JPS599619B2 - 靭性に優れた原子炉圧力容器用鋼板 - Google Patents
靭性に優れた原子炉圧力容器用鋼板Info
- Publication number
- JPS599619B2 JPS599619B2 JP50084793A JP8479375A JPS599619B2 JP S599619 B2 JPS599619 B2 JP S599619B2 JP 50084793 A JP50084793 A JP 50084793A JP 8479375 A JP8479375 A JP 8479375A JP S599619 B2 JPS599619 B2 JP S599619B2
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- Japan
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- steel plate
- reactor pressure
- nuclear reactor
- tndt
- pressure vessels
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は靭性に優れた原子炉圧力容器用鋼板に関するも
のである。
のである。
周知の如く原子炉圧力容器に使用される鋼板は原子炉の
安全性確保のため優れた靭性を具備することが要求され
ている。
安全性確保のため優れた靭性を具備することが要求され
ている。
しかしながら、使用される鋼板の板厚が８０〜３００ｎ
にも達する極厚鋼板であるためその板厚ゆえに靭性確保
が困難である。
にも達する極厚鋼板であるためその板厚ゆえに靭性確保
が困難である。
原子炉圧力容器用鋼板に対しては具体的には１９７２年
に発行されたＡＳＭＥ ＳＥＣ．ＩＩＩサマー・アデン
ダ（ Ｓｕｒｒｍｅｒ Ａｄｄｅｎｄａ ）のアペンテ
イツクス（ Ａｐｐｅｎｄｉｘ ） Ｇで定義されてい
るＲＴＮ）Ｔという基準で要求される。
に発行されたＡＳＭＥ ＳＥＣ．ＩＩＩサマー・アデン
ダ（ Ｓｕｒｒｍｅｒ Ａｄｄｅｎｄａ ）のアペンテ
イツクス（ Ａｐｐｅｎｄｉｘ ） Ｇで定義されてい
るＲＴＮ）Ｔという基準で要求される。
このＲＴＮＤＴは最終の圧延方向に対し直角方向に採取
された試験片を用いた落重試験によって求まるＴＮＤＴ
（無延性遷移温度）と最終の圧延方向に対し直角方
向に採取された試験片を用いたシャルビー衝撃試験によ
って求まるＴｒ ５０ｆｔ−１ｂ （ ３個の試験片
の各々の吸収エネルギーが全て５０ｆｔ−１ｂ以上にな
る最低温度）およびＴｒ３５ Ｍｉｊ？ｓ（ ３個の
試験片の各々の横膨出量が全て３５Ｍｉｌｓ以上になる
最低温度）から定まる温度である。
された試験片を用いた落重試験によって求まるＴＮＤＴ
（無延性遷移温度）と最終の圧延方向に対し直角方
向に採取された試験片を用いたシャルビー衝撃試験によ
って求まるＴｒ ５０ｆｔ−１ｂ （ ３個の試験片
の各々の吸収エネルギーが全て５０ｆｔ−１ｂ以上にな
る最低温度）およびＴｒ３５ Ｍｉｊ？ｓ（ ３個の
試験片の各々の横膨出量が全て３５Ｍｉｌｓ以上になる
最低温度）から定まる温度である。
即ち〔Ｔ，Ｔ＋３４℃（６０°Ｆ）≧Ｔｒ５０ｆｔ−１
ｂ及びＴｒ３５Ｍｉ／ｓ）であればＲ ＴＮＤＴ ”＝
