ورود به حساب

نام کاربری گذرواژه

گذرواژه را فراموش کردید؟ کلیک کنید

حساب کاربری ندارید؟ ساخت حساب

ساخت حساب کاربری

نام نام کاربری ایمیل شماره موبایل گذرواژه

برای ارتباط با ما می توانید از طریق شماره موبایل زیر از طریق تماس و پیامک با ما در ارتباط باشید


09117307688
09117179751

در صورت عدم پاسخ گویی از طریق پیامک با پشتیبان در ارتباط باشید

دسترسی نامحدود

برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند

ضمانت بازگشت وجه

درصورت عدم همخوانی توضیحات با کتاب

پشتیبانی

از ساعت 7 صبح تا 10 شب

دانلود کتاب Corrosion Issues in Light Water Reactors: Stress Corrosion Cracking (EFC51)

دانلود کتاب مشکلات خوردگی در راکتورهای آب سبک: ترک خوردگی تنشی (EFC51)

Corrosion Issues in Light Water Reactors: Stress Corrosion Cracking (EFC51)

مشخصات کتاب

Corrosion Issues in Light Water Reactors: Stress Corrosion Cracking (EFC51)

ویرایش:  
نویسندگان:   
سری:  
ISBN (شابک) : 184569242X, 9781845693466 
ناشر:  
سال نشر:  
تعداد صفحات: 369 
زبان: English 
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) 
حجم فایل: 8 مگابایت 

قیمت کتاب (تومان) : 43,000



ثبت امتیاز به این کتاب

میانگین امتیاز به این کتاب :
       تعداد امتیاز دهندگان : 25


در صورت تبدیل فایل کتاب Corrosion Issues in Light Water Reactors: Stress Corrosion Cracking (EFC51) به فرمت های PDF، EPUB، AZW3، MOBI و یا DJVU می توانید به پشتیبان اطلاع دهید تا فایل مورد نظر را تبدیل نمایند.

توجه داشته باشید کتاب مشکلات خوردگی در راکتورهای آب سبک: ترک خوردگی تنشی (EFC51) نسخه زبان اصلی می باشد و کتاب ترجمه شده به فارسی نمی باشد. وبسایت اینترنشنال لایبرری ارائه دهنده کتاب های زبان اصلی می باشد و هیچ گونه کتاب ترجمه شده یا نوشته شده به فارسی را ارائه نمی دهد.


توضیحاتی در مورد کتاب مشکلات خوردگی در راکتورهای آب سبک: ترک خوردگی تنشی (EFC51)

ترک خوردگی تنشی یک مشکل عمده در راکتورهای هسته ای آب سبک است، خواه راکتورهای آب تحت فشار (PWR) یا راکتورهای آب جوش (BWR). صنعت هسته‌ای باید بتواند عمر مفید این نیروگاه‌ها را پیش‌بینی کند و شیوه‌های نگهداری و تعمیرات مناسب را برای اطمینان از عملکرد طولانی‌مدت ایمن ایجاد کند. این کتاب مهم تحقیقات کلیدی اخیر در مورد خوردگی در راکتورهای آب سبک و کاربردهای عملی آن را خلاصه می کند. این کتاب به چهار بخش تقسیم شده است. با مروری بر تخریب مواد به دلیل خوردگی تنش، نظارت بر پتانسیل خوردگی و غیرفعال شدن شروع می شود. بخش دوم تحقیقات در مورد حساسیت مواد به ترک خوردگی تنشی و راه هایی را که می توان آن را آغاز کرد خلاصه می کند. بخش سوم کتاب فرآیندهای انتشار ترک خوردگی تنشی را در نظر می گیرد، در حالی که بخش پایانی شامل مطالعات موردی عملی خوردگی در گیاهان خاص است. این کتاب به بررسی خوردگی در طیف وسیعی از مواد مانند فولادهای کم آلیاژ، فولادهای ضد زنگ و آلیاژهای مبتنی بر نیکل می پردازد. مسائل مربوط به خوردگی در راکتورهای آب سبک با ویراستار برجسته و تیمی از همکاران، یک کار استاندارد برای صنعت هسته‌ای است. خلاصه تحقیقات کلیدی اخیر در مورد خوردگی در راکتورهای آب سبک شامل مطالعات موردی عملی است


توضیحاتی درمورد کتاب به خارجی

Stress corrosion cracking is a major problem in light water nuclear reactors, whether pressurised water reactors (PWRs) or boiling water reactors (BWRs). The nuclear industry needs to be able to predict the service life of these power plants and develop appropriate maintenance and repair practices to ensure safe long term operation. This important book sums up key recent research on corrosion in light water reactors and its practical applications. The book is divided into four parts. It begins with an overview of materials degradation due to stress corrosion, corrosion potential monitoring and passivation. Part two summarises research on susceptibility of materials to stress corrosion cracking and the ways it can be initiated. The third part of the book considers stress corrosion crack propagation processes whilst the final part includes practical case studies of corrosion in particular plants. The book reviews corrosion in a range of materials such as low alloy steels, stainless steels and nickel-based alloys. With its distinguished editor and team of contributors, Corrosion issues in light water reactors is a standard work for the nuclear industry. Summarises key recent research on corrosion in light water reactors Includes practical case studies



