原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
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.由于温度升高,塑性增强,P92钢在650 ℃下的宏观裂纹出现周次比率随应变范围的增加,下降比较平缓,且650 ℃下的失效寿命显著高于600 ℃下的失效寿命.并得到了两种温度下的稳定循环应力-塑性应变的关系以及循环失效寿命和应变的关系.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 P92钢高温低周疲劳的实验研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 P92钢 F/M钢 超临界水堆 疲劳
年,卷(期) 2010,(10) 所属期刊栏目
研究方向 页码范围 1212-1216
页数 分类号 TH140.1
字数 语种 中文
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节点文献
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超临界水堆
疲劳
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相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
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