ＴＮＤＴであり〔ＴＮＤＴ＋３４℃（Ｔｒ５０ｆｔ−
ｌｂ又はＴｒ３５Ｍｉ７ｓ’）のときＲＴＮＤＴ ＝（
Ｔｒ５０ ｆ ｔ−１ ｂ又はＴｒ３５Ｍｉｌｓの何
れか低い方）−３４℃となる。
ｂ及びＴｒ３５Ｍｉ／ｓ）であればＲ ＴＮＤＴ ”＝
ＴＮＤＴであり〔ＴＮＤＴ＋３４℃（Ｔｒ５０ｆｔ−
ｌｂ又はＴｒ３５Ｍｉ７ｓ’）のときＲＴＮＤＴ ＝（
Ｔｒ５０ ｆ ｔ−１ ｂ又はＴｒ３５Ｍｉｌｓの何
れか低い方）−３４℃となる。
その後１９７３年に発行されたＡＳＭＥ ＳＥＣ．Ｘ
Ｉサマー・アデンダでは中性子照射脆化を考慮すること
が定められた。
Ｉサマー・アデンダでは中性子照射脆化を考慮すること
が定められた。
この考え方を取り入れると前記Ｒ ＴＮＤＴ Ｏ値は更
に厳しくなり、設計条件、鋼板の仮懇欠陥、中性子照射
脆化及び水圧試験の温度等を考慮すればＲ ＴＮＤＴ≦
−４０℃という要求になると思われる。
に厳しくなり、設計条件、鋼板の仮懇欠陥、中性子照射
脆化及び水圧試験の温度等を考慮すればＲ ＴＮＤＴ≦
−４０℃という要求になると思われる。
又ＵＳＡＥＣ（米国原子力委員会）の定めるフエデラル
・レジスター（ ＦｅｄｅｒＦＬＩＲｅｇｉｓｔｅｒ
）１０ＣＦＲｔＰａｒｔ５０ではＲ ＴＮＤＴの要求の
ほかにシャルビー衝撃試験におけるアッパー・シエルフ
・エナジー （ Ｕｐｐｅｒ Ｓｈｅｌｆ Ｅｎｅｒｇ
ｙ ） （延性領域における最大吸収エネルギー）の満
たすべき値を新たに定めている。
・レジスター（ ＦｅｄｅｒＦＬＩＲｅｇｉｓｔｅｒ
）１０ＣＦＲｔＰａｒｔ５０ではＲ ＴＮＤＴの要求の
ほかにシャルビー衝撃試験におけるアッパー・シエルフ
・エナジー （ Ｕｐｐｅｒ Ｓｈｅｌｆ Ｅｎｅｒｇ
ｙ ） （延性領域における最大吸収エネルギー）の満
たすべき値を新たに定めている。
このような規格の変遷から、今後建造される原子炉に使
用される原子炉圧力容器用鋼板に要求される靭性値は Ｒ ＴＮＤＴ≦−４０℃ アッパーシエルフ・エナジー≧１０．４ＫＩｉ−ｍ（７
５ｆｔ−１ｂ）になると考えられる。
用される原子炉圧力容器用鋼板に要求される靭性値は Ｒ ＴＮＤＴ≦−４０℃ アッパーシエルフ・エナジー≧１０．４ＫＩｉ−ｍ（７
５ｆｔ−１ｂ）になると考えられる。
一方、化学成分の靭性に及ぼす影響の研究は、従来から
多くの研究者により行われている。
多くの研究者により行われている。
しかしながらこれまでの研究において用いられてきた靭
性の判断基準はＴ ｒｓ（破面遷移温度）とか，Ｔｒ３
０ｆｔ−１ｂ（吸収エネルギーが３０ｆｔ，−１ｂにな
る温度）等を用いており、Ｔｒ３５ＭｉＩ！ｓで評価し
たものは極めて少い、更にＴＮＤＴ で評価したものは
あるがＲＴＮＤＴで評価したものは皆無である。
性の判断基準はＴ ｒｓ（破面遷移温度）とか，Ｔｒ３
０ｆｔ−１ｂ（吸収エネルギーが３０ｆｔ，−１ｂにな
る温度）等を用いており、Ｔｒ３５ＭｉＩ！ｓで評価し
たものは極めて少い、更にＴＮＤＴ で評価したものは
あるがＲＴＮＤＴで評価したものは皆無である。
又、原子炉圧力容器用鋼材は焼入れ、焼戻し、更にＰＷ
ＨＴといった熱処理を施すことが決められている。
ＨＴといった熱処理を施すことが決められている。
前記したように、原子炉圧力容器用鋼材はその使用板厚
が厚く（８０〜３００ｍｍ）、このため水焼入れされる
