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摘要:
以生产实践和文献资料为基础,研究核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件的热处理工艺,分析SA508Gr.3钢化学成分、热处理工艺、微观组织和力学性能之间的定性关系,指出核电大锻件现有热处理过程中存在的问题及解决思路。
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关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理
来源期刊 一重技术 学科 工学
关键词 核反应堆 压力容器 SA508Gr.3 亚温淬火 热处理
年,卷(期) 2015,(3) 所属期刊栏目
研究方向 页码范围 49-52,39
页数 5页 分类号 TL341|TL351+.6|TG15
字数 4752字 语种 中文
DOI 10.3969/j.issn.1673-3355.2015.03.012
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 周飞 1 4 1.0 1.0
2 李家驹 2 8 2.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
核反应堆
压力容器
SA508Gr.3
亚温淬火
热处理
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
一重技术
双月刊
1673-3355
21-1551/TH
大16开
大连经济技术开发区东北大街96号
14-339
1962
chi
出版文献量(篇)
4640
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