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    Light Water Reactor Sustainability Program BWR High-Fluence Material Project: Assessment of the Role of High-Fluence on the Efficiency of HWC Mitigation on SCC Crack Growth Rates
    Teysseyre, Sebastien
    2014
    Online report
    Zugriff:
    View record in SciTech Connect (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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    Characterization of crud deposited on fuel rods under HWC environment in Kuosheng Nuclear Power Plant
    Wang, Tsung-Yuan ; Yang, Tsen-Yu ; et al.
    In: Nuclear Science and Techniques, Jg. 27 (2016-02-01)
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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    Light Water Reactor Sustainability Program BWR High-Fluence Material Project: Assessment of the Role of High-Fluence on the Efficiency of HWC Mitigation on SCC Crack Growth Rates
    Teysseyre, Sebastien
    2014
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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    Effects of noble metal deposition upon corrosion behavior of structural materials in nuclear power plants, (I) : Effect of noble metal deposition with an oxide film on type 304 stainless steel under simulated hydrogen water chemistry condition
    ISHIDA, Kazushige ; WADA, Yoichi ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science and Technology, Jg. 42 (2005), Heft 9, S. 799-808
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    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?
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    Stress corrosion cracking initiation and short crack growth behaviour in Alloy 182 weld metal under simulated boiling water reactor hydrogen water chemistry conditions.
    Bai, Juxing ; Ritter, Stefan ; et al.
    In: Corrosion Science, Jg. 131 (2018-02-01), S. 208-222
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 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?
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    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?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    在沸水式反應器環境中催化性被覆對組件材料的防蝕機制(II) ; The Mechanism of Catalytic Coatings on IGSCC Mitigation for Vesssel Internal Components in BWR Environments(II)
    蔡春鴻
    2000
    unknown
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    在沸水式反應器環境中催化性被覆對組件材料的防蝕機制 ; The Mechanism of Catalytic Coatings on IGSCC Mitigation for Vessel Internal Components in BWR Environments
    蔡春鴻
    1999
    unknown
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    The Effect of Grain Size on IGSCC in SS 316L in Simulated BWR Environment
    Stjärnsäter, Johan ; Bengtsson, Bengt ; et al.
    In: Proceedings of the 15th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems — Water Reactors; (2016) S. 505-520
    Online E-Book
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Stress Corrosion Cracking and Crack Tip Characterization of Alloy X-750 in Boiling Water Reactor Environments
    Gibbs, J. P. ; Ballinger, R. G. ; et al.
    In: Proceedings of the 15th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems — Water Reactors; (2016) S. 745-762
    Online E-Book
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Effect of Corrosion Potential and Microstructure on the Stress Corrosion Cracking Susceptibility of Nickel-Base Alloys in High-Temperature Water.
    Saito, N. ; Tanaka, S. ; et al.
    In: Corrosion, Jg. 59 (2003-12-01), Heft 12, S. 1064-1074
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Development of an in-core stress corrosion cracking test method and preliminary test results.
    Mayuzumi, M. ; Hide, K. ; et al.
    In: Corrosion, Jg. 55 (1999-02-01), Heft 2, S. 166-172
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Application of hydrogen water chemistry to moderate corrosive circumstances around the reactor pressure vessel bottom of boiling water reactors.
    Uchida, Shunsuke ; Ibe, Eishi ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 110 (1995-05-01), S. 250-257
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Evaluation of Effectiveness of Hydrogen Water Chemistry for Different Types of Boiling Water Reactors.
    TAKIGUCHI, Hideki ; SEKIGUCHI, Masahiko ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 36 (1999-02-01), Heft 2, S. 179-188
    academicJournal
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  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Empirical Understanding of the Dependency of Hydrogen Water Chemistry Effectiveness on BWR Designs.
    WADA, Yoichi ; UCHIDA, Shunsuke ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 36 (1999-02-01), Heft 2, S. 169-178
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Effect of Variations in Simulated BWR Water Chemistry on High Temperature Electrochemistry of Stainless Steel
    Kim, Young- Jin ; GE Global Research Center
    In: CORROSION 2005, 2005, S. 15
    Konferenz
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    The effect of post-irradiation annealing on the stress corrosion crack growth rate of neutron-irradiated 304L stainless steel in boiling water reactor environment.
    Kuang, Wenjun ; Hesterberg, Justin ; et al.
    In: Corrosion Science, Jg. 161 (2019-12-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Stress corrosion cracking of low-alloy reactor pressure vessel steels under boiling water reactor conditions
    SEIFERT, H. P ; RITTER, S
    In: Journal of nuclear materials, Jg. 372 (2008), Heft 1, S. 114-131
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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