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NTIS 바로가기한국재료학회지 = Korean journal of materials research, v.14 no.10, 2004년, pp.713 - 718
이명호 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀) , 김준환 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀) , 최병권 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀) , 정용환 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀)
To study the dynamic strain aging behavior of Zr-0.4Sn-1.5Nb-0.2Fe sample tube for nuclear fuel cladding in the range of pressurized water reactor (PWR) operation temperature, the tensile tests of the tube specimens, which had been finally heat-treated at
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