核反应堆压力容器用钢板(ASTM A533 BCI.1钢)的韧性被引量：5

Fracture Toughness of Steel Plate ASTM A533 B CI.1 Used for Nuclear Reactor Pressure Vessel

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摘要前言对于使用在核反应堆压力容器上代表性的轧制钢板ASTM A533 BC1.1钢(以下称之为A533钢),为防止压力容器耐压试验时的脆性破坏,要求钢板有较高的韧性值。一般是钢板在钢厂制造后,在制造厂进行加工、调质热处理之后组装成压力容器。近年来,随着压力容器的大型化,使用钢板的厚度也在增加,其结果降低钢板淬火冷却速度的同时PWHT(焊后热处理)时间变长,因此。

作者杨自新陈景毅

出处《锅炉制造》 1995年第2期28-32,共5页 Boiler Manufacturing

关键词核反应堆压力容器钢板韧性热处理

分类号 TL351.6 [核科学技术—核技术及应用] TG113.254 [金属学及工艺—物理冶金]

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