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浏览/检索结果: 共5条，第1-5条 帮助 已选(0)清除 条数/页：5101520253035404550556065707580859095100   排序方式：请选择发表日期升序发表日期降序提交时间升序提交时间降序题名升序题名降序作者升序作者降序 Specimen size effect on the ductile-brittle transition reference temperature of A508-3 steel 期刊论文 THEORETICAL AND APPLIED FRACTURE MECHANICS, 2019, 卷号: 104, 页码: 8 作者:  Zhou ZY;  Tong ZF;  Qian GA(钱桂安);  Berto F 收藏  |  浏览/下载：21/0  |  提交时间：2020/03/11 Reactor pressure vessel steel  Fracture toughness  Ductile-brittle transition reference temperature  Size effect  J-Q theory   Evaluation of Fatigue Properties of CA6NM Martensite Stainless Steel Using Miniature Specimens 期刊论文 ACTA METALLURGICA SINICA, 2018, 卷号: 54, 期号: 10, 页码: 1359-1367 作者:  Ma Yefei;  Song Zhuman;  Zhang Siqian;  Chen Lijia;  Zhang Guangping 收藏  |  浏览/下载：0/0  |  提交时间：2021/02/02 martensite stainless steel  fatigue property  miniature specimen  size effect  nuclear power material   Overview of the present progress and activities on the CFETR 期刊论文 Nuclear Fusion, 2017, 卷号: 57 作者:  Wan,Yuanxi;  Li,Jiangang;  Liu,Yong;  Wang,Xiaolin;  Chan,Vincent 收藏  |  浏览/下载：11/0  |  提交时间：2020/10/21 CFETR  tritium self-sufficiency  steady-state operation   核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素 期刊论文 2016, 2016 李正操; 陈良; LI Zhengcao; CHEN Liang 收藏  |  浏览/下载：4/0 RESEARCH TRENDS ON MICRO AND NANO-SCALE MATERIALS DEGRADATION IN NUCLEAR POWER PLANT 期刊论文 ACTA METALLURGICA SINICA, 2011, 卷号: 47, 期号: 7, 页码: 769-776 作者:  Han En-Hou 收藏  |  浏览/下载：14/0  |  提交时间：2021/02/02 key material in nuclear power plant  stainless steel  nickel-based alloy  low alloy steel  zirconium alloy  corrosion  stress corrosion cracking  corrosion fatigue  flow assisted corrosion  irradiation degradation