| 【中文篇名】 | 用介临界热处理改善原子能反应堆锻件的缺口韧性 |
| 【作者】 | E. G. Nisbett; 谢燮揆; |
| 【文献出处】 | 大型铸锻件 , Heavy Castings and Forgings, 编辑部邮箱 1981年 01期 期刊荣誉：ASPT来源刊 CJFD收录刊 |
| 【中文关键词】 | 缺口韧性; 模锻件; 回火工艺; 临界热; 常规热处理; 技术条件; 淬火; 碳钢和低合金钢; 热处理工艺; 原子能反应堆; |
| 【摘要】 | <正> 介临界热理处理可以改善用于原子能反应堆的和其他重要用途的碳钢及低合金钢开模锻件的缺口韧性。此工艺对由于受试验机的限制,不能在超过-20℃温度下进行夏氏V型缺口冲击试验的锻件,是行之有效的。介临界热处理工艺包括一次最终介临界 |
| 【DOI】 | CNKI:SUN:DXZL.0.1981-01-012 |
| 【更新日期】 | 2006-11-08 |
| 【正文快照】 | 介临界热理处理可以改善用于原子能反应堆的和其他重要用途的碳钢及低合金钢开模锻件的缺口韧性。此工艺对由于受试验机的限制,不能在超过一20℃温度下进行夏氏V型缺口冲击试验的锻件,是行之有效的。 介临界热处理工艺包括一次最终介临界奥氏体化处理在内的两次淬火和回火。经 |
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