机译:核反应堆压力容器用SA508-3钢中痕量氢的精确测定
Najran Univ, Fac Sci & Arts, Dept Chem, Promising Ctr Sensors & Elect Devices, Najran 11001, Saudi Arabia;
Jiangsu Univ Sci & Technol, Sch Mat Sci & Engn, Zhenjiang 212003, Jiangsu, Peoples R China;
Univ Tennessee, Dept Chem & Biomol Engn, Knoxville, TN 37996 USA;
Yanshan Univ, Natl Engn Res Ctr Equipment & Technol Cold Strip, Qinhuangdao 066004, Peoples R China;
Chinese Acad Sci, Shenyang Natl Lab Mat Sci, Inst Met Res, 72 Wenhua Rd, Shenyang 110016, Liaoning, Peoples R China;
Zhengzhou Univ, Natl Engn Res Ctr Adv Polymer Proc Technol, Zhengzhou 450002, Henan, Peoples R China;
Determination; Trace Hydrogen; SA508-3 Steel; Nuclear Reactor Pressure Vessels;
机译:用于核反应堆压力容器的SA508-3钢的流动应力本构行为建模
机译:通过振幅相关的内摩擦确定核反应堆压力容器钢的屈服强度
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:比利时核反应堆压力容器中的氢裂纹:发现五年后-最新动态
机译:使用超声测量确定反应堆压力容器钢的韧性和脆性。
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:当前转变温度变换模型对韩国核反应堆sa533B-1反应堆压力容器钢的适用性比较
机译:基于粘聚区模型的方法模拟反应堆压力容器钢中延性脆性断裂过渡,国际创新核系统结构材料研讨会。