stainless steels; nondestructive testsfield tests; nuclear reactor materials; stress corrosion; electrochemistry; welded joints; corrosion resistance; metal pipes;
机译:加压重水反应器系统中碳钢初冷却液进料管弯头和直管段流动加速腐蚀的实验测定
机译:LMFBR中主要冷却剂管道破裂的热力水力研究
机译:核电站初级冷却剂管铸造不锈钢铸造不锈钢的微观结构和机械和腐蚀行为
机译:PWR一次冷却条件下冷作和敏化对奥氏体不锈钢应力腐蚀裂纹扩展的影响
机译:冷作对316型奥氏体不锈钢蠕变断裂行为的影响。
机译:开发自动化化学控制系统二次冷却液回路坎杜核电反应堆
机译:反应堆初级冷却剂系统管破裂研究,用于检测不锈钢敏化。 1977年10月42日的进度报告。BWR
机译:反应堆一次冷却系统管道破裂研究方法检测不锈钢敏化。