Spannungsrisskorrosion von Stählen für Reaktor-Komponenten in Heisswasser - Texte

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Forschungsstelle

BFE

Projektnummer

14698

Projekttitel

Spannungsrisskorrosion von Stählen für Reaktor-Komponenten in Heisswasser

Texte zu diesem Projekt

	Deutsch	Französisch	Italienisch	Englisch
Schlüsselwörter		-	-	-
Kurzbeschreibung		-	-	-
Publikationen / Ergebnisse		-	-

Erfasste Texte

Kategorie	Text
Schlüsselwörter (Deutsch)	TP0084;F-Kernenergie
Kurzbeschreibung (Deutsch)	Spannungsrisskorrosion von Stählen für Reaktor-Komponenten in Heisswasser
Publikationen / Ergebnisse (Deutsch)	Zugehörige Dokumente Regulatorische Sicherheitsforschung \| Spannungsrisskorrosion von Stählen für Reaktorkomponenten in Heisswasser - Jahresbericht 2000 [PDF] 444 kB
Publikationen / Ergebnisse (Englisch)	Zugehörige Dokumente European Round Robin on constant load EAC tests of low alloy steel under BWR conditions [PDF] 632 kB Modelling of the SCC crack growth for low alloy steels in high temperature water [PDF] 380 kB SCC of low alloy reactor pressure vessel steels in oxygenated high temperature water [PDF] 1'201 kB