Zobrazeno 1 - 10
of 24
pro vyhledávání: '"M.I de Vries"'
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Design. 195:217-226
Within the framework of the European Network Ageing Materials Evaluation and Studies (AMES), a number of experimental works on RPV materials embrittlement are carried out at the Institute for Advanced Materials (JAM) of the Joint Research Centre (JRC
Autor:
E.V. van Osch, M.I. de Vries
Publikováno v:
Journal of Nuclear Materials. :162-166
In the framework of the European Long Term Fusion Technology Program, Advanced Materials Field, ECN has been working on the assessment of low temperature irradiation hardening and embrittlement of vanadium alloys, as being developed for fusion applic
Publikováno v:
Journal of Nuclear Materials. :301-307
In the frame work of the European Fusion Technology Programme and the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), ECN is investigating the irradiation behaviour of the structural materials for ITER. The main structural material for ITER
Autor:
M.I. de Vries, G.P. Tartaglia, R. Conrad, M.G. Horsten, E.V. van Osch, W. van Witzenburg, G. Sordon
Publikováno v:
Journal of Nuclear Materials. :1541-1546
Copyright (c) 1996 Elsevier Science B.V. All rights reserved. JRC, Petten Establishment, and ECN combine the full range of facilities required for the investigation of irradiation damage of fusion reactor structural materials. The high flux reactor (
Publikováno v:
Journal of Nuclear Materials. :1655-1660
Special facilities have been developed for monitoring the irradiation behaviour of the fatigue and fracture properties throughout the development steps of low-activation steels. The paper presents informations on the irradiation devices and testing f
Autor:
M.G. Horsten, M.I. de Vries
Publikováno v:
Journal of Nuclear Materials. :514-518
The tensile properties of neutron irradiated type 316L(N) plate and EB welded material have been measured between 300 and 900 K. The test specimens were irradiated in the Petten High Flux Reactor up to 10 dpa at 500, 600, and 700 K. The tensile tests
Publikováno v:
Irradiation embrittlement and creep in fuel cladding and core components
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::c34ad0319a5d9f745889761e5da259cc
https://doi.org/10.1680/ieacifcacc.48748.0020
https://doi.org/10.1680/ieacifcacc.48748.0020
Conference
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.