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Datenbank Energieforschung

Sie finden die Forschungsprojekte bis zum 31.12.2016 in der Energieforschungsdatenbank und Forschungsprojekte ab dem 1.1.2017 in der ARAMIS-Datenbank.

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Projekt 37689 - Risskorrosion in druckführenden ferritischen Komponenten des Primärkreislaufes von SWR (Kerntechnik und Nukleare Sicherheit / Regulatorische Sicherheitsforschung)     ARAMIS-Projektbeschreibung
RIKORR Risskorrosion in druckführenden ferritischen Komponenten des Primärkreislaufes von SWR
VÖ-Datum: 01.02.2003 | Autor/in: H. Seifert, U. Ineichen, U. Tschanz, S. Ritter, B. Gerodetti | Auftragnehmer/in:
Im Rahmen des RIKORR-Forschungsprojektes wurde das Risskorrosionsverhalten von ferritischen Reaktordruckbehälter(RDB)-Stählen (unbeeinflusster Grundwerkstoff und Wärmeeinflusszonen (WEZ) und von RDB-Schweissgutwerkstoffen unter transienten und stationären Siedewasserreaktor(SWR)-Betriebsbedingungen ...
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RIKORR Risskorrosion in druckführenden ferritischen Komponenten des Primärkreislaufes von SWR
VÖ-Datum: 01.12.2002 | Autor/in: H. Seifert, U. Ineichen, U. Tschanz, S. Ritter, B. Gerodetti | Auftragnehmer/in:
Im Rahmen des vorliegenden Forschungsprojektes wird das Risskorrosionsverhalten von ferritischen Reaktordruckbehälter (RDB)-Stählen (unbeeinflusster Grundwerkstoff und Wärmeeinflusszonen (WEZ) und von RDB-Schweissgutwerkstoffen unter transienten und stationären Siedewaserreaktor (SWR)-Betriebsbeding ...
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Literature Survey on the Stress Corrosion Cracking of Low-Alloy Steels in High-Temperature Water
VÖ-Datum: 01.02.2002 | Autor/in: H. Seifert | Auftragnehmer/in:
The present report is a summary of a literature survey on the stress corrosion cracking (SCC) behaviour/ mechanisms in low-alloy steels (LAS) in high-temperature water with special emphasis to primary-pressure-boundary components of boiling water reactors (BWR). A brief overview on the current state ...
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Environmentally-Assisted Cracking of Low-Alloy Reactor Pressure Vessel Steels under Boiling Water Reactor Conditions
VÖ-Datum: 01.02.2002 | Autor/in: H. Seifert, S. Ritter | Auftragnehmer/in:
The present report summarizes the experimental work performed by PSI on the environmentally-assisted cracking (EAC) of low-alloy steels (LAS) in the frame of the RIKORR-project during the period from January 2000 to August 2001. Within this project, the EAC crack growth behaviour of different low-al ...
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Characterisation of the Lower Shell and Weld Material of the Biblis C Reactor Pressure Vessel; Laboratory for Materials Behaviour
VÖ-Datum: 01.01.2002 | Autor/in: H. Seifert, S. Ritter | Auftragnehmer/in:
The following report is a summary of the detailed metallographical and metallurgical characterisation of the lower cylindrical shell and of the circumferential girth weld between the lower and upper shell of the reactor pressure vessel (RPV) of Biblis C. This RPV was manufactured for a German pressu ...
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Stress Corrosion Cracking of Low-Alloy RPV Steels under BWR Conditions - New Observations -; Folienvortrag vom ICG-EAC Meeting, April 23 - 27, 2001, Kyongju, Korea
VÖ-Datum: 01.04.2001 | Autor/in: H. Seifert, S. Ritter | Auftragnehmer/in:
Outline- SCC II programme (1996 - 1999)- Summary and conclusions- Open questions- Materials and experimental set-up- Results and discussion- Effect of temperature- Ripple loading- Conclusions ...
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Strain-Induced Corrosion Cracking of Low-Alloy RPV Stells under BWR Conditions; Folienvortrag vom ICG-EAC Meeting, April 23 - 27, 2001, Kyongju, Korea
VÖ-Datum: 01.04.2001 | Autor/in: H. Seifert, S. Ritter | Auftragnehmer/in:
Outline- Introduction- Materials and experimental set-up- Results and discussion- SICC /slow rising load tests (SRL)- SICC /very low-cycle fatigue tests (vLCF)- Low-cycle CF / low-cycle fatigue tests (LCF)- Conclusions ...
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Spannungsrisskorrosion an ferritischen Reaktordruckbehälter-Stählen unter Siedewasserreaktor-Bedingungen; Beitrag vom 27. MPA-Seminar, Stuttgart, 4. und 5. Oktober 2001
VÖ-Datum: 01.10.2001 | Autor/in: H. Seifert, S. Ritter | Auftragnehmer/in:
Die möglichen Auswirkungen der Spannungsrisskorrosion (SpRK) auf die Strukturintegrität des Reaktordruckbehälters (RDB) von Siedewasserreaktoren (SWR) wurde auf Grundlage der grossen Streubreite von Laborergebnissen seit 1987 unter den Fachleuten sehr kontrovers diskutiert mit schlussendlich stark u ...
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Effects of Dynamic Strain Aging on Environment-Assisted Cracking of Low Alloy Pressure Vessel and Piping Steels
VÖ-Datum: 01.08.2001 | Autor/in: H. Seifert, H. Hänninen, Y. Yagodzinskyy, O. Tarasenko, P. Aaltonen, U. Ehrnsten | Auftragnehmer/in:
Strain aging occurs in alloys containing solutes that segregate strongly to dislocations. In low-alloy steels (LAS) static strain aging is a process where aging takes place after pre-straining and results in return of Lüders strain. Dynamic strain aging (DSA) is a process where aging is sufficiently ...
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Strain-Induced Corrosion Cracking of Low-Alloy Reactor Pressure Vessel Steels under BWR Conditions
VÖ-Datum: 01.08.2001 | Autor/in: H. Seifert, J. Heldt, S. Ritter | Auftragnehmer/in:
The stain-induced corrosion cracking (SICC) / low-cycle corrosion fatigue (LCCF) crack growth behaviour of different low-alloy reactor pressure vessel (RPV) steels under simulated transient BWR/NWC conditions was characterized by slow rising load (SLR) / low-cycle corrosion fatigue (LCCF) tests with ...
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