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某台国产压水堆压力容器锻件材料断裂韧性韧脆转变的参考温度: 收藏
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引用; 《压力容器》2013年第11期30卷 8-13,28页; 作者：曹昱澎惠虎轩福贞李辉贺寅彪王佳欢王秉熙华东理工大学承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233; 采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。有限元分析和采用修改、未经修改的C(T)试样的试验结果均表明,...; 采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。有限元分析和采用修改、未经修改的C(T)试样的试验结果均表明,对试样的修改不会影响断裂韧性试验。发现C(T)试样测得的T0值与前期采用三点弯曲SE(B)试样确定的T0值仅相差约1℃。为此详细探讨了ASTM E1921标准第1.3和5.7条款有关试样形式对T0的影响,试验结果印证了这些条款的阐述,所测得的T0试验值接近材料的T0平均值。; 来源：详细信息评论

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