核电站反应堆压力壳用钢断裂韧性要求及安全可靠性分析被引量：1

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摘要本文介绍了美国ASME和法国RCC-M对核电站反应堆压力壳用SA533B-I互钢板和SA508- Ⅲ锻件断裂韧性的要求及各国生产的SA533B-I铜板、SA508-Ⅲ锻件和焊接接头的断裂韧性试验结果,并讨论了美国、法国和英国核电站反应堆压力壳安全可靠性分析方法.

作者王崇斌朱文健徐寅东

机构地区上海锅炉厂

出处《锅炉技术》北大核心 1994年第6期8-17,共10页 Boiler Technology

关键词核电站断裂韧性压力壳钢反应堆

同被引文献9

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锅炉技术

1994年第6期

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