美国EAF技术研究现状

为了解决通用安全问题（GSI-166，Adequacy of Fatigue Life of Metal Components），NRC1993年提出了疲劳行动计划（FAP），主要解决的问题之一即采用ASME规范疲劳设计曲线对轻水堆冷却剂环境可能不够保守，认为需要对采用ASME规范疲劳设计曲线进行设计的部件在寿期内的抗疲劳性能有所关注。但针对老核电厂，形势并不是很严峻。在解决安全问题GSI-190（Fatigue evaluation of Metal Components for 60-year Plant Life）时，NRC成员得出结论，认为申请者应当在申请许可证延期时进行补充分析，以评价冷却剂环境对部件疲劳寿命的影响。GSI-166和GSI-190的解决依赖于现有设备疲劳分析时的保守度，然而新核电厂的设计可能没有同样的保守度。为了保证新核电厂的设计安全，NRC于1999年12月1日给ASME主席发信要求ASME修改规范，以使部件的疲劳设计包括冷却剂环境的影响。作为回应，ASME成立了PVRC Steering Committee on Cyclic Council Bulletin 487“PVRC Position on Environmental Effects on Fatigue Life in WR Applications”）。然而经过多年研究与讨论，ASME内部始终没有达成一致。因此NRC于2007年3月发布了管理导则RG1.207“考虑由于轻水堆（LWR）冷却环境影响导致的金属部件寿命降低的疲劳分析评价”，要求在新反应堆设计中考虑冷却剂环境对核一级金属部件疲劳寿命的影响。对于环境影响疲劳问题，美国认为在新堆设计及运行核电厂延长寿命过程中应该加以考虑，而日本仅在运行核电厂中考虑此问题。

RG1.207的发布主要基于技术文件NUREG/CR-6909“轻水堆冷却剂环境对反应堆材料疲劳寿命的影响”。NUREG/CR-6909报告于2007年2月出版，试验数据及结论在美国阿尔贡国家实验室（ANL）大量试验的基础上得出。

针对反应堆压力边界部件疲劳设计应考虑腐蚀环境的影响，NUREG/CR-6909提出两种方法。

1）绘制一条适用于轻水堆的新疲劳设计曲线。

2）使用环境疲劳修正系数来考虑冷却剂环境对疲劳的影响。

对于第一种方法，根据与制定现有疲劳曲线相同的方法，通过从轻水堆环境获得试验数据并进行拟合，以制定受环境影响的新疲劳设计曲线。但是由于碳钢和低合金钢、镍铬铁合金及奥氏体不锈钢在冷却剂环境中的疲劳寿命需根据不同的载荷和环境参数确定，因而需要制定若干疲劳设计曲线，以覆盖核电厂运行中可能遇到的所有工况。确定疲劳设计曲线的数量或载荷及环境条件是比较困难的，如果考虑不同核电厂冷却剂环境的差异，可以制定一条包络的疲劳曲线，但这种方法对大多数执照申请者来说都过于保守。

第二种方法是考虑受环境影响的疲劳修正系数F_en，即室温空气中的疲劳寿命与反应堆运行工况下水环境中疲劳寿命的比值。为了将环境影响考虑到疲劳设计中，采取根据规范疲劳设计曲线得到的某一应力循环或载荷组合的疲劳使用系数乘以环境疲劳修正系数F_en的方式。此方法相对简单，并给予设计者更大的自由度，在特定环境下适当地计算不同环境参数的影响。

NUREG/CR-6909采用的疲劳试验试样为小的空心管状试样，失效准则为拉应力降为峰值应力的25%时（此时相当于产生3mm深的裂纹）即认为失效。在数据处理上，研究人员采用Monte Carlo法进行统计学分析，采用“95/95准则”处理疲劳曲线，也就是说，有95%的置信概率，95%的部件的疲劳寿命都大于设计曲线的值。NRC认可这个准则是因为疲劳设计曲线是基于裂纹开始出现，而不是部件的失效，此时距最终失效尚有疲劳裂纹扩展部分的裕量。NUREG/CR-6909中，ANL试验室提出了新的空气中疲劳曲线，新曲线基于获得的“空气环境”中的最新数据，并在疲劳曲线处理中选取与规范疲劳曲线不同的因子，进行新曲线处理时应变因子和循环次数因子分别取2和12，代替了RCC-M或ASME规范疲劳设计曲线中的应变因子2和循环次数因子20。

NUREG/CR-6909中，将反应堆冷却剂环境对疲劳寿命的影响通过环境疲劳修正系数F_en来表达，定义为在室温下空气中的疲劳寿命N_{RT air}与服役温度下水中的疲劳寿命N_water的比值。此定义与日本JSME导则一致。NUREG/CR-6909中，F_en值通过ANL疲劳寿命模型获得，即

ln（F_en）=ln（N_{RT air}）-ln（N_water）

为了将腐蚀环境对疲劳的影响融入到ASME第Ⅲ卷疲劳评价中，根据目前规范疲劳设计曲线得到的每个应力循环对应的疲劳使用系数应乘以修正因子，从而得到考虑环境影响的疲劳使用系数。虽然日本和ANL试验室进行了非常相似的试验，用于定量评价相关影响参数的不同权重。但由于两国试验室使用不同规格的试样，且试验条件和试验程序（不同的应变控制装置）也有差异，因此两国提出的F_en公式有较大差异。以下是ANL提出的各类材料的F_en公式。

对于碳钢，疲劳寿命修正因子公式为

对于低合金钢，疲劳寿命修正因子公式为

对于奥氏体钢（铸造和锻造），疲劳寿命修正因子公式为

对于镍铬铁合金

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：温度、应变速率、水中溶解氧含量（DO）和钢中的硫含量。这些因素存在初始阈值和饱和阈值，应变速率初始阈值为1.0%/s，饱和阈值为0.001%/s；溶解氧含量初始阈值为0.04mg/kg，饱和阈值为0.5mg/kg；硫含量初始阈值为0.001wt.%，饱和阈值为0.015为wt.%；温度的初始阈值为150℃。应变幅值（应变范围的一半）的阈值为0.07%，低于阈值的环境因素对疲劳寿命没有影响，即F_en=1。

对于奥氏体不锈钢，主要考虑以下因素对轻水堆核电厂疲劳寿命的影响，包括应变速率、溶解氧含量、温度。对于锻造和铸造奥氏体不锈钢，应变速率的初始阈值为0.4%/s，饱和阈值为0.0004%/s；温度初始阈值为150℃。应变幅值的阈值为0.10%，低于阈值的环境因素对疲劳寿命没有影响，即F_en=1。(www.xing528.com)

NRC认可NUREG/CR-6909报告附录A提出的F_en确定方法，认为是将LWR环境影响考虑进ASME规范1级部件的疲劳分析的可接受方法。但需要注意的是，NUREG/CR-6909F_en公式本身存在缺陷，在任何情况下，对于低合金钢、碳钢和奥氏体不锈钢，F_en都无法回归1。针对此问题，ANL试验室已进行修正，目前NUREG/CR-6909修订稿处于征求意见阶段。

NUREG/CR-6909修订稿修改了F_en公式及各参数的取值，具体如下：

对于碳钢和低合金钢，疲劳寿命修正因子F_en公式为

对于奥氏体钢（铸造和锻造），疲劳寿命修正因子公式为

对于镍铬铁合金

ASME已认识到冷却剂环境会加速疲劳的问题，但与NRC管理导则不同，ASME规范作为一个国际性的设计规范，必须在国际上获得多数一致意见后，才能正式出版相关标准。迄今ASME还没有正式出版具体指导考虑轻水堆EAF影响的疲劳分析的强制性设计准则和方法，也没有改变原疲劳设计曲线，而是以非强制性的规范案例形式，相继起草了3个与EAF相关的规范案例，其中两个已经正式出版（N-792和N-761），但没有获得NRC认可，至今也都未在核电厂应用过。

