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锆－４合金（Ｚｒ－４）是核电厂压水反应堆核燃料包壳使用的材料。根据美国ＮＲＣ制订的核电厂安全审查大纲第４章４．２节《燃料系统设计》Ⅱ－Ａ－（ａ）和（ｂ）的要求，对Ｚｒ－４进行了常温及高温３８０℃条件下的静态拉伸试验和疲劳性能试验研究。通过试验研究，获得了常温及高温３８０℃条件下的（１）应变幅与疲劳寿命的曲线及其关系式；（２）应力幅与疲劳寿命关系式；（３）循环应力～应变特征关系式；（４）循环应力应变曲线方程；（５）疲劳性能参数；（６）常温及高温３８０℃条件下锆－４合金的参考设计疲劳曲线。这些关系式和曲线可为结构的疲劳分析和设计提供依据。