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聚变堆第一壁钨材料的强韧化与抗热冲击性能研究进展 [90-99]
吴学邦，解雪峰，王慧，谢卓明，刘瑞
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奥氏体不锈钢在压水堆一回路水环境中应力腐蚀研究进展 [80-89]
倪志成, 马鑫, 张世豪,林鸿亮,韩恩厚,匡文军
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核能材料辐照损伤的长时间动力学模拟新进展 [70-79]
徐彪，林也平，郭龙，邓辉球
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核用锆合金加工过程织构调控研究现状 [60-69]
宋国栋，张聪惠
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面向先进核能系统的SiCf/SiC复合材料研究进展 [50-59]
杨超凡，郭梦乔，丁彦清，王致远等。
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压水堆燃料包壳CRUD沉积机制、影响因素及监测技术研究进展 [40-49]
康翼遥1,2，张兹瑜1，吴欣强1，谭季波1
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1400 ℃水蒸气下Cr涂层锆合金氧化失效行为研究 [30-39]
邓鉴玺，霍尚乐，孙巧艳，宋忠孝
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反应堆压力容器钢辐照损伤研究进展 [20-29]
王润中, 徐超亮, 贾文清, 全琪炜, 刘向兵
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锆合金包壳表面Cr与FeCrAl耐事故涂层的制备、服役性能与防护机制研究进展 [10-19]
刘蓝忆，胡锐文，董子烨，赵亚欢，沈朝*，曾小勤
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微观缺陷演化驱动下钼铼合金辐照性能劣化 [1-9]
陈驰， 陈东钺，邱玺，郭姗，王丽婷，吕沙沙，李垣明，李正操。
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船用钛合金材料与应用技术研究进展 [80-89]
吕逸帆、高福洋、郎咏坤、吴晓飞、朱晓宇
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