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金属研究所 [30]
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Effect of the frequency on fretting corrosion behavior between Alloy 690TT tube and 405 stainless steel plate in high temperature pressurized water
期刊论文
TRIBOLOGY INTERNATIONAL, 2021, 卷号: 164, 页码: 16
作者:
Zhang, Yusheng
;
Ming, Hongliang
;
Tang, Lichen
;
Wang, Jianqiu
;
Qian, Hao
收藏
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浏览/下载:16/0
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提交时间:2021/11/22
Fretting corrosion
Fretting frequency
Alloy 690TT
High temperature pressurized water
Corrosion Fatigue Behavior of 316LN Stainless Steel Hollow Specimen in High-Temperature Pressurized Water
期刊论文
ACTA METALLURGICA SINICA, 2021, 卷号: 57, 期号: 3, 页码: 309-316
作者:
Tan Jibo
;
Wang Xiang
;
Wu Xinqiang
;
Han En-Hou
收藏
  |  
浏览/下载:52/0
  |  
提交时间:2021/10/15
corrosion fatigue
high-temperature pressurized water
stainless steel
hollow specimen
Corrosion fatigue model of austenitic stainless steels used in pressurized water reactor nuclear power plants
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2020, 卷号: 541, 页码: 10
作者:
Tan, Jibo
;
Zhang, Ziyu
;
Zheng, Hui
;
Wang, Xiang
;
Gao, Jun
收藏
  |  
浏览/下载:17/0
  |  
提交时间:2021/02/02
Corrosion fatigue
Austenitic stainless steel
High temperature corrosion
Model
Corrosion fatigue model of austenitic stainless steels used in pressurized water reactor nuclear power plants
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2020, 卷号: 541, 页码: 10
作者:
Tan, Jibo
;
Zhang, Ziyu
;
Zheng, Hui
;
Wang, Xiang
;
Gao, Jun
收藏
  |  
浏览/下载:15/0
  |  
提交时间:2021/02/02
Corrosion fatigue
Austenitic stainless steel
High temperature corrosion
Model
Electrochemistry and In Situ Scratch Behavior of 690 Alloy in Simulated Nuclear Power High Temperature High Pressure Water
期刊论文
ACTA METALLURGICA SINICA, 2020, 卷号: 56, 期号: 11, 页码: 1474-1484
作者:
Li Xiaohui
;
Wang Jianqiu
;
Han En-Hou
;
Guo Yanjun
;
Zheng Hui
收藏
  |  
浏览/下载:58/0
  |  
提交时间:2021/02/02
alloy 690
high temperature high pressure water
corrosion
in situ scratch
Electrochemistry and In Situ Scratch Behavior of 690 Alloy in Simulated Nuclear Power High Temperature High Pressure Water
期刊论文
ACTA METALLURGICA SINICA, 2020, 卷号: 56, 期号: 11, 页码: 1474-1484
作者:
Li Xiaohui
;
Wang Jianqiu
;
Han En-Hou
;
Guo Yanjun
;
Zheng Hui
收藏
  |  
浏览/下载:41/0
  |  
提交时间:2021/02/02
alloy 690
high temperature high pressure water
corrosion
in situ scratch
热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为
期刊论文
材料导报, 2020, 卷号: 34.0, 期号: 006, 页码: 06144-06150
作者:
吴文博
;
张志明
;
王俭秋
;
韩恩厚
;
柯伟
收藏
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浏览/下载:7/0
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提交时间:2021/02/26
溶解氧/溶解氢
热老化
不锈钢
高温高压水
应力腐蚀开裂
裂纹扩展速率
Numerical Investigation on Residual Stresses of the Safe-End/Nozzle Dissimilar Metal Welded Joint in CAP1400 Nuclear Power Plants
期刊论文
ACTA METALLURGICA SINICA-ENGLISH LETTERS, 2019, 卷号: 32, 期号: 5, 页码: 618-628
作者:
Dong, Wen-Chao
;
Gao, Dian-Bao
;
Lu, Shan-Ping
收藏
  |  
浏览/下载:25/0
  |  
提交时间:2021/02/02
CAP1400 nuclear power plants
Nozzle
Safe-end
Dissimilar metal welding
Residual stress
Study on Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking of Nuclear Grade 304 Stainless Steel
期刊论文
ACTA METALLURGICA SINICA, 2019, 卷号: 55, 期号: 3, 页码: 349-361
作者:
Deng Ping
;
Sun Chen
;
Peng Qunjia
;
Han En-Hou
;
Ke Wei
收藏
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浏览/下载:5/0
  |  
提交时间:2021/02/02
nuclear grade stainless steel
proton irradiation
localized deformation
corrosion
irradiation assisted stress corrosion cracking
Study on Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking of Nuclear Grade 304 Stainless Steel
期刊论文
ACTA METALLURGICA SINICA, 2019, 卷号: 55, 期号: 3, 页码: 349-361
作者:
Deng Ping
;
Sun Chen
;
Peng Qunjia
;
Han En-Hou
;
Ke Wei
收藏
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浏览/下载:6/0
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提交时间:2021/02/02
nuclear grade stainless steel
proton irradiation
localized deformation
corrosion
irradiation assisted stress corrosion cracking
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