反应堆压力容器大型锻件的要求、设计和检验被引量：1

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摘要 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；

作者 H.Cerjak F.Papouschek K.Pernstich 张敬才

出处《大型铸锻件》 1982年第1期74-82,共9页 Heavy Casting and Forging

关键词反应堆压力容器大型锻件设计检验轻水反应堆系统部件脆性断裂高韧性

同被引文献9

1刘继斌,曲成毅,王瑞花.基于属性AHM的Topsis综合评价及其应用[J].现代预防医学,2006,33(10):1862-1863. 被引量：47
2Chan F. Interactive selection model for supplier selection process: an analytical hierarchy process approach [ J ]. International Journal of Production Research, 2003, 41 (15) : 3549-3579.
3Youngpil C, Mooyoung J. Satisfaction assessment of multiobjective schedules using neural fuzzy methodology [ J ]. International Journal of Production Research, 2003 , 41 (8) : 1831-1849.
4RCC-M2000+2002压水堆核岛机械设备设计和建造规则[S].
5李承亮,张明乾.压水堆核电站反应堆压力容器材料概述[J].材料导报,2008,22(9):65-68. 被引量：73
6阚玉琦,陈晓青,梁书华.反应堆压力容器大型锻件热加工质量控制研究[J].热加工工艺,2009,38(23):138-141. 被引量：17
7张晓明,吴焯军,甘艳,阮江军,张思寒,刘欢,顾德文,董明齐,杜志叶.一种基于改进层次分析法的输电线路雷害风险评估模型[J].电力建设,2012,33(8):35-39. 被引量：11
8黄敬尧,杨爽,郭昊,李维维.基于层次分析法的带电跨越方式选择[J].电力建设,2013,34(5):106-109. 被引量：6
9韩晓,何明,李金林,杨勇.基于灰色关联度的科研项目风险评价方法[J].北京理工大学学报,2002,22(6):778-781. 被引量：34

1古平恒夫,邹国屏.轻水反应堆压力容器钢材的进步[J].舞钢译丛,1989(1):44-57.
2赵中敏.机床各系统部件的再制造实践[J].中国设备工程,2010(10):17-19. 被引量：4
3林斌.平整机张力控制系统的改造[J].南方金属,2004(4):27-29. 被引量：3
4Djoko Hadi Prajitno,Syoni Soepriyanto,Eddy Agus Basuki,Slameto Wiryolukito.High Temperature Oxidation of Zr-2.5%wt Nb Alloys Doped with Yttrium[J].材料科学与工程（中英文A版）,2015,5(3):154-158.
5Georges,Bezdikian,陈建平.关于延长压水堆压力容器寿命的研究[J].国外核动力,2001,22(1):40-43.
6王中伦（译）,杨立志（校）.无Ni、Mo-21Cr不锈钢（JFE443CT）的开发[J].太钢译文,2008(4):48-51.
7邓平,孙晨,彭群家,韩恩厚,柯伟.堆芯结构材料辐照促进应力腐蚀开裂研究现状[J].中国腐蚀与防护学报,2015,35(6):479-487. 被引量：6
8赵俊伟,武良臣.超高速数控铣床的设计[J].湖北工学院学报,1995,10(1):9-13. 被引量：2
9任清海,翁楠.注塑模具成型部件的失效分析及选材新发展[J].模具工程,2014(6):63-65. 被引量：1
10张昕,赵新明,牟影.对超级合金渗铝方法的研究[J].电刷镀技术,2004(4):36-37.

大型铸锻件

1982年第1期

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