فهرست مطالب

Content: 
Front matter, Pages i-iii
Copyright, Page iv
Contributor contact details, Pages xiii-xviii
European Federation of Corrosion (EFC) publications: Series introduction, Pages xix-xx
Volumes in the EFC series, Pages xxi-xxv
Preface, Pages xxvii-xxviii, Damien Féron, Jean-Marc Olive
1 - An overview of materials degradation by stress corrosion in PWRs, Pages 3-24, P.M. Scott
2 - Corrosion potential monitoring in nuclear power environments, Pages 25-43, A. Molander
3 - Kinetics of passivation of a nickel-base alloy in high temperature water, Pages 44-56, A. Machet, A. Galtayries, P. Marcus, P. Jolivet, M. Foucault, P. Combrade, P. Scott
4 - IASCC susceptibility under BWR conditions of welded 304 and 347 stainless steels, Pages 59-69, M.L. Castaño, B. Van Der Schaaf, A. Roth, C. Ohms, D. Gavillet, S. Van Dyck
5 - The effect of lead on resistance of low alloy steel to SCC in high temperature water environments, Pages 70-75, K. Matocha, G. Rožnovská, V. Hanus
6 - Effect of cold work hardening on stress corrosion cracking of stainless steels in primary water of pressurized water reactors, Pages 76-86, O. Raquet, E. Herms, F. Vaillant, T. Couvant, J.M. Boursier
7 - Effect of strain-path on stress corrosion cracking of AISI 304L stainless steel in PWR primary environment at 360 °C, Pages 87-102, T. Couvant, F. Vaillant, J.M. Boursier, D. Delafosse
8 - Dynamic strain ageing of deformed nitrogen-alloyed AISI 316 stainless steels, Pages 103-118, U. Ehrnstén, A. Toivonen, M. Ivanchenko, V. Nevdacha, Y. Yagozinskyy, H. Hänninen
9 - Laboratory results of stress corrosion cracking of steam generator tubes in a ‘complex’ environment – an update, Pages 119-129, O. Horner, E.-M. Pavageau, F. Vaillant, O. de Bouvier
10 - The effect of sulphate and chloride transients on the environmentally-assisted cracking behaviour of low-alloy RPV steels under simulated BWR conditions, Pages 130-148, S. Ritter, H.P. Seifert
11 - Transgranular stress-corrosion cracking in austenitic stainless steels at high temperatures, Pages 149-161, A. Brozova, S. Lynch
12 - Crack growth behaviour of low-alloy steels for pressure boundary components under transient light water reactor operating conditions – CASTOC, Part 1: BWR/NWC Conditions, Pages 165-185, S. Ritter, H.P. Seifert, B. Devrient, A. Roth, U. Ehrnstén, M. Ernestová, M. Žamboch, J. Föhl, T. Weissenberg, D. Goméz-Briceño, J. Lapeña
13 - Crack growth behaviour of low-alloy steels for pressure boundary components under transient light water reactor operating conditions – CASTOC, Part 2: VVER conditions, Pages 186-199, M. Ernestová, M. Žamboch, B. Devrient, A. Roth, U. Ehrnstén, J. Föhl, T. Weissenberg, D. Gomézbriceño, J. Lapeña, S. Ritter, H.P. Seifert
14 - Effect of yield strength on stress corrosion crack propagation under PWR and BWR environments of hardened stainless steels, Pages 200-210, M.L. Castaño, M.S. García, G. de Diego, D. Goméz-Briceño
15 - Corrosion fatigue crack growth behaviour of low-alloy RPV steels at different temperatures and loading frequencies under BWR/NWC environment, Pages 211-230, S. Ritter, H.P. Seifert
16 - Effect of cyclic loadings on the stress corrosion crack growth rate in alloy 600 in PWR primary water, Pages 231-244, C. Guerre, O. Raquet, L. Duisabeau, G. Turluer
17 - Pattern recognition model to estimate intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) at crevices and pit sites of 304 SS in BWRs environments, Pages 245-259, M. Urquidi-MacDonald
18 - Fatigue crack growth in austenitic steel AISI 304L in PWR primary water at room and elevated temperature, Pages 260-269, I. Nedbal, J. Kunz, J. Siegl
19 - Corrosion damage to 18Cr-9Ni-Ti steel after 25 years of operation in steam-water environments of the VK-50 reactor, Pages 273-288, G.V. Filyakin, V.K. Shamardin, Yu.D. Goncharenko, V.A. Kazakov
20 - Comprehensive investigation of the corrosion state of the heat exchanger tubes of steam generators, Pages 289-305, K. Varga, Z. Németh, A. Szabó, K. Radó, D. Oravetz, K.É. Makó, Z. Homonnay, E. Kuzmann, S. Stichleutner, P. Tilky, J. Schunk, G. Patek
21 - Stress corrosion cracking of a Kori 1 retired steam generator tube, Pages 306-315, H.P. Kim, S.S. Hwang, D.J. Kim, J.S. Kim, Y.S. Lim, M.K. Joung
22 - A systematic study of the corrosion effects of the FRAMATOME CORD-UV technology, Pages 316-327, K. Radó, K. Varga, Z. Németh, I. Varga, J. Somlai, D. Oravetz, K.É. Makó, Z. Homonnay, E. Kuzmann, J. Borszéki, P. Halmos, P. Tilky, J. Schunk
Index, Pages 328-340




نظرات کاربران