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肖冰山;
上海交通大学;
反应堆压力容器; 铁素体材料; 中子辐照脆化; 辐照监督; 运行寿命预测;
机译:中子辐照核反应堆压力容器钢及其模型合金的正电子an灭研究:纯度对辐照后退火行为的影响
机译:退役反应堆辐照,退火和再辐照反应堆压力容器焊接材料的小角中子散射研究
机译:JRQ和JPA辐照和退火反应堆压力容器钢的正电子an没寿命研究
机译:中子辐照核反应堆压力容器钢及其模型合金的正电子湮灭研究:纯度对辐照后退火行为的影响
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:高辐照反应堆压力容器钢中较低温度下形成的纳米Mn-Ni-Si沉淀物的高温热稳定性研究
机译:重型钢铁辐照计划对轻水反应堆压力容器材料的辐照效应
机译:反应堆压力容器钢的辐照脆化(中子辐照下先进反应堆压力容器钢性能分析报告)
机译:利用研究反应堆的辐照孔,对核燃料辐照进行测试的仪器化的胶囊,能够在辐照试验期间实时测量核燃料的特性
机译:同时重现研究反应堆中子辐照度特定值和伽马射线辐照剂量的方法
机译:用于研究中的辐照设备,特别是封闭的自由浮动辐照胶囊中的温度测量装置
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