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CPR1000反应堆压力容器及蒸发器用大锻件监造工作实践

Supervision Practice of Large-sized Forgings Used for CPR1000 Reactor Vessles and Steam Generators
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摘要 在核岛主设备的设计与制造中,作为原材料的大锻件是对可靠性及总体进度影响最大的一项。本文结合CPR1000反应堆压力容器及蒸发器用大锻件现场监造工作中的实际经验,归纳了此类锻件的主要技术要求以及需要关注的重点,可供技术人员及监督员参考。
出处 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第1期186-188,共3页 Hot Working Technology
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参考文献2

二级参考文献2

  • 1上海发电设备成套设计研究院.压水堆核电站核岛主设备材料和焊接[M].上海:上海科学技术文献出版社,2008.
  • 2RCC M - 2000. Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Power Plants[S].

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