核反应堆压力容器典型508-Ⅲ钢锻件的热处理
被引量：2
摘要
本文就300 MW核反应堆压力容器主要锻件接管段、筒体和管板阐述了性能指标要求、热处理工艺及产品性能检验结果。
出处
《一重技术》
1997年第1期15-20,共6页
CFHI Technology
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