用介临界热处理改善原子能反应堆锻件的缺口韧性
出 版 物：《大型铸锻件》 (Heavy Casting and Forging)
年 卷 期：1981年第1期
页 面：79-84页
学科分类：082703[工学-核技术及应用] 08[工学] 080502[工学-材料学] 0805[工学-材料科学与工程（可授工学、理学学位）] 0827[工学-核科学与技术]
主 题：原子能反应堆 缺口韧性 模锻件 临界 热处理 夏氏V型缺口 低合金钢 冲击试验
摘 要：介临界热理处理可以改善用于原子能反应堆的和其他重要用途的碳钢及低合金钢开模锻件的缺口韧性。此工艺对由于受试验机的限制，不能在超过-20℃温度下进行夏氏V型缺口冲击试验的锻件，是行之有效的。
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