机译:H.B.鲁宾逊核反应堆的Zircaloy-4燃料包覆金属氧化物界面的氢化物微观结构
机译:CR型锆锆锆4的早期研究作为轻质水反应器的增强事故耐受核燃料包层
机译:两种不同类型的Zircaloy复合管用作核反应堆燃料销的失效行为研究
机译:PDM(点缺陷模型)在水冷核反应堆中氧化锆燃料包层氧化的应用
机译:Zircaloy-4以核反应堆中的燃料包壳管形式的断裂韧性行为。
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:CR型锆锆锆4的早期研究作为轻质水反应器的增强事故耐受核燃料包层