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浏览/检索结果: 共24条，第1-10条 帮助 条数/页： 5101520253035404550556065707580859095100 排序方式： 请选择题名升序题名降序提交时间升序提交时间降序作者升序作者降序发表日期升序发表日期降序 Test Facility and Results of ITER PF4 Current Leads 期刊论文  OAI收割 IEEE TRANSACTIONS ON PLASMA SCIENCE, 2020, 卷号: 48 作者:  Du, Q.;  Liu, C.;  Ding, K.;  Lu, K.;  Long, Y.   |  收藏  |  浏览/下载：45/0  |  提交时间：2020/10/21 High-temperature superconductors  Test facilities  Heating systems  Plasma temperature  Prototypes  Steady-state  Resistance  International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER)  performance test  PF4 high-temperature superconducting (HTS) current leads  test facility   Determination of Mechanical Properties and Fracture Behavior of Hot-Rolled Inconel 617/Ni Bimetal Composite Plate 期刊论文  OAI收割 JOURNAL OF MATERIALS ENGINEERING AND PERFORMANCE, 2020, 卷号: 29, 期号: 6, 页码: 3974-3982 作者:  Lei, Q;  Huang, HF;  Han, FF;  Lei, GH;  Li, C   |  收藏  |  浏览/下载：102/0  |  提交时间：2021/09/06 MOLTEN-SALT REACTOR  HIGH-TEMPERATURE  MICROSTRUCTURE EVOLUTION  CORROSION  TENSILE  SUPERALLOY  MSR   Effect of graphite particles in molten LiF-NaF-KF eutectic salt on corrosion behaviour of GH3535 alloy 期刊论文  OAI收割 CORROSION SCIENCE, 2020, 卷号: 168, 页码: - 作者:  Liu, Q;  Leng, B;  Qiu, J;  Yin, HQ;  Lin, J   |  收藏  |  浏览/下载：27/0  |  提交时间：2021/09/06 HIGH-TEMPERATURE REACTOR  MO-CR ALLOY  HASTELLOY-N  ION IRRADIATION  PERFORMANCE  COOLANT  JOINT   Design and flow field analysis for visualization experiment facility of pebble bed based on molten salt reactor 期刊论文  OAI收割 NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2019, 卷号: 30, 期号: 3, 页码: — 作者:  Mei, MD;  Chen, XW;  Sun, SD;  Yan, R;  Zou, Y   |  收藏  |  浏览/下载：34/0  |  提交时间：2019/12/30 HIGH-TEMPERATURE REACTOR   Corrosion behaviour of 316H stainless steel in molten FLiNak eutectic salt containing graphite particles 期刊论文  OAI收割 CORROSION SCIENCE, 2019, 卷号: 160, 页码: - 作者:  Liu, Q;  Sun, H;  Yin, HQ   |  收藏  |  浏览/下载：22/0  |  提交时间：2020/10/16 HIGH-TEMPERATURE REACTOR  HASTELLOY-N  FLUORIDE  CR  CARBURIZATION  ALLOYS  MO   Evaluation of stress corrosion cracking susceptibility of forged 316 stainless steel in simulated primary water 期刊论文  OAI收割 MATERIALS AND CORROSION-WERKSTOFFE UND KORROSION, 2018, 卷号: 69, 期号: 3, 页码: 328-336 作者:  Zhu, RL;  Wang, JQ;  Ming, HL;  Zhang, ZM;  Han, EH   |  收藏  |  浏览/下载：29/0  |  提交时间：2018/06/05 High-temperature Water  Environmentally Assisted Cracking  Reactor Primary Water  Pwr Primary Water  Pressurized-water  Dissolved-oxygen  Oxidation Behavior  Nickel-alloys  Growth  Metal   Development and application of optimal burnup estimation methodology for pebble bed reactor 期刊论文  OAI收割 ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 卷号: 117, 页码: 343-349 作者:  Tang, HB;  Han, JL;  Li, XX;  Zou, CY;  Cai, XZ   |  收藏  |  浏览/下载：16/0  |  提交时间：2018/09/06 High-temperature Reactor  Fuel-management Code  Thorium  Core  Design   Chemical and electrochemical studies on the solubility of UO2 in molten FLINAK with ZrF4 additive 期刊论文  OAI收割 JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2018, 卷号: 510, 期号: -, 页码: 256-264 作者:  Peng, H;  Shen, M;  Zuo, Y;  Fu, HY;  Xie, LD   |  收藏  |  浏览/下载：20/0  |  提交时间：2019/12/17 SQUARE-WAVE VOLTAMMETRY  LIF-NAF-KF  REFERENCE ELECTRODE  HIGH-TEMPERATURE  FLUORIDE SALTS  OXIDE IONS  URANIUM  LIF-BEF2-ZRF4  REDUCTION  REACTOR