中文版 | English

在结果中检索

HFCAS OpenIR

浏览/检索结果: 共3条，第1-3条 帮助

已选(0)清除 条数/页：   排序方式：
Evolution of Dislocation Loops in 30 keV He+-Irradiated W-0.5% ZrC Alloys: In Situ TEM Observations and Molecular Dynamics Simulations 期刊论文
ACS APPLIED ENERGY MATERIALS, 2022
作者:  Liu, Xinyi;  Chen, Zhe;  Wang, Hao;  Li, Yipeng;  Xie, Zhuoming;  Liu, Xiang;  Ran, Guang
收藏  |  浏览/下载：63/0  |  提交时间：2022/03/28
plasma-facing materials  W-ZrC alloy  in situ irradiation  dislocation loop  molecular dynamics simulation  
Surface blistering and deuterium retention behaviors in pure and ZrC-doped tungsten exposed to deuterium plasma 期刊论文
Nuclear Fusion, 2021, 卷号: 61
作者:  Zhang,Xue-Xi;  Qiao,Li;  Zhang,Hong;  Li,Yu-Hong;  Wang,Peng;  Liu,Chang-Song
收藏  |  浏览/下载：53/0  |  提交时间：2021/04/26
W  W-ZrC alloy  D plasma  surface blistering  D retention  
Tungsten-zirconium carbide-rhenium alloys with extraordinary thermal stability 期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2016, 卷号: 106, 期号: 无, 页码: 56-62
作者:  Yang, X. D.;  Xie, Z. M.;  Miao, S.;  Liu, R.;  Jiang, W. B.;  Zhang, T.;  Wang, X. P.;  Fang, Q. F.;  Liu, C. S.;  Luo, G. N.;  Liu, X.
浏览  |  Adobe PDF(3159Kb)  |  收藏  |  浏览/下载：95/42  |  提交时间：2017/11/10
W-0.5wt.%zrc-1wt.%re Alloy  Recrystallization Temperature  Thermal Stability