日本电弧炉研究现状

最早在20世纪80年代，日本研究发现轻水堆冷却剂环境可能降低某些重要部件的疲劳寿命。日本学者Higuchi博士首先提出了EAF问题，1999年大量的EAF相关研究计划在日本实施；2000年日本通产省（MITI）提出了EAF导则“轻水堆环境对疲劳寿命减少的评价导则（The Guidelines for evaluating Fatigue Initiation Life Reduction in LWR Environment）”，2000年9月MITI要求日本的运行核电厂在寿命评价中对部件进行疲劳分析时考虑环境效应，但是该导则未明确说明在核电厂实际工况下应如何进行环境疲劳评价。为了提供具体且具有操作性的实施方法，2001年4月日本热和核能工程学会（TENPES）开始对EAF评价的具体实施程序进行研究，并组织学会成员制定更为细化的导则。2002年7月，TENPES发布了“轻水堆部件环境疲劳评价导则”（Guidelines on Environmental Fatigue Evaluation for LWR Component），主要针对当时已运行超过30年的核电站，这些核电厂需进行寿期管理（Plant Life Management），该导则基于日本环境疲劳试验获得的数据以及疲劳评价的经验，并被认为是国际上第一个包含具体的、可实施的方法的环境疲劳评价标准。然而，该导则相比MITI导则提出了许多新的Fen等式，因此需要对该导则进行审查和修改。日本机械工程师协会（JSME）审查了TENPES导则中的环境疲劳评价方法和MITI导则中的环境疲劳寿命修正系数（F_en）的计算公式。基于审查结果以及疲劳评价方法方面的经验积累，日本机械工程师协会（JSME）成立了环境疲劳小组，以制定新的环境疲劳评价方法（EFEM），并第一个发布了环境疲劳评价规范（JSMES NF1-2006）。该规范根据EFT报告JNES-SS-0701（2007.4）在2009年进行了重新修订，以反映最新的研究内容。以下对JSPM制定的EFEM进行简要介绍。

1.EFEM的目的及地位

考虑到设备材料暴露在反应堆高温水环境中具有疲劳寿命降低的趋势，EFEM为反应堆冷却剂环境下的环境疲劳评价提供了详细的方法。

在日本，环境疲劳评价已成为运行中核电厂的定期安全审查、核电厂寿命管理的一部分，而核电厂设计阶段的疲劳分析是否考虑环境影响是可以选择的，并非强制要求，主要认为设计中已有足够的保守裕量。

2.EFEM的主要参数F_en

EFEM使用环境疲劳修正系数F_en以评价暴露在冷却剂环境下部件的疲劳寿命。F_en定义为某应变幅下空气中的疲劳寿命除以相同应变幅下反应堆冷却剂下的疲劳寿命，即

累计疲劳使用系数为

F_en可以采用三种方法确定，此三种方法的简化程度和保守度不同。容器、管道、泵、阀门和堆芯支撑结构都需各自确定评价方法，这些方法可以单独或组合使用。

1）系数增加方法（Factor Multiplication Method）：最简化且最保守的方法。F_en的确定使用每个影响变量的限值，而不需要确认正应变速率所处的时间阶段。

2）简化方法：要求确认当应变速率为正时（应变持续增加的状态）处于应力循环的时间阶段，并对每个时间阶段进行评价。(www.xing528.com)

3）细化方法：要求确认应变速率为正时（应变持续增加的状态）处于应力循环所处的时间阶段，并将每个时间阶段细分为更小的部分进行评价。

3.EFEM的主要结构

EFEM包括主体部分和解释说明部分，分别描述了EFEM的背景和技术基础，共包括三章内容，其中EF-1000总述包括目的、应用、术语定义等；EF-2000环境影响评价方法包括F_en定义、环境影响的阈值、每种材料的F_en系数；EF-3000F_en计算方法包括参数定义、F_en计算、各部件的评价方法。

4.相比TENPES导则的主要改进

JSME规范相对TENPES导则的主要改进体现在修改了F_en计算公式和F_en计算方法。F_en计算公式的修改主要基于日本核能安全机构（JNES）EFT计划的研究成果，如低合金钢F_en公式的修改是考虑到2004EFT计划的研究成果，奥氏体不锈钢公式的修改基于2001EFT和2004EFT关于铸造不锈钢应变速率阈值的研究成果。针对计算方法，F_en参数增加计算方法中，TENPES导则将所关注设备的最大F_en作为F_en，EFEM允许使用每个应力循环计算出的最大F_en，对于简化方法和详细方法，TENPES导则通过组合两个应力循环的方式计算出F_en，EFEM计算每个应力循环的F_en，然后通过修正速率方法确定应力循环组合的F_en。此外，EFEM提供了适用于所有部件的F_en通用计算方法，并分别论述了针对每个部件的特殊要求，而TENPES给出了针对每个部件F_en的计算方法。

5.环境效应的阈值

环境疲劳效应存在应变幅阈值和应变速率阈值。当应变幅较小时，环境效应可忽略。对于碳钢，应变幅阈值为0.042%；对于不锈钢和镍铬铁合金，应变幅阈值为0.11%。若应变幅等于或小于应变幅阈值，不需要考虑环境效应。当应变速率较大时，环境效应可忽略。对于碳钢，应变速率阈值为2.16%/s，高于此阈值，不需要考虑应变速率。

6.每种材料的F_en参数

对于碳钢和低合金钢，主要考虑以下因素对轻水堆核电厂疲劳寿命的影响，这些因素包括温度、应变速率、水中溶解氧含量和钢中的硫含量。对于碳钢和低合金钢，应变速率和温度是环境加速疲劳的主要影响因素。