時の板厚１／４ｔでの冷却速度は遅くなり（通常１２〜
１００℃／ｍｉｎ）焼きが良く入らないため得られる組
織はアッパー・ペイナイト（ Ｕｐｐｅｒ Ｂａｉｎｉ
ｔｅ ）＋フエライト（Ｆｅｒｒ ｉｔｅとなり冷却速
度が早い場合に比して靭性確保が困難となっている。
が厚く（８０〜３００ｍｍ）、このため水焼入れされる
時の板厚１／４ｔでの冷却速度は遅くなり（通常１２〜
１００℃／ｍｉｎ）焼きが良く入らないため得られる組
織はアッパー・ペイナイト（ Ｕｐｐｅｒ Ｂａｉｎｉ
ｔｅ ）＋フエライト（Ｆｅｒｒ ｉｔｅとなり冷却速
度が早い場合に比して靭性確保が困難となっている。
又、焼戻しについても、その厚みゆえに焼戻しパラメー
ター（Ｔ．Ｐ）＝Ｔ（２０＋１ｌｏｇｔ．）は通常１９
．２０〜１９．８０Ｘ１０３程度となり焼戻しによる靭
性が更に低下する傾向にある３但し、前記式に於てＴ一
加熱温度（ｃＫ）を示し、ｔ＝加熱時間（ｈｒ）を示す
。
ター（Ｔ．Ｐ）＝Ｔ（２０＋１ｌｏｇｔ．）は通常１９
．２０〜１９．８０Ｘ１０３程度となり焼戻しによる靭
性が更に低下する傾向にある３但し、前記式に於てＴ一
加熱温度（ｃＫ）を示し、ｔ＝加熱時間（ｈｒ）を示す
。
本発明は上記の如き問題点を有利に解決するための靭性
に優れた原子炉圧力容器用鋼板であつ看その特徴とする
ところは、Ｃ：０．１６〜０．１８％．Ｓｉ ： ０
．１ ３ 〜０．３ ２％ ’．Ｍｎ ： １．１
０ 〜１．５ ５％ ， Ｐ ：＜０．０ １ ５％
， Ｓ ：＜０．０ １ ０％，Ｃｕ：＜０．１ ０’
％ ．Ｍｏ ： ０．４ １〜０．６ ４％ ．Ｎｉ
：０３７〜０．７ ３％ ， Ｃｒ ： ０．２０〜０
．３ ０％ ， ｓｏＡ’ ＡＡ’：０．０１５ 〜０
．０３０％，残部Ｆｅ及び不可避不純物からなる点にあ
る。
に優れた原子炉圧力容器用鋼板であつ看その特徴とする
ところは、Ｃ：０．１６〜０．１８％．Ｓｉ ： ０
．１ ３ 〜０．３ ２％ ’．Ｍｎ ： １．１
０ 〜１．５ ５％ ， Ｐ ：＜０．０ １ ５％
， Ｓ ：＜０．０ １ ０％，Ｃｕ：＜０．１ ０’
％ ．Ｍｏ ： ０．４ １〜０．６ ４％ ．Ｎｉ
：０３７〜０．７ ３％ ， Ｃｒ ： ０．２０〜０
．３ ０％ ， ｓｏＡ’ ＡＡ’：０．０１５ 〜０
．０３０％，残部Ｆｅ及び不可避不純物からなる点にあ
る。
本発明において、成分を限定した理由は次の通りである
。
。
Ｓは第１図に示すようにアッパー・シエルフ・エナジー
と良い相関があり、アッパー・シエルフ・エナジ〉１０
．４Ｋｙ／ｍを確保するにはＳ＜０．ＯＩＱ係以下の領
域においては、ほとんどの場合〔ＴＮＩ）Ｔ＋３４℃（
６０°’Ｆ ）＞Ｔｒ５０ｆｔ−１ｂ及びＴｒ３５Ｍｉ
ｌｓ）であるからＲＴ ＝Ｔ となりＴＮＤＴ
ＮＤＴ ＮＤＴ を引き下げるにはＴＮＤＴ を引き下げれば良いことに
なる。
と良い相関があり、アッパー・シエルフ・エナジ〉１０
．４Ｋｙ／ｍを確保するにはＳ＜０．ＯＩＱ係以下の領
域においては、ほとんどの場合〔ＴＮＩ）Ｔ＋３４℃（
６０°’Ｆ ）＞Ｔｒ５０ｆｔ−１ｂ及びＴｒ３５Ｍｉ
ｌｓ）であるからＲＴ ＝Ｔ となりＴＮＤＴ
ＮＤＴ ＮＤＴ を引き下げるにはＴＮＤＴ を引き下げれば良いことに
なる。
Ｃ量の減少はアッパー・シエルフ・エナジーの上昇と遷
移温度の低下に有効となるものであるが０． １ ６
