核电站反应堆控制机构新型不锈钢的性能研究
对一种用于核电站反应堆控制机构的新型不锈钢作了研究.研究结果表明,该不锈钢具有良好的耐晶间腐蚀性能、有较高的抗拉强度和低的屈强比、有良好的抗疲劳性能和断裂韧性.新型不锈钢能满足ASME规范要求和反应堆控制机构的服役要求.
晶间腐蚀、屈强比、核电、疲劳、断裂韧性
13
TF0(一般性问题)
2012-03-20(万方平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)
10-12,16
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晶间腐蚀、屈强比、核电、疲劳、断裂韧性
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TF0(一般性问题)
2012-03-20(万方平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)
10-12,16
国家重点研发计划“现代服务业共性关键技术研发及应用示范”重点专项“4.8专业内容知识聚合服务技术研发与创新服务示范”
国家重点研发计划资助 课题编号:2019YFB1406304
National Key R&D Program of China Grant No. 2019YFB1406304
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