Zircaloy ; Corrosion ; Chlorides ; Failures ; Fluorides ; Interfering Elements ; Oxidation ; PH Value ; Physical Radiation Effects ; Stresses ; Tuff;
机译:使用氯化物挥发工艺将Zircaloy-2中的锆与乏核燃料熔覆应用分离
机译:用废核燃料对Zircaloy包壳进行净化处理
机译:ZIRCALOY-4聚结型溶解容器在快速育成反应器核燃料模拟溶解液中的锆,钛及其合金的腐蚀行为
机译:锆合金包覆的乏核燃料的干燥储存温度极限分析
机译:颗粒-包层相互作用(PCI)和降解机理对运输过程中乏核燃料棒机械性能的影响。
机译:地下水转移的生态水文响应:瑞典一个深层核废燃料储存库的案例研究
机译:Zircaloy熔覆层在凝灰岩储存库中废核燃料的潜在腐蚀和退化机制
机译:Zuffcaloy熔覆在凝灰岩储存库中废核燃料的潜在腐蚀和降解机制