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J-GLOBAL ID：201202229461090227   整理番号：12A0716167

軽水炉条件下でオーステナイト系ステンレス鋼の腐食疲労開始と短い亀裂成長挙動

Corrosion fatigue initiation and short crack growth behaviour of austenitic stainless steels under light water reactor conditions

著者 (3件)： SEIFERT H.p. (Paul Scherrer Inst. (PSI), Nuclear Energy and Safety Res. Dep., Lab. for Nuclear Materials, 5232 Villigen PSI, CHE) ,  RITTER S. (Paul Scherrer Inst. (PSI), Nuclear Energy and Safety Res. Dep., Lab. for Nuclear Materials, 5232 Villigen PSI, CHE) ,  LEBER H.j. (Paul Scherrer Inst. (PSI), Nuclear Energy and Safety Res. Dep., Lab. for Nuclear Materials, 5232 Villigen PSI, CHE)
資料名： Corrosion Science  (Corrosion Science)
巻： 59  ページ： 20-34  発行年： 2012年06月 
JST資料番号： B0135B  ISSN： 0010-938X  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 異なる可鍛低炭素鋼および安定化オーステナイト系ステンレス鋼の腐食疲労開始と短い亀裂成長挙動を鋭いノッチ付き破壊力学試料を用いる繰返し疲労試験による模擬沸騰水型原子炉と加圧水型原子炉一次冷却水条件下でキャラクタライズした。特別の強調を低腐食電位における挙動と,特に,水素水化学条件においた。主要パラメータ効果と臨界結合閾値条件,それはそれぞれ適切な環境還元と疲労開始寿命の加速続いて短い亀裂成長に帰着する,を議論し要約する。観察した腐食疲労挙動を規則および規制指針における疲労評価手続きと比較するCopyright 2012 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.

シソーラス用語： *腐食疲れ ,  *オーステナイト系ステンレス鋼 ,  *低炭素鋼 ,  亀裂伝搬 ,  BWR型原子炉 ,  PWR型原子炉 ,  腐食電位 ,  水化学 ,  水素

分類 (1件)： 金属材料  (HC05020S)

タイトルに関連する用語 (5件)： 軽水炉 ,  オーステナイト系ステンレス鋼 ,  腐食疲労 ,  亀裂成長 ,  挙動