核反应堆压力容器用钢板(ASTM A533 BCI.1钢)的韧性

被引：11

作者：

杨自新

陈景毅

机构：

来源：

锅炉制造 | 1995年 / 02期

关键词：

D O I：

暂无

中图分类号：

TG142.1 [钢的组织与性能];

学科分类号：

082905 [生物质能源与材料];

摘要：

<正> 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,难以

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