Des fissures intergranulaires ont été observées sur des composants évoluant dans un environnement CO2 à haute température (550°C). Le matériau, un acier austénitique inoxydable de nuance 316H, est soumis à des sollicitations en fluage. L'objectif de la thèse est de permettre une meilleure compréhension du mécanisme d'endommagement par fluage et des effets de l'environnement sur l'apparition et la propagation de ces fissures. Une synergie entre la simulation par éléments finis et la mesure de champs cinématiques au moyen de la Corrélation d'Images Numériques (CIN) a été créée pour aborder ce problème avec une approche locale, à l'échelle de la microstructure. Une méthode de CIN adaptée au suivi de la fissuration basée sur l'utilisation des e...
Les composants des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na) situés dans le collecte...
The current Advanced Gas-cooled Reactors (AGR) in the UK are approaching their design life. The reac...
The creep crack initiation behaviour of Type 316H stainless steel at 550 °C has been predicted by im...
International audienceAt elevated temperature (550°C) intergranular creep cracks are prone to develo...
International audienceAt elevated temperature (550°C) intergranular creep cracks have been observed ...
The currently operating Generation II Advanced Gas-Cooled Reactors (AGR) in the nuclear power statio...
This paper describes a novel modelling process for creep crack growth prediction of a 316 stainless ...
The creep crack initiation behaviour of Type 316H stainless steel at 550 °C has been predicted by im...
The currently operating Generation II Advanced Gas-Cooled Reactors (AGR) in the nuclear power statio...
L’endommagement de fluage des aciers 316L(N) a été étudié expérimentalement et théoriquement à des t...
International audienceThis work deals with engineering components made of stainless steels working a...
SIGLELD:3106.076(CEGB-RD/B/N--4833) / BLDSC - British Library Document Supply CentreGBUnited Kingdo
L’acier austénitique inoxydable 316L(N) et l’alliage 800 sont des candidats potentiels pour des élém...
The United Kingdom's advanced gas-cooled nuclear reactors (AGR) contain many 316H stainless steel co...
Stress corrosion cracking of Alloy 600 (A600) and 316 stainless steel (316SS) exposed to simulated p...
Les composants des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na) situés dans le collecte...
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The creep crack initiation behaviour of Type 316H stainless steel at 550 °C has been predicted by im...
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L’endommagement de fluage des aciers 316L(N) a été étudié expérimentalement et théoriquement à des t...
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