％以下では冷却速度が遅い（板厚が厚いことから）ため
速度確保に問題がある。
移温度の低下に有効となるものであるが０． １ ６
％以下では冷却速度が遅い（板厚が厚いことから）ため
速度確保に問題がある。
又、上限０．１８係を越えるとＴＮＤＴ が上昇し、Ｓ
＜０．０ １０係の領域中に於てもＴＮＤＴ ’ ”
＝ＲＴＮＤＴ ）＜４ ０℃を確保することが困難とな
るため限定される。
＜０．０ １０係の領域中に於てもＴＮＤＴ ’ ”
＝ＲＴＮＤＴ ）＜４ ０℃を確保することが困難とな
るため限定される。
Ｃｒはアッパー・シエフル・エナジーにはほとんど影響
を及ぼさないが、遷移温度の低下には有効となるもので
あるが、０．２０％未満ではＴＮＤＴが上昇し、ＴＮＤ
Ｔ（＝ＲＴＮＤＴ）＜−４０℃を確保しにくい。
を及ぼさないが、遷移温度の低下には有効となるもので
あるが、０．２０％未満ではＴＮＤＴが上昇し、ＴＮＤ
Ｔ（＝ＲＴＮＤＴ）＜−４０℃を確保しにくい。
又多量に添加すると溶量性を損うため上限は０．３０係
に限定した。
に限定した。
ｓａｌＪｋｉ！ はオーステナイト粒を微細とするため
０．０１５％以上は必要であり、又多量に添加するとア
ルミナ系介在物による内部欠陥を生ずるため上限は０．
０３０係に限定する。
０．０１５％以上は必要であり、又多量に添加するとア
ルミナ系介在物による内部欠陥を生ずるため上限は０．
０３０係に限定する。
Ｐ及びＣｕは中性子照射脆化を促進すると云われており
、それ故に夫々上限を０．０１５％及び０．１０係とし
た。
、それ故に夫々上限を０．０１５％及び０．１０係とし
た。
Ｓ ｔ ｔ Ｍｕ ＊ Ｍｏ ＊ Ｎ ｔ について
はＡＳＴＭ Ａ５３ＢＴｙｐｅ Ｂ鋼に規定される成分
範囲と同じ範囲とした。
はＡＳＴＭ Ａ５３ＢＴｙｐｅ Ｂ鋼に規定される成分
範囲と同じ範囲とした。
先に述べたようにＲ ＴＮＤＴはＴＮＤＴ とＴｒ５０
ｆｔ−ｌｂ及びＴｒ３５Ｍｉｌｓ によって定まる値
であるが化学成分の影響はＴＮＤＴ とＴｒ５０ｆｔ−
１ｂおよびＴｒ３５Ｍｉｌｓに対して一様ではない。
ｆｔ−ｌｂ及びＴｒ３５Ｍｉｌｓ によって定まる値
であるが化学成分の影響はＴＮＤＴ とＴｒ５０ｆｔ−
１ｂおよびＴｒ３５Ｍｉｌｓに対して一様ではない。
即ち、第２図に示すようにＳを下げると、Ｔｒ５０ｆｔ
−１ｂおよびＴｒ３５Ｍｉ ｌｓは低下するがＴＮＤＴ
は変らず結局ＲＴＮＤＴ も低下しないこともある
。
−１ｂおよびＴｒ３５Ｍｉ ｌｓは低下するがＴＮＤＴ
は変らず結局ＲＴＮＤＴ も低下しないこともある
。
即ち本発明はＲＴＮＤＴ という新しい靭性指標に対し
て最適成分範囲を見い出しＲ ＴＮＤＴ＜４ ０℃及び
アッパー・シエルフ・エナジー〉１０．４Ｋ．ｙ／ｍ（
７５ｆｔ−１ｂ）を満足した靭性に優れた原子炉圧力容
器用鋼板を提供できるものである。
て最適成分範囲を見い出しＲ ＴＮＤＴ＜４ ０℃及び
アッパー・シエルフ・エナジー〉１０．４Ｋ．ｙ／ｍ（
７５ｆｔ−１ｂ）を満足した靭性に優れた原子炉圧力容
器用鋼板を提供できるものである。
しかして本発明鋼板は、従来公知の電気炉もしくは転炉
で溶製され鋼塊とした後、鍛造もしくは圧延もしくは鍛
造および圧延を併用して所定の板厚に熱間加工し最終的
に焼入れ、焼もどしおよび溶接後熱処理を施しで製造す
るものであり鋼板熱処理の１例を第３図に示す。
