低周疲勞（LCF）損傷被認為是核電廠結構材料的主要老化機理之一，它一直是運行反應堆延壽應用以及新反應堆設計和許可所需技術評估和安全審查的關鍵內容之一。盡管ASME第Ⅲ卷規定了核電結構材料的設計疲勞曲線，但這些設計曲線并沒有包括冷卻劑腐蝕環境對低周疲勞壽命的影響。為了評估核電廠水化學環境的影響，日本和美國進行了大量的試驗測試。其中，美國的阿貢國家實驗室（ANL）評估了材料、環境和載荷等因素對疲勞裂紋萌生和擴展的影響。基于此，美國核管理委員會（NRC）發布了NUREG/CR-6909，提供和分析了關于環境疲勞的大量測試數據，同時開發了碳鋼、低合金鋼、不銹鋼和鎳－鉻－鐵合金的環境修正系數計算模型。基于NUREG/CR-6909的技術報告，美國NRC發布了管理導則RG 1.207，要求新建核電廠考慮冷卻劑環境對核１級部件設計產生的不利影響。

    國內目前運行和在建的二代加型核電廠在主設備部件疲勞分析中均未考慮環境影響因素，對于新建核電廠的安全審查，核安全局要求申請者論證反應堆冷卻劑對核１級部件的疲勞壽命影響。國內一些相關設計單位和監管單位已陸續開展了相關的分析研究工作，其中孫海濤等提出依據成熟的影響評價方法完成分析和評價，并輔以疲勞監測和在役檢查手段來保證電廠設備的安全和壽命。此外，孫海濤等還利用高溫高壓循環水疲勞測試系統進行了國產鍛造奧氏體不銹鋼標準試樣的低周疲勞試驗，獲得了應變幅對奧氏體不銹鋼環境疲勞壽命的影響規律。本文主要在相關學者研究的基礎上，充分吸收和借鑒美國2014版NUREG/CR-6909技術報告和日本2011版JNES-SS-1005技術報告中關于環境疲勞因子的分析評價方法和計算模型，研究適合我國核電廠在線疲勞監測過程中的環境疲勞影響分析方法及疲勞修正系數（Fen）計算模型的選擇。

    1環境影響疲勞修正系數Fen

    環境影響疲勞壽命（EAF）的評價方法通常有兩種，第1 種是給出考慮輕水反應堆（LWR）環境中的設計疲勞曲線，第2種是引入EAF的修正系數Fen。第1種方法由于要考慮冷卻劑環境的差異，要給出1個包絡所有情況的設計疲勞曲線往往過于保守。因此，國際上普遍利用大量試驗數據分析研究Fen的影響因素和計算方法并發布相關技術報告，比較有代表性的就是日本JNES發布的JSME S NF1-2006/2009和美國NRC發布的NUREG/CR-6909。

    1.1Fen的定義

    Fen是EAF的修正系數，為室溫空氣中的疲勞壽命（Nair,RT）與服役溫度下冷卻劑環境中的疲勞壽命（Nwater）之比：

    大量試驗數據表明，Fen的主要影響因素為金屬中硫含量、應變速率、冷卻劑溫度和溶解氧含量。利用最佳估算擬合方法得出室溫（25℃）下碳鋼、低合金鋼和奧氏體不銹鋼材料的應變－壽命曲線。

    1.2碳鋼和低合金鋼Fen相關試驗分析

    1)金屬中硫含量的影響

    相關試驗表明，碳鋼和低合金鋼在冷卻劑環境中的疲勞壽命與鋼中的硫含量有關，且硫含量及其形態是確定環境疲勞敏感性的最重要材料相關參數。在289℃、溶解氧含量（Ｄｏ）＞0.7ｐｐｍ 和0.001％／ｓ的應變速率條件下，Fen和硫含量Ｓ 的關系如圖1所示，其中實線是JSME S NF1－2006／2009規范中給出的關系曲線，虛線是2000年日本通產省（MITI）EAF相關導則中的曲線。如圖1所示，Fen隨硫含量指數增加，JSME 規范中的硫含量－Fen曲線比MITI的斜率更大。由于碳鋼和低合金鋼中硫含量對環境影響敏感性沒有顯著差異，通過最小二乘擬合分析兩個數據集可得到Fen與硫含量的關系式。

