Fatigue Crack Growth in Austenitic Steel AISI 304L in PWR Primary Water at Room and Elevated Temperature
The result's identifiers
Result code in IS VaVaI
<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21340%2F07%3A04134913" target="_blank" >RIV/68407700:21340/07:04134913 - isvavai.cz</a>
Result on the web
—
DOI - Digital Object Identifier
—
Alternative languages
Result language
angličtina
Original language name
Fatigue Crack Growth in Austenitic Steel AISI 304L in PWR Primary Water at Room and Elevated Temperature
Original language description
Experimental work was focused to the study of fatigue crack growth behaviour of stainless austenitic steel AISI 304L at room and elevated temperature in water environment simulating exploitation conditions of nuclear power plants. For comparison, one setof CT specimens was tested in air at room temperature. The results of high cycle fatigue tests are presented in the form of macroscopic crack growth rate da/dN as a function of stress intensity factor range dK. Statistical processing of experimental data gives the best-fitted regression lines characterising reliably the fatigue properties of the steel under study and the influence of testing conditions. A detailed microfractographic analysis of specimen fractures extends information dealing with the influence of environment and temperature on fatigue fracture micromechanisms in the stage of macroscopic fatigue crack propagation.
Czech name
Šíření únavových trhlin v austenitické oceli AISI 304L v primární vodě tlakovodního reaktoru při pokojové a zvýšené teplotě
Czech description
Experimentální studium vlivu prostředí a teploty na šíření únavových trhlin v tělesech z austenitické chromniklové slitiny AISI 304L zpřesnilo informace o ovlivnění makroskopické rychlosti postupu čela trhliny. Zvýšení rychlosti porušování účinkem prostředí simulujícího podmínky v jaderném reaktoru, prokázané při teplotě 20°C, bylo významnou měrou eliminováno při zvýšení teploty těles na hodnotu 300°C. Výsledky únavových zkoušek byly konfrontovány s fraktografickým nálezem, který doložil změny mikromechanismů porušování kombinovaným vlivem účinků prostředí a teploty. Objemný soubor výsledků typu v = v(dK) poskytuje spolehlivou základní informaci o únavových vlastnostech materiálu důležitého pro konstrukce v oblasti jaderné energetiky.
Classification
Type
C - Chapter in a specialist book
CEP classification
JL - Fatigue and fracture mechanics
OECD FORD branch
—
Result continuities
Project
—
Continuities
Z - Vyzkumny zamer (s odkazem do CEZ)
Others
Publication year
2007
Confidentiality
S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů
Data specific for result type
Book/collection name
Corrosion Issues in Light Water Reactors. Stress Corrosion Cracking
ISBN
978-1-84569-242-1
Number of pages of the result
10
Pages from-to
260-269
Number of pages of the book
—
Publisher name
Woodhead Publishing Ltd
Place of publication
Cambridge
UT code for WoS chapter
—