【摘要】：因此，目前除积极跟踪国际上对EAF的研究进展及相关规范标准的制定以外，我国监管机构及部分国内设计院正在开展冷却剂环境对我国核电材料疲劳寿命影响的独立研究，主要针对我国自主研发的新堆型CAP1400核电站中的典型材料，目前已取得部分研究成果。
轻水堆冷却剂环境对疲劳寿命影响的问题由来已久，国外已经开展了相应的研究工作，但对于具体的影响的程度，以及在新反应堆的设计中如何分析评价，各主要研究机构与监管机构并未完全达成一致意见。
现阶段我国核电厂疲劳分析主要参考美国的ASME和法国RCC-M规范疲劳设计曲线，尚没有关于疲劳设计曲线的国内标准。因此，目前除积极跟踪国际上对EAF的研究进展及相关规范标准的制定以外，我国监管机构及部分国内设计院正在开展冷却剂环境对我国核电材料疲劳寿命影响的独立研究，主要针对我国自主研发的新堆型CAP1400核电站中的典型材料，目前已取得部分研究成果。开展独立研究一方面可深入研究影响疲劳寿命的冷却剂环境各要素的影响规律及EAF对疲劳寿命影响的机理，另一方面通过试验获得丰富数据，可量化冷却剂环境对我国核电材料疲劳寿命影响的程度，为核电厂的设计、运行监督、监管提供技术基础。(www.xing528.com)
基于目前现状，现阶段我国新建核电站的安全分析报告审查过程中要求申请者考虑冷却剂环境对疲劳的影响分析，具体可参考目前版本的RG1.207和即将发布的新版本RG1.207。此外，在运行核电厂许可证延续审查中要求考虑冷却剂环境对疲劳寿命影响的分析并进行评估。
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