机译:核电厂蒸汽发生器管高温冲击微动磨损痕迹的发展
Nuclear Power Research Laboratory, Korea Electric Power Research Institute, 103-16 Munji-dong, Yuseong-gu, Daejeon, 305-308, Korea;
impact-fretting wear; steam generator tube and support; progression of scar pattern; elevated temperature; alloy 690 and 409SS;
机译:核电站蒸汽发生器管磨损测试系统的开发
机译:微动条件下高温水中的蒸汽发生器管用Inconel 690的摩擦磨损
机译:韩国电厂蒸汽发生器管微动磨损的比较研究
机译:核电厂蒸汽发生器管高温冲击微动磨损痕迹的发展
机译:核电站建模与蒸汽发生器稳定性分析
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