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浏览/检索结果: 共8条，第1-8条 帮助 已选(0)清除 条数/页：5101520253035404550556065707580859095100   排序方式：请选择作者升序作者降序题名升序题名降序发表日期升序发表日期降序提交时间升序提交时间降序 The Primary Irradiation Damage of Hydrogen-Accumulated Nickel: An Atomistic Study 期刊论文 MATERIALS, 12, 2023, 卷号: 16, 页码: 4296 作者:  Yuan, Xiaoting;  Huang, Hai;  Zhong, Yinghui;  Cai, Bin;  Liu, Zhongxia 收藏  |  浏览/下载：85/0  |  提交时间：2023/07/17 nickel-based alloys  hydrogen embrittlement  displacement cascades  hydrogen clusters  molecular dynamics   Preliminary design and analysis on the cogeneration system for Small Modular Lead-cooled Fast Reactor 期刊论文 APPLIED THERMAL ENGINEERING, 2020, 卷号: 174 作者:  Xu, Chi;  Li, Yang;  Jin, Ming;  Kong, Fanli;  Gao, Sheng 收藏  |  浏览/下载：22/0  |  提交时间：2020/11/26 SMLFR  Cogeneration system  Thermodynamic analysis  GEN-IV reactors   Feasibility of an innovative long-life molten chloride-cooled reactor 期刊论文 NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2020, 卷号: 31, 期号: 4, 页码: - 作者:  Lin, M;  Cheng, MS;  Dai, ZM 收藏  |  浏览/下载：6/0  |  提交时间：2021/09/06 FUEL  DAMAGE   CONTROL SCHEME RESEARCH OF 10MW FLUORIDE SALT COOLED HIGH TEMPERATURE EXPERIMENT REACTOR 会议论文 Shanghai, PEOPLES R CHINA, JUL 02-06, 2017 作者:  Ruan, J;  Zou, Y;  Li, MH;  Xu, HJ 收藏  |  浏览/下载：15/0  |  提交时间：2019/12/31 Identification of safety gaps for fusion demonstration reactors 期刊论文 NATURE ENERGY, 2016, 卷号: 1, 期号: 无, 页码: 1-11 作者:  Wu, Y.;  Chen, Z.;  Hu, L.;  Jin, M.;  Li, Y. 收藏  |  浏览/下载：18/0  |  提交时间：2018/05/02 Creep resistance and material degradation of a candidate Ni-Mo-Cr corrosion resistant alloy 期刊论文 MATERIALS SCIENCE AND ENGINEERING A-STRUCTURAL MATERIALS PROPERTIES MICROSTRUCTURE AND PROCESSING, 2016, 卷号: 674, 页码: 64-75 作者:  Shrestha, SL;  Bhattacharyya, D;  Yuan, GZ;  Li, ZJJ;  Budzakoska-Testone, E 收藏  |  浏览/下载：14/0  |  提交时间：2017/03/02 Nickel based alloy  Creep deformation  Carbide precipitation  Scanning electron microscopy  Electron backscatter diffraction  Transmission electron microscopy   核反应堆系统中以超临界二氧化碳为工质的热力循环过程的建模与分析 期刊论文 2015 梁墩煌; 张尧立; 郭奇勋; 沈道祥; 黄锦锋 收藏  |  浏览/下载：6/0  |  提交时间：2016/05/17 反应堆系统  循环工质材料  超临界二氧化碳  布雷顿循环  reactor system  cycle fluid material  supercritical carbon dioxide(S-CO2)  Brayton cycle   Mechanical Properties and Microstructures of the HAZs of 11Cr F/M Steel for Gen-IV Nuclear Power Station 期刊论文 Journal of Materials Engineering and Performance, 2015, 卷号: 24, 期号: 2, 页码: 885-893 Y. K.; Wang Li, J.; Lu, S. P.; Rong, L. J.; Li, D. Z. 收藏  |  浏览/下载：20/0  |  提交时间：2015/05/08 11Cr F/M steel  finite element method  Gen-IV nuclear materials  heat-affected zones  thermal simulation  heat-affected zone  residual-stress  reactors  toughness