【摘 要】
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由于高的热效率和简单的系统组成,超临界水堆（SCWR）被认为是第四代核反应堆的一种选择。超临界水堆的关键问题之一是核心部件尤其是燃料组件包壳的材料。这些材料在高温下的力
【机 构】
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华北电力大学电站设备状态监测与控制教育部重点实验室,苏州热工研究院有限公司
【基金项目】
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国家重点基础研究发展计划资助项目（2007CB209803973）, 长江学者和创新团队发展计划资助项目（IRT0720）
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由于高的热效率和简单的系统组成,超临界水堆（SCWR）被认为是第四代核反应堆的一种选择。超临界水堆的关键问题之一是核心部件尤其是燃料组件包壳的材料。这些材料在高温下的力学性能、腐蚀和应力腐蚀开裂敏感性以及抗辐射性能等对核电厂的安全运行至关重要。本文对SCWR包壳候选材料的F/M类材料P92钢进行了高温低周疲劳实验研究。实验温度为600和650℃,控制方式为总应变控制,应变范围均为±0.2%～±0.6%。实验结果表明,在两种温度下,P92钢均为循环软化材料,但未出现循环稳定现象。由于温度
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