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核电厂压水堆主管道材料性能的研究 被引量：5
1
作者 李颖 刘涛 +1 位作者 栾培锋 史巨元 《物理测试》 CAS 2006年第5期12-13,18,共3页
本文对标新久保田工业有限公司试制的压水堆主管道直管段和90°弯头进行了较全面的解剖试验研究。结果表明,利用离心铸造工艺和模铸工艺分别生产的直管段和90°弯头的化学成分、铁素体含量、常规力学性能及特殊力学性能均满足A... 本文对标新久保田工业有限公司试制的压水堆主管道直管段和90°弯头进行了较全面的解剖试验研究。结果表明,利用离心铸造工艺和模铸工艺分别生产的直管段和90°弯头的化学成分、铁素体含量、常规力学性能及特殊力学性能均满足ASME和RCC-M的要求。 展开更多
关键词 压水堆主管道 化学成分 力学性能
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