Reactor Component Reliability Laboratory, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Ibaraki-ken, 319-1195, Japan;
reactor pressure vessel; surveillance; structural integrity; irradiation embrittlement; fracture toughness; precracked charpy; master curve; lower bound;
机译:中子辐照和辐照后退火对VVER型反应堆抗腐蚀熔覆层力学性能和断裂韧性的影响:第2部分。熔覆层力学性能和断裂韧性的预测模型
机译:中子辐照和辐照后退火对VVER型反应堆抗腐蚀熔覆层力学性能和断裂韧性的影响:第1部分。脆化和熔覆性能恢复的机理
机译:初始辐照后微观结构和硬化性能的演变,辐照后退火和再辐照中式低Cu反应器压力容器钢
机译:日本A533B-1钢材辐照和辐射后退火因静态断裂韧性和夏虫-V冲击性能的转变温度变化比较
机译:核反应堆压力容器钢的辐照脆化动力学和辐照后退火
机译:氢对2.25Cr-1Mo-0.25V钢及焊缝退火后断裂韧度影响的实验研究
机译:温度对亚硝酸盐切口试样静态弯曲试验确定的裂缝韧性的影响及与Ni-Nio-V钢标准V夏比冲击转变温度的关系
机译:通过辐照反应堆压力容器钢的热退火回收断裂韧性和夏比冲击性能的比较