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机译:溶解氢对压水堆原水中600合金氧化膜和PWSCC的影响
Mihama Nuclear Power Station Office, The Kansai Electric Power Co., Inc., Nyu, Mihama-cho, Mikata-gun, Fukui 919-1201;
PWR type reactors; alloy 600; corrosion behavior; dissolved hydrogen; primary water stress corrosion cracking; oxide film;
机译:在PWR模拟的不同溶解氢含量的一次水条件下,在600号合金上生长的氧化膜的半导体行为和带隙能
机译:溶解氢对压水反应堆一次水中形成的600合金氧化膜结构的影响
机译:使用硬X射线光电子能谱表征在模拟PWR初级水中在600和690合金上形成的氧化膜
机译:在模拟的压水堆中,不同溶解氢条件下,Zn注入对600合金PWSCC裂纹扩展速率的影响
机译:原水表面增强拉曼光谱研究在压水反应堆-原水中的600和690合金表面膜。
机译:氢含量对高温水中690TT合金氧化行为及相关硼在氧化物中积累的影响
机译:溶解氢对PWR初级水合金600氧化膜和PWSCC的影响。