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
National Research Kurchatov Institute—CRISM Prometey;
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reactor pressure vessel; anticorrosive cladding; post-irradiation annealing; resistance against irradiation embrittlement;
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:加压水反应器(PWR)和沸水反应器(BWR)ZIRCALOY覆层管中的氢化物脆化和辐照对箍力学性能的影响:第一部分。应力消除,退火和重结晶中的氢化物脆化
机译:氢化物脆化和辐射对压水反应堆(PWR)和沸水反应堆(BWR)ZIRCALOY熔覆管箍力学性能的影响:第三部分。氢化物在消除应力的退火和回填中的力学行为
机译:辐照反应器压力容器包层材料的断裂韧性和拉伸性能
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:激光包层剥离车轮/轨道微结构特征和力学性能综述
机译:反应堆瞬态条件下辐照锆覆盖层的力学性能试验