で溶製され鋼塊とした後、鍛造もしくは圧延もしくは鍛
造および圧延を併用して所定の板厚に熱間加工し最終的
に焼入れ、焼もどしおよび溶接後熱処理を施しで製造す
るものであり鋼板熱処理の１例を第３図に示す。
次に実施例を比較例と共に挙げる。
第１表に本発明鋼と比較鋼の化学成分を示す。
Ａ，Ｄ，Ｅ，Ｆの各鋼板は板厚１６５朋の鋼板であり、
焼準 ９２５゜α３ｈｒｌ２ｍｉｎ 空冷焼入
８８０″α３ｈｒｌ２ｍｉｎ冷却速度４ ０′ｃ／／
ｔｎｉ ｎ焼戻（Ｉ） ６７０ｊα３ｈｒｌ２ｒｎｉ
ｎ 空冷焼戻（ＩＩ） ６７０℃＜１ｈｒ３６ｍ
ｉｎ 空冷ＰＷＨＴ ５２５°０（４０ｈｒ
炉冷の熱処理を施した。
８８０″α３ｈｒｌ２ｍｉｎ冷却速度４ ０′ｃ／／
ｔｎｉ ｎ焼戻（Ｉ） ６７０ｊα３ｈｒｌ２ｒｎｉ
ｎ 空冷焼戻（ＩＩ） ６７０℃＜１ｈｒ３６ｍ
ｉｎ 空冷ＰＷＨＴ ５２５°０（４０ｈｒ
炉冷の熱処理を施した。
尚、焼戻パラメーター（Ｔ．・Ｐ）は１９．７８Ｘ１０
３ である。
３ である。
又、ＢＣＧＨの各鋼板は板厚２６０ｍｍの鋼板で、焼準
９２０℃Ｘ４ｈｒ 空冷焼入 ８８
０℃Ｘｌｈｒ 冷却速度２４４゜Ｃ／ｍ ｉ ｎ
焼戻＋ＰＷＨＴ ６ ４ ５°ＣＸ２０ｈｒ 炉
冷の熱処理を症した。
９２０℃Ｘ４ｈｒ 空冷焼入 ８８
０℃Ｘｌｈｒ 冷却速度２４４゜Ｃ／ｍ ｉ ｎ
焼戻＋ＰＷＨＴ ６ ４ ５°ＣＸ２０ｈｒ 炉
冷の熱処理を症した。
焼戻パラメーター（Ｔ．Ｐ）は１９．５５Ｘ１０ で
ある。
ある。
前記各鋼板の板厚１／４Ｌから試片を採取し、引張試験
、シャルピー衝撃試験、落重試験を行った。
、シャルピー衝撃試験、落重試験を行った。
これらの機械的性質を第２表に示す。
第２表から明らかな如く比較鋼に於てはＲ ＴＮＤＴは
−３０〜一３５℃であり、更にＵｐｐｅｒ Ｓｈｅｌｆ
Ｅｎｅｒｇｙ についてもＥ鋼のＳ％の低いものを
除き低水準であり、両者を満足するものが得られていな
い。
−３０〜一３５℃であり、更にＵｐｐｅｒ Ｓｈｅｌｆ
Ｅｎｅｒｇｙ についてもＥ鋼のＳ％の低いものを
除き低水準であり、両者を満足するものが得られていな
い。
それに対して本発明鋼は安定してＲ ＴＮＤＴ＜． −
４ ０℃及びＵｐｐｅｒ Ｓｈｅｉｆ Ｅｎｅｒｇｙ
〉１ ０． ４ Ｌｑ／ ｍを確保していることが分
る。
４ ０℃及びＵｐｐｅｒ Ｓｈｅｉｆ Ｅｎｅｒｇｙ
〉１ ０． ４ Ｌｑ／ ｍを確保していることが分
る。
第１図はＳと延性領域での最大吸収エネルギーとの関係
を示す説明図、第２図はＳと遷移温度との関係を示す説
明図、第３図は鋼板熱処理の１例を示す説明図。
を示す説明図、第２図はＳと遷移温度との関係を示す説
明図、第３図は鋼板熱処理の１例を示す説明図。
Claims (1)
- ＩＣ：０．１６〜０．１８係ｓｓｉ〜０．１３〜０．３
２％，Ｍｎ：１、１ ０ 〜１．５ ５％ ， Ｐ ：
＜０．０ １ ５％，Ｓ＜０．０ １ ０％ ． Ｃｕ
：＜０．１０％ ，Ｍｏ ：０．４１〜０．６ ４
％ ｔ Ｎｉ ” ０．３ ７ 〜０．７ ３ ％
＋ Ｃｒ 〜０．２ ０＝０．３ ０ ％ ． ｓｏ／
ＡＩｌ：０．０ １ ５〜０．０ ３ ０係，残部Ｆｅ
及び不可避不純物からなることを特徴とする靭性に優れ
