ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors
Oxide dispersed strengthened (ODS) ferritic-martensitic steels are investigated as possible structural material for the future generation of High Temperature Gas Cooled Nuclear Reactors. The Ni based austenitic ODS superalloys are not considered, because of the Ni presence, which is unfavorable unde...
Збережено в:
| Дата: | 2005 |
|---|---|
| Автори: | , , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2005
|
| Назва видання: | Вопросы атомной науки и техники |
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/80401 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors / M.A. Pouchon, M. Dobeli, R. Schelldorfer, J. Chen, W. Hoffelner, C. Degueldre // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 3. — С. 122-127. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |