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Irradiation effects in high entropy alloys and 316H stainless steel at 300 °C
Journal of nuclear materials, 2018-11, Vol.510 (C), p.421-430
2018
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In-air and pressurized water reactor environment fatigue experiments of 316 stainless steel to study the effect of environment on cyclic hardening
Journal of nuclear materials, 2016-05, Vol.473 (C), p.290-299
2016
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Chaboche-based cyclic material hardening models for 316 SS–316 SS weld under in-air and pressurized water reactor water conditions
Nuclear engineering and design, 2016-08, Vol.305 (C), p.524-530
2016
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In-air and pressurized water reactor environment fatigue experiments of 316 stainless steel to study the effect of environment on cyclic hardening
Journal of nuclear materials, 2016-05, Vol.473 (C)
2016
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Thermal–mechanical stress analysis of pressurized water reactor pressure vessel with/without a preexisting crack under grid load following conditions
Nuclear engineering and design, 2016-12, Vol.310 (C), p.112-124
2016
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Full-scale 3-D finite element modeling of a two-loop pressurized water reactor for heat transfer, thermal–mechanical cyclic stress analysis, and environmental fatigue life estimation
Nuclear engineering and design, 2015-12, Vol.295 (C), p.374-387
2015
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Chaboche-based cyclic material hardening models for 316 SS–316 SS weld under in-air and pressurized water reactor water conditions
Nuclear engineering and design, 2016-08, Vol.305 (C)
2016
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Full-scale 3-D finite element modeling of a two-loop pressurized water reactor for heat transfer, thermal–mechanical cyclic stress analysis, and environmental fatigue life estimation
Nuclear engineering and design, 2015-12, Vol.295 (C)
2015
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Cracking behavior of thermally aged and irradiated CF-8 cast austenitic stainless steel
Journal of nuclear materials, 2015-11, Vol.466, p.560-568
2015
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4.12 - Material Performance in Sodium
Comprehensive Nuclear Materials, 2020, p.339-356
Second Edition, 2020
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