规范案例N-792提供了针对1级部件的考虑环境影响的疲劳使用系数评价方法，于2010年11月16日出版。该方法在F_en公式及疲劳使用系数计算方法方面与NUREG/CR-6909一致，主要差异是该案例对EAF影响取消了NUREG/CR-6909应变幅阈值，因而更加保守。此外，案例中分别给出了新的低合金钢和碳钢、奥氏体不锈钢、镍基合金的疲劳曲线，取代了ASME规范中的疲劳曲线。

规范案例N-761给出了碳钢和低合金钢、奥氏体不锈钢的环境疲劳曲线，采用此曲线对LWR环境下1级承压设备和管道进行疲劳评价，ASME委员会对此方法寄予较大的期望，认为它是最接近ASME规范的现有疲劳设计方法。由于应变速率越大，环境对疲劳寿命的影响越小。因此，该案例给出的环境疲劳曲线是考虑环境影响的最保守的疲劳设计曲线，可以包络整个应变速率范围。通过采用平均应变速率和平均温度进行修正，使疲劳寿命具有一定的保守性。在疲劳设计中，可具体根据瞬态实际情况考虑应变速率的影响，采用相应应变速率曲线，以减少保守裕度。该案例指出，当循环次数高于10⁶时，反应堆环境下的低合金钢和碳钢可以使用空气中的疲劳设计曲线，案例给出的低合金钢和碳钢环境疲劳设计曲线适用于温度不超过371℃、循环次数小于等于10⁶的情况，案例给出的奥氏体不锈钢环境疲劳设计曲线适用于温度不超过427℃的情况。但是NRC没有认可N-761，原因是认为该案例并没有足够的技术依据。

此外，针对考虑环境影响后疲劳使用因子大于1的情况，ASME还起草了一个关于缺陷容限评价的规范案例，但尚未正式发布。此案例参考ASMEⅪ卷附录A的缺陷评定方法，采用假想缺陷代替Ⅺ卷的真实缺陷，开展针对第Ⅲ卷的容限评价方法用于考虑环境对疲劳的影响。NRC不认可该案例，认为对于该问题的处理逻辑不正确，因为在第Ⅲ卷设计中不应该考虑缺陷问题，考虑缺陷容限是第Ⅺ卷的事情，不应在设计阶段就放松要求。

ASME疲劳强度工作组认为，F_en需要考虑加载顺序、保持时间和瞬态变化率，这些在设计阶段无法精确获得，从供设计者使用的角度，N-792提出的F_en方法对于运行核电厂延长寿命更适合。因为这些核电厂有实际的运行数据，便于准确分析。对于新建核电厂的设计，使用N-761提出的环境影响疲劳设计曲线更合适。当使用N-792或N-761进行疲劳分析不能通过时，采用缺陷容限分析。因此，考虑冷却剂环境对疲劳寿命影响后，将导致以下三种情况。

1）CUF（空气）＜1.0、CUF（PWR）＜1.0。

2）CUF（空气）＜1.0、CUF（PWR）＞1.0，缺陷容限评价通过。

3）CUF（空气）＜1.0、CUF（PWR）＞1.0，缺陷容限评价不能通过。

此外，ASME疲劳工作组提出需要NRC修改破口准则（NRC要求CUF＞0.1的位置需要假设破口），因为考虑冷却剂环境影响后，使核电厂一回路CUF系数放大，将会大幅增加需要假设破口的位置，从而增加设计复杂程度和建造成本。

2005年，EPRI也针对EAF问题发布了指导文件“执照更新中疲劳环境影响分析的指导”。虽然NRC要求新建核电厂按照RG1.207考虑EAF问题，但是对于如何进行分析还缺少配套的技术见解，且RG1.207实施中需要输入应变速率，而在设计阶段也存在很难提供准确的数据等实际问题，使该导则的应用存在困难，目前新建核电厂还没有实际使用的先例。虽然提交NRC审评的AREVA-EPR和MHI-APWR均承诺遵守RG1.207，但是AREVA-EPR在PSAR报告中说明，对于按照RG1.207进行疲劳分析无法通过的部位，将采用替代方法进行分析，包括重新考虑设计瞬态，减少保守度；使用EPR实际材料的环境疲劳试验数据替代NUREG/CR-6909中的F_en公式；安装疲劳监测装置；加强疲劳关键部位在役检查的频度等方式。