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2018 [46]
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Materials ... [1]
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发表日期:2018
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Microstructure damage in silicon carbide fiber induced by 246.8-MeV Ar-ion irradiation
会议论文
作者:
Zhang, Liqing
;
Zhang, Chonghong
;
Huang, Qing
;
Ding, Zhaonan
;
Yan, Tingxing
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浏览/下载:40/0
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提交时间:2019/03/27
SiC fibers
Ar-ion irradiation
TEM
Raman scattering spectra
SEM
Evaluation of radiation environment in the target area of fragment separator HFRS at HIAF
期刊论文
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2018, 卷号: 29
作者:
Yang, Yao
;
Su, You-Wu
;
Li, Wu-Yuan
;
Xu, Jun-Kui
;
Xu, Chong
收藏
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浏览/下载:24/0
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提交时间:2019/03/27
Fragment separator
FLUKA
Radiation levels
Radiation damage
Reduction of hydrogen content in deuterium plasma with mixed graphite and tungsten divertors in EAST
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2018, 卷号: 131, 页码: 41-48
作者:
Zuo, G. Z.
;
Hu, J. S.
;
Yu, Y. W.
;
Sun, Z.
;
Maingi, R.
收藏
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浏览/下载:7/0
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提交时间:2019/11/12
Hydrogen content
Wall temperature
Lithium
Graphite divertor
Tungsten divertor
EAST
Benchmark test of JEFF-3.2, FENDL-3.0 and TENDL-2015 with TOF experiments for graphite, silicon carbide, uranium and multiple-slab samples
期刊论文
NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2018, 卷号: 331, 页码: 342-347
作者:
Ye, M.
;
Tian, G.
;
Shi, F.
;
Zhang, S.
;
Sun, Q.
收藏
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浏览/下载:9/0
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提交时间:2018/05/31
Influence of graphite-alloy interactions on corrosion of Ni-Mo-Cr alloy in molten fluorides
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2018, 卷号: 503, 页码: 116-123
作者:
Ai, H
;
Hou, J
;
Ye, XX
;
Zeng, CL
;
Sun, H
收藏
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浏览/下载:38/0
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提交时间:2018/06/05
Flinak Salt Environments
Moisture
Protecting nuclear graphite from liquid fluoride salt and oxidation by SiC coating derived from polycarbosilane
期刊论文
Journal of the European Ceramic Society, 2018, 卷号: 38, 期号: 2, 页码: 453-462
作者:
He, Zhao
;
Lian, Pengfei
;
Song, Yan
;
Liu, Zhanjun
;
Song, Jinliang
收藏
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浏览/下载:23/0
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提交时间:2018/12/28
Numerical analysis analysis on the dynamic behaviors of a graphite-moderated molten salt reactor based on MOREL2.0 code
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 卷号: 117, 页码: 3-11
作者:
Zhuang, Kun
;
Cao, Liangzhi
收藏
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浏览/下载:7/0
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提交时间:2019/11/19
Neutronics
Dynamics
Thermal-hydraulics
TMSR-LF
Molten salt reactor
Preparation and experimental study of graphite material for water lubricated thrust bearing of nuclear main pump
会议论文
作者:
Jianlei, Wang
;
Chen, Zhang
;
Yunlong, Wang
;
Dongping, Wang
;
Qian, Jia
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浏览/下载:3/0
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提交时间:2019/11/19
Graphite materials
Graphitization degree
Property-testing
Technical difficulties
Test platforms
Tribological properties
Water lubricated
Wear loss
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