    圖2示出碳鋼中硫含量對應變速率－疲勞壽命關系的影響，可看出，應變速率較低時（不低于0.001％／ｓ），硫含量對疲勞壽命影響較為顯著，隨應變速率的增加，硫含量的影響逐漸減弱。當硫含量大于0.015％時，疲勞影響達到飽和狀態。

    2)應變速率的影響Higuchi等給出了289℃、Ｄｏ＞0.7ｐｐｍ且硫含量為0.015％的碳鋼和低合金鋼材料的應變速率與Fen的關系，如圖3所示。從圖3可看出，Fen隨應變速率的增加而衰減，碳鋼與低合金鋼的規律相似。Chopra等的研究表明，當滿足其他關鍵閾值條件（如應變幅值、溫度和Ｄｏ）時，ＬＷＲ環境中碳鋼和低合金鋼的應變速率對疲勞壽命的影響比較顯著，如圖4所示，可看出，當應變速率低于某個閾值時，其對疲勞壽命的影響非常小。當應變速率高于１％／ｓ時，冷卻劑環境中應變速率的影響與在空氣中觀察的一致。

    3)冷卻劑溫度的影響

    圖5示出冷卻劑溫度與碳鋼、低合金鋼的Fen的關系，圖6示出冷卻劑溫度與碳鋼疲勞壽命的關系。從圖5、6可看出：ANL 以150～325℃范圍的冷卻劑溫度作為Fen影響的顯著區間；而JSME以50～160℃作為影響顯著區間，增加了低溫區域Fen的計算方法。

    4）溶解氧含量的影響

    JSME同樣給出了硫含量為0.015％、溫度為289℃時，Ｄｏ對碳鋼和低合金鋼的Fen的影響，由試驗數據可看出，Ｄｏ在0.02～0.7ｐｐｍ之間，Fen隨Ｄｏ指數增加。同樣，最新ANL試驗表明，Ｄｏ在0.04～0.5ｐｐｍ之間，Fen隨Ｄｏ指數增加，此范圍之外的Fen為恒定值。

    1.3Fen計算模型

    利用試驗數據可總結出Fen的計算模型。

    ASME基于技術報告JNES-SS-0701，發布了環境疲勞評估方法（式（5）），美國ＮＲＣ基于ＡＮＬ的技術報告，發布了NUREG/CR-6909規范（式（6））。通過對比分析可看出，兩個Fen計算公式較為類似，影響Fen的各因素的邊界條件也較為相似。對于不銹鋼材料，JNES-SS-0701考慮了鍛件和鑄件中應變速率影響疲勞的區別，而NUREG/CR-6909則重點考慮兩種形式的不銹鋼在冷卻劑環境中溶解氧含量影響疲勞的區別。

    2實際瞬態中考慮Fen的累積疲勞使用因子估算方法

    2.1Fen計算公式分析討論

    根據核電廠的運行經驗，冷卻劑中Ｄｏ通常非常低，通常一回路在化學除氧后Ｄｏ維持在0.005ｐｐｍ 以下，對于碳鋼、低合金鋼以及不銹鋼而言，Fen中轉換溶解氧含量可認為是一恒定值，因此，在核電廠運行過程中，進行疲勞監測時考慮環境疲勞影響Fen修正公式的關鍵因素在于應變速率和冷卻劑溫度。

    以硫含量為0.015％的碳鋼／低合金鋼為例，在冷卻劑溫度為288℃、Ｄｏ低于0.04ｐｐｍ的冷卻劑環境中，可得出應變速率與Fen的關系，如圖７ａ所示。同樣，改變冷卻劑溫度可得到如圖7b所示的應變速率與Fen的關系。當設置應變速率為0.001％／ｓ時，可得到冷卻劑溫度與Fen的關系，如圖７c所示。實際核電廠運行溫度剛好在Fen變化比較明顯的區域，所以溫度對材料的疲勞影響較大。

