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反应堆压力容器大型锻件的要求、设计和检验
被引：1
作者：
H.Cerjak
F.Papouschek
K.Pernstich
张敬才
机构：
来源：
关键词：
反应堆压力容器;
活性区;
大型锻件;
中子辐照;
D O I：
10.14147/j.cnki.51-1396/tg.1982.01.011
中图分类号：
学科分类号：
摘要：
<正> 1.绪言根据设计考虑,对轻水反应堆核蒸汽供给系统部件材料的要求如下:1)在室温和使用温度下,具有允许的强度;2)具有高韧性,即防止脆性断裂的高度安全性;3)在要求的厚断面上,具有良好的全厚度性能;4)具有良好的焊缝和衬里的可焊性;5)具有通过堆附于衬里的耐腐蚀奥氏
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