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3篇 您的检索式:作者名="Strebkov"
    题名 作者 年代 出处 被引量
1Ageing effect on the properties of CuCrZr alloy used for the ITER HHF components显示文摘G.M. Kalinin A.D. Ivanov A.N. Obushev B.S. Rodchenkov M.E. Rodin Y.S. Strebkov 2007Journal of Nuclear Materials2007,,:1
2RF TBMs for ITER tests显示文摘Kirillov I R Shatalov G E Strebkov YU S 2006Fusion Eng Des2006,81,:1
3ITER反应堆活性区组件挠性附件所用合金Ti-4Al-2V(πT-3B)的辐照性能显示文摘钛合金由于具有优异的综合性能,如很好的抗冲击性能、强度、密度,以及低的热膨胀系数,因而成为制造国际聚变试验反应堆(ITER)活性区屏蔽组件挠性附件的备选材料。另一个很重要的原因是,钛合金在辐照后,其活性会很快降低,无需须专门存放。(α+β)相钛合金比α相钛合金的强度更高,但开发进展较缓慢,有关这些材料辐照性能方面的数据很有限。在ITER的研究开发项目框架内,开展了α相钛合金Ti-4Al-2V(πT-3B)的中子辐照考验,在IVV-2M反应堆中,对合金的锻态试样进行了温度范围为240—260℃,中子剂量达(0.32~0.43)dpa(每晶格原子中的位错数量)的辐照试验。本文论述了合金在进行中子辐照前后其拉伸试验、低周疲劳试验和断裂强度试验的结果,并与(α+β)相钛合金Ti-6Al-4V的结果进行了对比。B.S. Rodchenkov A.V. Kozlov b Yu.G. Kuznetsov G.M. Kalinin Yu.S. Strebkov 熊茹(译) 苏兴万(校) 2008国外核动力2008,29,2:0
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