Báo cáo tài liệu vi phạm
Giới thiệu
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Sức khỏe - Y tế
Văn bản luật
Nông Lâm Ngư
Kỹ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
THỊ TRƯỜNG NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Tìm
Danh mục
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Y tế sức khỏe
Văn bản luật
Nông lâm ngư
Kĩ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Thông tin
Tài liệu Xanh là gì
Điều khoản sử dụng
Chính sách bảo mật
0
Trang chủ
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Cơ khí - Chế tạo máy
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 11
Đang chuẩn bị liên kết để tải về tài liệu:
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 11
Ánh Lệ
45
10
pdf
Không đóng trình duyệt đến khi xuất hiện nút TẢI XUỐNG
Tải xuống
Tham khảo tài liệu 'material science_ vol 2 of 2 - us doe (1993) episode 11', kỹ thuật - công nghệ, cơ khí - chế tạo máy phục vụ nhu cầu học tập, nghiên cứu và làm việc hiệu quả | Plant Materials DOE-HDBK-1017 2-93 EFFECT DUE TO NEUTRON CAPTURE TABLE 2 Effect of Fast-Neutron Irradiation on the Mechanical Properties of Metals Integrated Radiation Tensile Yield Fast Flux Temperature Strength Strength Elongation Material NVT C MPa MPa Austenitic SS 0 576 235 65 Type 304 1.2 x 1021 100 720 663 42 Low Carbon 0 517 276 25 steel 2.0 x 1019 80 676 634 6 A-212 .2 C 1.0 x 1020 80 800 752 4 2.0 x 1019 293 703 524 9 2.0 x 1019 404 579 293 14 Aluminum 0 124 65 28.8 6061-0 1.0 x 1020 66 257 177 22.4 Aluminum 0 310 265 17.5 6061-T6 1.0 x 1020 66 349 306 16.2 Zircaloy-2 0 276 155 13 1.0 x 1020 138 310 279 4 One of the areas of the reactor vessel that is of most concern is the beltline region. The Nuclear Regulatory Commission requires that a reactor vessel material surveillance program be conducted in accordance with ASTM standards in water-cooled power reactors. Specimens of steel used in the pressure vessel must be placed inside the vessel located near the inside vessel wall in the beltline region so that the neutron flux received by the specimens approximates that received by the vessel inner surface and the thermal environment is as close as possible to that of the vessel inner surface. The specimens are withdrawn at prescribed intervals during the reactor lifetime and are subjected to impact tests to determine new NDT temperatures. Figure 5 shows the increase in NDT temperature for a representative group of low carbon steel alloys irradiated at temperatures below 232 C. Many current reactors have core pressure vessel wall temperatures in the range of 200 C to 290 C so that an increase in NDT is of very real concern. Irradiation frequently decreases the density of a metal over a certain temperature range so that a specimen exhibits an increase in volume or swelling. The swelling of stainless steel structural components and fuel rod cladding resulting from fast neutron irradiation at the temperatures existing in fast reactors is a matter of great concern
TÀI LIỆU LIÊN QUAN
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 2
Material Science_ Vol 1 of 2 - US DOE (1993) Episode 2
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 1
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 3
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 4
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 5
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 6
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 7
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 8
Material Science_ Vol 2 of 2 - US DOE (1993) Episode 9
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.