کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
5440002 | 1509972 | 2017 | 11 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
Application of the FRI crack growth model for neutron-irradiated stainless steels in high-temperature water of a boiling water reactor environment
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
کلمات کلیدی
BWRJMTRIASCCFRIRISSCCCgrNeutron irradiation - اشعه ماوراء بنفشRadiation induced segregation - تابش ناشی از جداسازیEPR - تشدید پارامغناطیس الکترونCompact tension - تنش فشردهStress corrosion cracking - خوردگی تنشیBoiling water reactor - رآکتور آب جوشRIN - رینAustenitic stainless steel - فولاد زنگ نزن آستنیتیStainless steel - فولاد ضد زنگModelling - مدل سازیgrain boundary - مرز دانهcrack growth rate - نرخ رشد ترکElectrochemical potentiokinetic reactivation - واکنش پذیری بالقوه ی الکتروشیمیایی
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی مواد
سرامیک و کامپوزیت
پیش نمایش صفحه اول مقاله
چکیده انگلیسی
This study considered a methodology to reflect the effect on material properties by neutron irradiation onto the FRI model of the crack growth rate (CGR) of stress corrosion cracking developed at Tohoku University. Yield strength and strain hardening exponent were evaluated by a tensile test for irradiated stainless steels, and the relationship between mechanical property and strain to fracture of the oxide film was derived. Effect of the radiation-induced segregation on CGR was also discussed. The experimental tendencies for the CGR to increase with dose and almost saturate above 3Â dpa were well replicated by the model calculations.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Corrosion Science - Volume 123, 15 July 2017, Pages 278-288
Journal: Corrosion Science - Volume 123, 15 July 2017, Pages 278-288
نویسندگان
Masato Koshiishi, Tsuneyuki Hashimoto, Ryoji Obata,