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上海大学 [4]
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Distribution and Characteristics of Oxide Films Formed on Stainless Steel Cladding on Low Alloy Steel in Simulated PWR Primary Water Environments
会议论文
PROCEEDINGS OF THE 18TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON ENVIRONMENTAL DEGRADATION OF MATERIALS IN NUCLEAR POWER SYSTEMS - WATER REACTORS, VOL 2, 2018-01-01
作者:
Xiong, Qi[1]
;
Li, Hongjuan[2]
;
Lu, Zhanpeng[3]
;
Chen, Junjie[4]
;
Xiao, Qian[5]
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浏览/下载:11/0
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提交时间:2019/04/22
Stainless steel cladding
Pressurized water reactor
Low alloy steel
Oxide film
High temperature water
The oxidation behavior of 316L in simulated pressurized water reactor environments with cyclically changing concentrations of dissolved oxygen and hydrogen
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2018, 卷号: 511, 页码: 417-427
作者:
Zhong, Xiangyu[1]
;
Xia, Shuang[2]
;
Xu, Jian[3]
;
Shoji, Tetsuo[4]
收藏
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浏览/下载:10/0
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提交时间:2019/04/22
316L stainless steel
Oxide film
Electrochemical impedance spectroscopy
XPS
High temperature corrosion
Characterization of microstructure, local deformation and microchemistry in Alloy 690 heat-affected zone and stress corrosion cracking in high temperature water
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2015, 卷号: 465, 页码: 471-481
作者:
Lu, Zhanpeng[1]
;
Chen, Junjie[2]
;
Shoji, Tetsuo[3]
;
Takeda, Yoichi[4]
;
Yamazaki, Seiya[5]
收藏
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浏览/下载:2/0
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提交时间:2019/04/26
Nickel-base alloy
Stress corrosion cracking
Welding
Heat-affected zone
Pressurized water reactor
High temperature water
Improving the oxidation resistance of 316L stainless steel in simulated pressurized water reactor primary water by electropolishing treatment
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2015, 卷号: 467, 页码: 194-204
作者:
Han, Guangdong[1]
;
Lu, Zhanpeng[2]
;
Ru, Xiangkun[3]
;
Chen, Junjie[4]
;
Xiao, Qian[5]
收藏
  |  
浏览/下载:3/0
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提交时间:2019/04/30
Stainless steel
Pressurized water reactor
High-temperature water
Oxidation
Surface treatment
Passive films
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