執中 ; et al.
    2008
    unknown
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    The cracking growth behavior of a sensitized Alloy 800H in supercritical water.
    Su, Haozhan ; Huang, Tao ; et al.
    In: Journal of Nuclear Materials, Jg. 583 (2023-09-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Effect of Environment on Fatigue Crack Growth Behavior of Type 316 LN Stainless Steel and its Weldments.
    Poonguzhali, A. ; Babu, M. Nani ; et al.
    In: Journal of Materials Engineering & Performance, Jg. 31 (2022-05-01), Heft 5, S. 3918-3929
    Online academicJournal
    Zugriff:
    View record at Springer (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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