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 Study on fracture assessment by GTN model for BWR reactor internals based on material properties of simulated irradiated stainless steels 相关领域
材料科学
断裂韧性
辐照
奥氏体不锈钢
反应堆压力容器
中子通量
沸水堆
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核工程
通量
延展性（地球科学）
断裂（地质）
中子
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核物理学
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工程类
物理
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期刊：International Journal of Pressure Vessels and Piping 作者：Shuichi Yoshida; Takuya Ogawa; Takahiro Hayashi; Toshiyuki Saito; Yasuhiro Hattori; et al 出版日期：2024-02-11 |
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