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1Innovative nuclear technology based on modular multi-purpose lead–bismuth cooled fast reactors显示文摘A.V. Zrodnikov G.I. Toshinsky O.G. Komlev Yu.G. Dragunov V.S. Stepanov N.N. Klimov V.N. Generalov I.I. Kopytov V.N. Krushelnitsky 2007Progress in Nuclear Energy2007,,2:1
2Mathematical simulation for non-equilibrium droplet evaporation显示文摘V.R. Dushin A.V. Kulchitskiy V.A. Nerchenko V.F. Nikitin E.S. Osadchaya Yu.G. Phylippov N.N. Smirnov 2008Acta Astronautica2008,,11:1
3Application of neutron generators for high explosives, toxic agents and fissile material detection显示文摘V.D. Aleksandrov E.P. Bogolubov O.V. Bochkarev L.A. Korytko V.I. Nazarov Yu.G. Polkanov V.I. Ryzhkov T.O. Khasaev 2005Applied Radiation and Isotopes2005,,5:1
4ITER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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