    在冷卻劑溫度為288℃、Ｄｏ低于0.1ｐｐｍ的冷卻劑環境中，不銹鋼材料的應變速率與Fen的關系如圖8所示。從圖7c和8可知：對于碳鋼和低合金鋼，美國規范中Fen估算結果通常較日本規范更保守一些；對于不銹鋼，日本規范估算結果更保守一些。對于相同冷卻劑環境下，不銹鋼材料的Fen比碳鋼／低合金鋼材料的Fen大，且應變速率和溫度的變化對疲勞也較敏感。

    此外，孫海濤等進行的國產鍛造奧氏體不銹鋼標準試樣的低周疲勞試驗表明，NUREG/CR-6909規范的Fen修正公式所得的預測曲線基本包絡國產奧氏體不銹鋼的EAF效應。

    2.2累積疲勞使用因子估算方法

     研究表明，分析設計規范中使用的疲勞設計曲線并不保守，且未考慮冷卻劑環境的影響。

    ASME雖已認識到冷卻劑環境會加速材料疲勞，且已著手考慮增加考慮冷卻劑環境影響的疲勞設計曲線，但尚未正式出版相關修訂導則。由于設計瞬態與真實瞬態存在差異，因此很難在設計階段得出既準確又包絡所有瞬態的疲勞設計曲線。設計階段使用考慮環境影響的疲勞設計曲線將會過于保守，可用于新設計電廠的評價，但不利于已運行電廠的定期安全審查和延壽。

    為此需借助一定的監測手段，掌握真實的瞬態數據，在監測過程中考慮冷卻劑環境的影響。比較合適可行的方法就是利用大量試驗數據擬合得出Fen計算公式，對累積疲勞使用因子（CUF）進行系數修正。CUF的修正公式如下：

    2.3算例分析

    利用某沸水堆碳鋼給水接管安全端疲勞損傷評價數據進行測試，同時采用美國和日本的Fen修正公式進行計算，計算結果列于表1。

    表１中，Uair和Uen分別為空氣中和環境中的使用因子。由表1可看出，根據ASME設計疲勞曲線計算所得的Uair＜1，NUREG修正公式的計算結果依然小于1，但是JSME 的計算結果大于1，說明根據JSME導則，該給水管的安全端在服役環境下的安全裕量可能不足，存在失效的風險，需進行重視。

    由表1結果也可看出，在相同情況下，采用NUREG修正公式計算的Fen比JSME 的偏小，這與圖7ａ的結果并不吻合，這是因為圖7ａ是在低Ｄｏ情況下得出的，而本算例的Ｄｏ為0.2ｐｐｍ。通過設置不同Ｄｏ進行計算分析，可發現200℃流體環境溫度下，0.015％硫含量的碳鋼在Ｄｏ大約為0.024ｐｐｍ時，兩種導則的Fen計算結果較接近，大于此含量時，JSME的計算結果更保守，否則，NUREG的計算結果更保守。

    3總結

    利用美國和日本的Fen計算公式，對在役核電廠和新建電廠配備的疲勞在線監測系統中引入Fen，對冷卻劑環境影響疲勞進行修正。

    在較低濃度的氧氣含量環境中，對于碳鋼與低合金鋼，采用NUREG/CR-6909規范中的Fen公式較保守，對于不銹鋼，采用日本JSME SNF1-2006/2009規范中的Fen公式較保守，但由于溶解氧含量界限不確定，還與冷卻劑溫度等因素相關，因此，建議在線疲勞監測系統同時采用兩種修正公式進行計算，計算結果可選擇累積疲勞使用因子較大的數據。

    希望國內充分重視冷卻劑環境對核電廠部件結構材料的影響，尤其在國產化核電設備材料的大趨勢下，通過大量模擬試驗量化我國核級管道材料高溫高壓水腐蝕疲勞壽命影響因子，包括溫度、應變速率、水中溶解氧含量、鋼中硫含量等因素的影響，最終擬合出適合我國LWR環境和材料的Fen修正計算公式。同時跟蹤并參考ASME規范的最新變化，明確自身的安全性能指標，提出適用于我國核電廠設備材料的疲勞設計曲線，為自主化新機組的設計和運行提供安全保障。

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責任編輯：王元

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