核反应堆压力容器用INCONEL600合金锻件热处理工艺研究 |
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引用本文: | 杨建源,杜文江,辛宇.核反应堆压力容器用INCONEL600合金锻件热处理工艺研究[J].一重技术,2001(2):78-79. |
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作者姓名: | 杨建源 杜文江 辛宇 |
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摘 要: | 通过试验室阶段试验及工业性生产试验结果表明,核反应堆压力容器用INCONEL600合金采用固溶温度为960-1000℃、水冷处理的热处理工艺是完全可行的,材料的性能结果达到技术标准要求。
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关 键 词: | 核反应堆 压力容器 热处理工艺 锻件 INCONEL600合金 |
Research into heat treatment process of INCONEL 600 alloy forging in pressure vessel of nuclear reactor |
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