核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理

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。

关键词：核反应堆、压力容器、SA508Gr.3、亚温淬火、热处理

分类号：TL341;TL351+.6;TG15(核反应堆工程)

在线出版日期：2015-07-24（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：49-52,39