Department of Nuclear Materials Technology Development, Korea Atomic Energy Research Institute, PO Box 105, Yuseong-gu, Daejeon, South Korea 305-600;
stress corrosion cracking; alloy 600; alloy 690; alloy 800; TiO_2; CeB_6; TyzorLA;
机译:通过质量功能部署和层次分析法进行评估,以选择核电站热交换器中的管道材料
机译:合金690 SG管材料的实用电力法蠕变造型
机译:HRSGs联合循环电厂材料某些参数对裂隙喷射法评估单相流加速腐蚀的影响
机译:SCC核电厂SG管材料的抑制剂
机译:核电厂中多功能胶凝材料的劣化
机译:模拟核电站事故条件下用于核材料研究的激光加热和辐射光谱
机译:核电厂镍基合金600焊接金属的应力腐蚀裂纹(SCC)及SCC的防止对策
机译:核电厂应急电力系统安全评估。 “国际原子能机构安全丛书”第50-sG-D7号手册:核电厂应急电源系统