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反应堆压力容器大型锻件的要求、设计和检验 被引量：1
1
作者 H.Cerjak F.Papouschek +1 位作者 k.pernstich 张敬才 《大型铸锻件》 1982年第1期74-82,共9页
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；
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
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