22 GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS; 36 MATERIALS SCIENCE; REACTOR COMPONENTS; EMBRITTLEMENT; STAINLESS STEELS; REACTOR MATERIALS; PROGRESS REPORT; WATER COOLED REACTORS; TENSILE PROPERTIES; AGING; THERMAL DEGRADATION; FRACTURE PROPERTIES; IMPACT TESTS; CHARPY TEST;
机译:铸造双相不锈钢热影响区的热脆化-第二份报告,热影响区的时效脆化机理
机译:铸造双相不锈钢危险的热脆化 - 第2次报告,危险中老龄化的脆化机制
机译:铸造双相不锈钢热影响区的热脆化-第一份报告,热影响区的时效脆化行为
机译:长期热老化对高温水中不锈钢焊焊金属和铸造不锈钢SCC行为的影响
机译:铸造双相不锈钢的相变。
机译:热老化铸造双相不锈钢的微观结构演化与力学行为
机译:重型钢铁技术计划半年度进展报告,1993年4月至9月。第10卷,第2期