核电站压力容器A508-3钢锻件的研制  

作　　者：曾凡就 

机构地区：[1]德阳大型铸锻件研究所

出　　处：《大型铸锻件》1989年第3期10-19,9,共11页Heavy Casting and Forging

摘　　要：第二重型机器厂从1981年开始对核电站压力容器用的 A508-3钢进行研制。以900MW 核电站筒体和管板为模拟件,拟定了制造工序,对冶金质量、机械性能作了试验。试验结果表明,钢的化学成分、探伤结果、夹杂物评级、晶粒度评级、常温和高温(350℃)拉伸性能、夏比 V 型缺口冲击性能、中子辐照后性能、RT_(NDT)、J_(IC)等,都满足技术要求,从而肯定 A508-3钢是制造核电站压力容器的优良钢种。

关 键 词：A508 压力容器 钢锻件 核电站 制造工序 机械性能 重型机器厂 冶金质量 

分 类 号：TG115.285[金属学及工艺—物理冶金]