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1.
反应堆压力容器钢在轻水堆冷却水中的疲劳裂纹扩展性能评述
W.A.Van Der Sluys
王崇斌
《锅炉技术》
1987,(5)
在正常运行期间,轻水堆(LWR)压力容器要承受交变压力,导致疲劳裂纹扩展和腐蚀疲劳裂纹扩展。为了更好地了解核压力容器钢的裂纹扩展性能,拨柏克—威尔科克斯公司在模拟沸水堆(BWR)和压水堆冷却水中进行了SA508—2和SA533B—1钢288℃疲劳裂纹扩展试验。着重研究载荷
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