【摘要】：1）德国核电厂30多年运行中未发现由于疲劳导致的缺陷和部件失效，因此认为原设计已经覆盖了环境的影响，不需要针对EAF进行额外的分析和研究工作。2）需要额外考虑EAF，认为需要完全按照NUREG/CR-6909分析。3）仅须对疲劳损伤较大的部位考虑EAF，可以选择以下解决措施的一种或组合：进行更为细致的在役检查和在役检测；进行试验研究，评估环境对疲劳的影响；采用NUREG/CR-6909进行详细分析。此外，AREVA Fen方法已用于Loviisa延长寿命和Olkilouto 1/2的定期安全审查。
1）德国核电厂30多年运行中未发现由于疲劳导致的缺陷和部件失效，因此认为原设计已经覆盖了环境的影响，不需要针对EAF进行额外的分析和研究工作。
2）需要额外考虑EAF，认为需要完全按照NUREG/CR-6909分析。
3）仅须对疲劳损伤较大的部位考虑EAF，可以选择以下解决措施的一种或组合：进行更为细致的在役检查和在役检测；进行试验研究，评估环境对疲劳的影响；采用NUREG/CR-6909进行详细分析。(www.xing528.com)
芬兰强度分析导则E.4（当前为YVL3.5）尚未考虑冷却剂环境对疲劳的影响，但计划在新的E.4导则中考虑采纳RG1.207的方法。当前，在EPR Olkiluoto 3项目上，AREVA的方法和结论已用于冷却剂环境中一回路及疲劳失效风险高的部位，并得到了芬兰核安全当局的认可。此外，AREVA Fen方法已用于Loviisa延长寿命和Olkilouto 1/2的定期安全审查。
韩国核安全当局要求申请者在申请许可证延证时必须解决环境对部件的疲劳影响问题。对于在建的韩国SKN（Shin-Kori）3、4号机组，考虑按NRC的方法进行环境疲劳风险评价，但结论仅作为确定危险部位，为布置疲劳监测系统和软件提供依据。在新反应堆许可证申请方面，监管当局正积极跟踪ASME关于环境疲劳研究的相关行动，尤其是ASME规范案例N-792的适用性。
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