دسترسی نامحدود
برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند
برای ارتباط با ما می توانید از طریق شماره موبایل زیر از طریق تماس و پیامک با ما در ارتباط باشید
در صورت عدم پاسخ گویی از طریق پیامک با پشتیبان در ارتباط باشید
برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند
درصورت عدم همخوانی توضیحات با کتاب
از ساعت 7 صبح تا 10 شب
ویرایش: نویسندگان: Chopra O.K., Alexandreanu B., Shac W.J. سری: ناشر: سال نشر: تعداد صفحات: [65] زبان: English فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) حجم فایل: 23 Mb
در صورت تبدیل فایل کتاب Effect of Material Heat Treatment on Fatigue Crack Initiation in Austenitic Stainless Steels in LWR Environments 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 تأثیر عملیات حرارتی مواد بر شروع ترک خستگی در فولادهای زنگ نزن آستنیتی در محیط های LWR 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.
65 стр.
Office of Nuclear Regulatory Research
U.S. کمیسیون تنظیم مقررات هسته ای
واشنگتن، دی سی 20555-0001
آیین نامه دیگ بخار و مخزن تحت فشار ASME قوانینی را برای طراحی
اجزای کلاس 1 نیروگاه های هسته ای ارائه می کند. شکل های I-9.1 تا
I-9.6 از ضمیمه I به بخش III آیین نامه منحنی های طراحی را برای
مصالح ساختاری قابل اجرا مشخص می کند. با این حال، اثرات محیط های
خنک کننده راکتور آب سبک (LWR) به صراحت توسط منحنی های طراحی کد
مورد توجه قرار نمی گیرد. دادههای کرنش خستگی در مقابل عمر (ε-N)
اثرات بالقوه قابل توجهی از محیطهای خنککننده LWR بر مقاومت
خستگی مخازن تحت فشار و فولادهای لولهکشی را نشان میدهند. تحت
شرایط محیطی و بارگذاری خاص، عمر خستگی فولادهای زنگ نزن آستنیتی
(SSs) می تواند 20 برابر در آب کمتر از هوا باشد. این گزارش
دادههای تجربی را در مورد تأثیر عملیات حرارتی بر شروع ترک خستگی
در آستنیتی نوع 304 SS در محیطهای خنککننده LWR ارائه میکند.
یک بررسی متالوگرافی دقیق از نمونههای تست خستگی برای مشخص کردن
مورفولوژی ترک و مورفولوژی شکست انجام شد. پارامترهای کلیدی مواد،
بارگذاری و محیطی و تأثیر آنها بر عمر خستگی این فولادها نیز شرح
داده شده است. مدلهای آماری برای تخمین منحنیهای ε-N خستگی برای
SSهای آستنیتی به عنوان تابعی از پارامترهای مواد، بارگذاری و
محیطی ارائه شدهاند. دو روش برای ترکیب اثرات محیط های خنک کننده
LWR در ارزیابی خستگی کد ASME ارائه شده است.
65 стр.
Office of Nuclear Regulatory Research
U.S. Nuclear Regulatory Commission
Washington, DC 20555–0001
The ASME Boiler and Pressure Vessel Code provides rules for the
design of Class 1 components of nuclear power plants. Figures
I–9.1 through I–9.6 of Appendix I to Section III of the Code
specify design curves for applicable structural materials.
However, the effects of light water reactor (LWR) coolant
environments are not explicitly addressed by the Code design
curves. The existing fatigue strain–vs.–life (ε–N) data
illustrate potentially significant effects of LWR coolant
environments on the fatigue resistance of pressure vessel and
piping steels. Under certain environmental and loading
conditions, fatigue lives of austenitic stainless steels (SSs)
can be a factor of 20 lower in water than in air. This report
presents experimental data on the effect of heat treatment on
fatigue crack initiation in austenitic Type 304 SS in LWR
coolant environments. A detailed metallographic examination of
fatigue test specimens was performed to characterize the crack
morphology and fracture morphology. The key material, loading,
and environmental parameters and their effect on the fatigue
life of these steels are also described. Statistical models are
presented for estimating the fatigue ε–N curves for austenitic
SSs as a function of material, loading, and environmental
parameters. Two methods for incorporating the effects of LWR
coolant environments into the ASME Code fatigue evaluations are
presented.