高周疲劳的耐久极限及试验数据制定问题

疲劳失效是核电厂设备一种典型的失效模式，在进行核电厂设计和执照申请时，核电厂应证明其具有设计规范书规定的设计寿命，作为寿命分析的重要组成部分，设备和管道的疲劳分析是必要的。根据疲劳循环次数的不同，可分为低周疲劳和高周疲劳。它们的主要区别在于高周疲劳具有很少或没有塑性应变，低周疲劳具有超过材料屈服应变的应变值。高周疲劳已成为转动机械和飞行器设计重点考虑的问题，它具有耐久极限，即作用在部件上的循环应力使部件经历无数次循环而不发生失效。然而，对于核电厂部件，当反应堆系统载荷状态从一种状态变化到另一种状态时，产生的机械载荷和热载荷使反应堆压力边界部件经受循环载荷，在部件设计寿命内发生的载荷循环次数通常小于几千次，很少会超过10⁵次。因此，低周疲劳的设计曲线基于应变控制的疲劳试验，而不是应力控制。

我国核电厂设备疲劳分析主要参考美国ASME规范和法国RCC-M规范给出的材料疲劳设计曲线。而ASME和RCC-M规范中的疲劳设计曲线是基于室温空气中光滑（经过抛光）小试样进行的应变控制疲劳试验获得的试验数据，疲劳寿命定义为部件失效经历的循环次数，即拉伸应力由峰值或稳态值降低25%时所对应的循环次数，对应于疲劳试验中试件产生一个约3mm深的裂纹。疲劳设计曲线的确定首先根据低周疲劳试验的“应变-寿命”数据获得最佳拟合曲线（Best-fit Curve），而后使用改进的Goodman关系式进行保守的平均应力修正，最后对修正后的最佳拟合曲线上的每个点采用除以应变系数（应力系数）2或除以循环系数20这两者取最保守的方式进行曲线调整，即取应力的1/2和循环次数的1/20的下包络曲线最终得到材料的疲劳设计曲线。应注意，系数2和20不是安全裕量而是修正系数，将这些系数施加于小样品数据以得到真实反应堆部件寿命的合理估算。修正系数的目的是包络一些因素对疲劳寿命的影响，这些因素包括数据的分散性，材料的多样性，试样与实际部件的尺寸差异及试样与实际部件表面粗糙度的差异、载荷施加顺序及环境的影响（此处的环境指试验条件与实际反应堆运行环境间的温度差异）。Cooper认为循环次数20是由数据离散性2.0、尺寸效应2.5、表面状态4.0这三个系数相乘得到的。

ASME规范第Ⅲ卷准则文件指出，这些系数试图包络环境因素，但Cooper进一步说明准则文件中的“气体环境”反映了工业气体环境相对于实验室空气条件差异的影响，而不是特定冷却剂环境的作用。ASME规范第Ⅲ卷NB-3121明确说明，用于制定疲劳设计曲线的试验数据未包括可加速疲劳失效的腐蚀环境试验。此外，ASME第Ⅲ卷附录B-2131明确说明设备设计技术规格书中应提供关于环境条件使疲劳曲线下降的任何相关信息。相似的，RCC-M规范B3171指出附录ZI疲劳曲线的试验数据来源不包括可能导致加速疲劳损伤的腐蚀环境下的疲劳试验。可以看出，ASME或RCCM规范未忽略腐蚀疲劳和环境影响，但没有明确提出具体的要求和指导方法，它们认为把环境影响融入设计分析是设计者的责任。(www.xing528.com)

综上可知，ASME和RCC-M规范中的疲劳设计曲线均为室温下空气中材料的疲劳设计曲线，冷却剂环境对疲劳寿命的影响并未在规范中考虑。针对低合金钢或碳钢在过去的25年间、奥氏体不锈钢在过去的10年间，一些实验室进行了大量的试验研究工作，用于评价PWR和BWR冷却剂环境对疲劳裂纹萌生和部件疲劳寿命降低的影响。这些试验研究主要以日本IHI、MHI和ANL研究为代表，试验结果表明相对于在干燥空气环境下的疲劳寿命，反应堆冷却剂环境在特定环境参数下（如高温、低应变速率）对碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢以及镍铬铁合金的疲劳寿命有显著影响，即不同程度上降低了部件的疲劳寿命。例如，对于碳钢和低合金钢，在某反应堆运行工况下，冷却剂环境下疲劳寿命最大降低至空气环境下疲劳寿命的1/100，不锈钢环境疲劳寿命可降至空气中的1/20。环境疲劳试验的结论引起了各国核电厂设计方、营运单位及监管部门的高度关注，各国陆续开展冷却剂环境对部件疲劳寿命影响的试验及研究，主要包括在当前使用空气中的疲劳设计曲线进行部件设计是否能保证安全，现有疲劳设计曲线保守裕量在考虑冷却剂环境影响下是否仍足够，以及在冷却剂环境对疲劳寿命的影响分析中如何考虑冷却剂环境的影响。