Irradiated Materials Examination Facility, Korea Atomic Energy Research Institute 150 Deokjin-dong, Yuseong-gu, Daejeon 305-353, Korea;
LWR Fuel Development Division, Korea Atomic Energy Research Institute 150 Deokjin-dong, Yuseong-gu, Daejeon 305-353, Ko;
hot cell; irradiated fuel cladding; transverse tensile test; longitudinal tensile test;
机译:热室中核燃料熔覆的拉伸试验技术
机译:一种在热室中获得燃料包壳单轴环向拉伸性能的开放式爆破测试方法
机译:通过非线性优化技术研究环形压缩试验核燃料包层的箍骨折行为研究
机译:在热细胞中核燃料包层的拉伸试验技术
机译:基于碳的材料,核燃料包层腐蚀和堆叠III-V / SI薄膜光伏的研究
机译:纳米晶金刚石可保护Zr熔覆表面免受氧气和氢气的吸收:增强核燃料的耐久性
机译:辐照Zircaloy-4核燃料熔覆层的拉伸环行为
机译:辐照Zircaloy-4核燃料熔覆层的拉伸环行为