对轻水型反应堆压力容器的断裂韧性要求及其数据的述评
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2张志仁（译）,王中伦（校）.核反应堆用低放射性铁素体钢的研究开发及关联材料技术[J].太钢译文,2011(3):42-50.
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3王崇斌,朱文健,徐寅东.核电站反应堆压力壳用钢断裂韧性要求及安全可靠性分析[J].锅炉技术,1994(6):8-17. 被引量：1
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4乔建生,黄依娜,赵飞,万发荣.铁素体钢在核反应堆中的应用[J].新材料产业,2009(8):54-57. 被引量：2
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6胡本芙,彭顺米,吴承建,章守华.氧化物弥散强化铁素体钢(ODS)再结晶行为的研究[J].金属热处理学报,1999,20(1):12-17. 被引量：6
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7田耘,柳光祖,单秉权,杨凤兰.含TiODS铁素体钢中弥散相再细化机制的研究[J].钢铁,2000,35(2):51-55. 被引量：2
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8何培,周张健,李明,许迎利,葛昌纯.用于超临界水堆燃料包壳的ODS铁素体钢的研究进展[J].钢铁研究学报,2009,21(11):5-11. 被引量：8
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9郭丽娜,胡本芙,贾成厂,高桥平七郎,木下博嗣,渡边精一.氢对12Cr-ODS钢中强化相(Y_2O_3)辐照稳定性影响研究[J].核动力工程,2013,34(3):42-45.
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10成田健,鹈饲重治,皆藤威二,大冢智史,松田恭司,汪胜国（译）.强化弥散型氧化物（ODS）钢包壳管的水腐蚀试验结果[J].国外核动力,2006,27(6):6-10.