た原子炉圧力容器用鋼板。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP50084793A JPS599619B2 (ja) | 1975-07-10 | 1975-07-10 | 靭性に優れた原子炉圧力容器用鋼板 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP50084793A JPS599619B2 (ja) | 1975-07-10 | 1975-07-10 | 靭性に優れた原子炉圧力容器用鋼板 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5210817A JPS5210817A (en) | 1977-01-27 |
| JPS599619B2 true JPS599619B2 (ja) | 1984-03-03 |
Family
ID=13840566
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP50084793A Expired JPS599619B2 (ja) | 1975-07-10 | 1975-07-10 | 靭性に優れた原子炉圧力容器用鋼板 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS599619B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63192718U (ja) * | 1987-05-29 | 1988-12-12 |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0277562A (ja) * | 1988-09-13 | 1990-03-16 | Nippon Steel Corp | 電子ビーム溶接特性の優れた原子炉用鋼 |
| JPH0277557A (ja) * | 1988-09-13 | 1990-03-16 | Nippon Steel Corp | 電子ビーム溶接部の靭性に優れた圧力容器 |
| JPH0277561A (ja) * | 1988-09-13 | 1990-03-16 | Nippon Steel Corp | 電子ビーム溶接特性の優れた原子炉用鋼板 |
| CN108004476B (zh) * | 2016-10-27 | 2019-12-13 | 鞍钢股份有限公司 | 一种压水堆核电站结构模块用特厚钢板及其制造方法 |
| CN111455256A (zh) * | 2020-04-17 | 2020-07-28 | 南京钢铁股份有限公司 | 一种690MPa易焊接耐蚀高强钢及其制造方法 |
-
1975
- 1975-07-10 JP JP50084793A patent/JPS599619B2/ja not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63192718U (ja) * | 1987-05-29 | 1988-12-12 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5210817A (en) | 1977-01-27 |
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