机译:安全防止核电站Obrigheim的反应堆压力容器发生脆性断裂
机译:核电站Greifswald 4号机组退役的WWER-440反应堆压力容器的带状线焊缝的断裂力学特征
机译:压水堆核电站反应堆压力容器带线焊缝的断裂力学分析
机译:压力容器用钢的K_(Ic)/ K_(Ia)断裂韧性数据库的威布尔统计模型及其在核反应堆压力容器的加压热冲击评估中的应用
机译:压水堆核电站中反应堆压力容器降级的概率断裂力学分析
机译:墨西哥韦拉克鲁斯州拉古纳维德核电站的反应堆级MOX / UOX燃料估算了BWR堆芯护罩和容器壁中辐射诱发的钢脆性。
机译:在福岛第一核电站反应堆厂房内检测源自核燃料的α粒子发射器
机译:图1来自:Pogorelov Y,Anosov N,Skorobogatykh V,Gordyuk L,Mikheev V,Shamardin V(2018)初始状态反应器压力容器钢的脆性断裂性。核能和技术4(3):155-161。 https://doi.org/10.3897/nucet.4.30779
机译:WWER-440/230反应堆压力容器完整性。关于WWER和RBmK核电厂安全的预算外计划的出版物