In order to predict a time to failure of plant components due to stres การแปล - In order to predict a time to failure of plant components due to stres ไทย วิธีการพูด

In order to predict a time to failu

In order to predict a time to failure of plant components due to stress corrosion cracking
(SCC), crack initiation and growth behavior must be understood. The crack growth
behavior is generally investigated using a pre-cracked specimen, and the relationship
between stress intensity factor (SIF) and crack growth rate is quantified according to fracture
mechanics. In nuclear power plants, this relation has been utilized to evaluate growth
behavior of cracks detected in operating plants according to fitness-for-service codes [1,2].
On the other hand, it is difficult to grasp crack initiation behavior. Although various test
methods, such as a constant load test, an U-bend test, a CBB test [3], and a slow strain rate
test, have been used in investigating crack initiation, the results obtained by these tests
have not fully contributed to understanding of crack initiation process in nuclear power
plant. If an initiation time and a size of each crack under a specified stress and environmental
condition can be predicted, the failure time of large components in nuclear power
plants could be estimated by the crack growth model combined with the crack initiation
model.
0/5000
จาก: -
เป็น: -
ผลลัพธ์ (ไทย) 1: [สำเนา]
คัดลอก!
การทำนายเวลาการล้มเหลวของส่วนประกอบของพืชเนื่องจากความเครียดกัดกร่อน cracking
(SCC) รอยแตกเริ่มต้นและการเจริญเติบโตพฤติกรรมต้องสามารถเข้าใจ การเจริญเติบโตแตก
ทั่วไปสอบสวนพฤติกรรมใช้สิ่งส่งตรวจก่อนรอยร้าว และความสัมพันธ์
ระหว่างปัจจัยความรุนแรงความเครียด (SIF) และเจริญเติบโตแตก อัตราจะ quantified ตามกระดูก
กลศาสตร์ ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ความสัมพันธ์นี้ได้ถูกนำมาใช้เพื่อประเมินการเจริญเติบโต
ลักษณะของรอยแตกที่พบในพืชตามฟิตเนสสำหรับบริการรหัส [1, 2] การดำเนินงาน.
บนมืออื่น ๆ จึงยากที่จะเข้าใจพฤติกรรมเริ่มต้นของรอยแตก แม้ว่าทดสอบต่าง ๆ
วิธีการ เช่นค่าคงโหลดทดสอบ การทดสอบโค้ง U ทดสอบ CBB [3], และอัตราต้องใช้ช้า
ทดสอบ ใช้ในการตรวจสอบเริ่มต้นของรอยแตก ผลที่ได้รับ โดยการทดสอบเหล่านี้
ได้ไม่เต็มจำนวนส่งให้เข้าใจในกระบวนการเริ่มต้นของรอยแตกในนิวเคลียร์
โรงงาน ถ้ามีเวลาเริ่มต้นและขนาดของรอยแตกแต่ละภาย ใต้ความเครียดระบุ และสิ่งแวดล้อม
เงื่อนไขสามารถจะทำนาย เวลาความล้มเหลวของส่วนประกอบขนาดใหญ่ในโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์
พืชอาจจะประมาณรุ่นเจริญเติบโตแตกพร้อมกับเริ่มต้นแตก
รุ่น
การแปล กรุณารอสักครู่..
ผลลัพธ์ (ไทย) 2:[สำเนา]
คัดลอก!
In order to predict a time to failure of plant components due to stress corrosion cracking
(SCC), crack initiation and growth behavior must be understood. The crack growth
behavior is generally investigated using a pre-cracked specimen, and the relationship
between stress intensity factor (SIF) and crack growth rate is quantified according to fracture
mechanics. In nuclear power plants, this relation has been utilized to evaluate growth
behavior of cracks detected in operating plants according to fitness-for-service codes [1,2].
On the other hand, it is difficult to grasp crack initiation behavior. Although various test
methods, such as a constant load test, an U-bend test, a CBB test [3], and a slow strain rate
test, have been used in investigating crack initiation, the results obtained by these tests
have not fully contributed to understanding of crack initiation process in nuclear power
plant. If an initiation time and a size of each crack under a specified stress and environmental
condition can be predicted, the failure time of large components in nuclear power
plants could be estimated by the crack growth model combined with the crack initiation
model.
การแปล กรุณารอสักครู่..
ผลลัพธ์ (ไทย) 3:[สำเนา]
คัดลอก!
เพื่อทำนายเวลาความล้มเหลวของส่วนประกอบพืชเนื่องจากการกัดกร่อนความเครียดแตก
( SCC ) , การเริ่มร้าวและพฤติกรรมการเติบโตคงเข้าใจ รอยแตกของพฤติกรรมโดยทั่วไปจะใช้พิจารณาก่อนแตกตัว และความสัมพันธ์ระหว่างความเค้นเข้ม
ปัจจัย ( SIF ) และอัตราการเจริญเติบโตแตกเป็น quantified ตามกลศาสตร์การแตก

ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ความสัมพันธ์นี้ได้ถูกใช้เพื่อประเมินพฤติกรรมการเจริญเติบโต
ของรอยแตกที่พบในปฏิบัติการพืชตามความเหมาะสมสำหรับรหัสบริการ [ 1 , 2 ] .
บนมืออื่น ๆ , มันเป็นเรื่องยากที่จะเข้าใจพฤติกรรมการร้าว แม้ว่าวิธีการทดสอบ
ต่างๆเช่นการทดสอบโหลดคงที่ ทดสอบ u - โก่ง ทดสอบ cbb [ 3 ] และการทดสอบอัตรา
ความเครียดต่ำ ได้ถูกใช้ในการตรวจสอบการแตกผลที่ได้จากการทดสอบเหล่านี้ได้ไม่เต็มที่
ทำให้เข้าใจขั้นตอนการเริ่มร้าวในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์

หากมีเวลา เริ่มต้นและขนาดของแต่ละรอยใต้ระบุ ความเครียด และสภาพสิ่งแวดล้อม
สามารถคาดการณ์ได้ เวลาล้มเหลวของส่วนประกอบใหญ่ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์
สามารถประมาณได้โดยการรวมกับรอยแตกร้าวแบบเริ่มต้น
นางแบบ
การแปล กรุณารอสักครู่..
 
ภาษาอื่น ๆ
การสนับสนุนเครื่องมือแปลภาษา: กรีก, กันนาดา, กาลิเชียน, คลิงออน, คอร์สิกา, คาซัค, คาตาลัน, คินยารวันดา, คีร์กิซ, คุชราต, จอร์เจีย, จีน, จีนดั้งเดิม, ชวา, ชิเชวา, ซามัว, ซีบัวโน, ซุนดา, ซูลู, ญี่ปุ่น, ดัตช์, ตรวจหาภาษา, ตุรกี, ทมิฬ, ทาจิก, ทาทาร์, นอร์เวย์, บอสเนีย, บัลแกเรีย, บาสก์, ปัญจาป, ฝรั่งเศส, พาชตู, ฟริเชียน, ฟินแลนด์, ฟิลิปปินส์, ภาษาอินโดนีเซี, มองโกเลีย, มัลทีส, มาซีโดเนีย, มาราฐี, มาลากาซี, มาลายาลัม, มาเลย์, ม้ง, ยิดดิช, ยูเครน, รัสเซีย, ละติน, ลักเซมเบิร์ก, ลัตเวีย, ลาว, ลิทัวเนีย, สวาฮิลี, สวีเดน, สิงหล, สินธี, สเปน, สโลวัก, สโลวีเนีย, อังกฤษ, อัมฮาริก, อาร์เซอร์ไบจัน, อาร์เมเนีย, อาหรับ, อิกโบ, อิตาลี, อุยกูร์, อุสเบกิสถาน, อูรดู, ฮังการี, ฮัวซา, ฮาวาย, ฮินดี, ฮีบรู, เกลิกสกอต, เกาหลี, เขมร, เคิร์ด, เช็ก, เซอร์เบียน, เซโซโท, เดนมาร์ก, เตลูกู, เติร์กเมน, เนปาล, เบงกอล, เบลารุส, เปอร์เซีย, เมารี, เมียนมา (พม่า), เยอรมัน, เวลส์, เวียดนาม, เอสเปอแรนโต, เอสโทเนีย, เฮติครีโอล, แอฟริกา, แอลเบเนีย, โคซา, โครเอเชีย, โชนา, โซมาลี, โปรตุเกส, โปแลนด์, โยรูบา, โรมาเนีย, โอเดีย (โอริยา), ไทย, ไอซ์แลนด์, ไอร์แลนด์, การแปลภาษา.

Copyright ©2024 I Love Translation. All reserved.

E-mail: