Zobrazeno 1 - 10
of 34
pro vyhledávání: '"Zheng Jiyun"'
Publikováno v:
In Materials Today Communications June 2024 39
Autor:
Wei, Tianguo, Dai, Xun, Long, Chongsheng, Sun, Chao, Long, Shaojun, Zheng, Jiyun, Wang, Pengfei, Jia, Yuzhen, Zhang, Junsong
Publikováno v:
In Corrosion Science November 2021 192
Autor:
Klement, Maximilian, Zheng, Jiyun, Liu, Chengcheng, Tan, Heng-Liang, Wong, Victor Vai Tak, Choo, Andre Boon-Hwa, Lee, Dong-Yup, Ow, Dave Siak-Wei
Publikováno v:
In Journal of Biotechnology 10 February 2017 243:29-37
Publikováno v:
In Applied Surface Science 15 September 2015 349:733-739
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Rare Metal Materials and Engineering. 46:2345-2351
B4C/Al MMC is one of the most potential neutron-shielding materials. The poor wettability of B4C/Al interface damages the mechanical properties. To understand the alloying (or doping) effects in improving the wettability of B4C/Al interfaces, we inve
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::f5b1325cff8f350045500d62176c5d9d
https://doi.org/10.1016/s1875-5372(17)30195-9
https://doi.org/10.1016/s1875-5372(17)30195-9
Autor:
Zheng Jiyun, Jia Yuzhen, Qiu Shaoyu, Yiyong Zhang, Wang Hui, Qianfu Pan, Chaohong Liu, Zhang Ruiqian, Du Peinan
Publikováno v:
Materials
Volume 12
Issue 18
Materials, Vol 12, Iss 18, p 2939 (2019)
Volume 12
Issue 18
Materials, Vol 12, Iss 18, p 2939 (2019)
In recent years, the development of nuclear grade FeCrAl-based alloys with enhanced accident tolerance has been carried out for light water reactor (LWR) fuel cladding to serve as a substitute for zirconium-based alloys. To achieve excellent microstr
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_dedup___::a5e0698d86826a2445261b0c9faf6a99
Autor:
Wang Hui, Yiyong Zhang, Zheng Jiyun, Penghui Lei, Hongying Sun, Zhigang Wang, Shui Qiu, Guang Ran
Publikováno v:
Materials
Volume 11
Issue 11
Materials, Vol 11, Iss 11, p 2268 (2018)
Volume 11
Issue 11
Materials, Vol 11, Iss 11, p 2268 (2018)
As leading candidates of sheet steels for advanced nuclear reactors, three types of Ni&ndash
Mo&ndash
Cr high-strength low alloy (HSLA) steels named as CNST1, CNST2 and CNSS3 were irradiated by 400 keV Fe+ with peak fluence to 1.4 ×
Mo&ndash
Cr high-strength low alloy (HSLA) steels named as CNST1, CNST2 and CNSS3 were irradiated by 400 keV Fe+ with peak fluence to 1.4 ×
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_dedup___::fe37ce57a5889b5d045543493c664376
http://europepmc.org/articles/PMC6266183
http://europepmc.org/articles/PMC6266183
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.