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本文对标新久保田工业有限公司试制的压水堆主管道直管段和90°弯头进行了较全面的解剖试验研究。结果表明，利用离心铸造工艺和模铸工艺分别生产的直管段和90°弯头的化学成分、铁素体含量、常规力学性能及特殊力学性能均满足ASME和RCC-M的要求。
核电厂压水堆主管道材料性能的研究
【摘 要】
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本文对标新久保田工业有限公司试制的压水堆主管道直管段和90°弯头进行了较全面的解剖试验研究。结果表明，利用离心铸造工艺和模铸工艺分别生产的直管段和90°弯头的
【机 构】
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钢铁研究总院分析测试研究所
【出 处】
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物理测试
【发表日期】
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2006年5期
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