轻水堆环境影响疲劳相关问题的研讨

美国核管会(NRC)在其管理导则RG 1.207中明确要求新建轻水堆核电厂设计中须考虑环境影响疲劳(Environmental Assisted Fatigue,EAF)问题。目前,我国新建核电厂在部件疲劳评价时尚未考虑EAF的影响。对环境影响疲劳的发展概况、疲劳裂纹和疲劳寿命的定义、ASME设计疲劳曲线、现有ASME疲劳设计方法的保守性、美国环境影响疲劳设计方法等方面作了探讨,同时根据NUREG/CR 6909中Fen表达式,给出了典型材料在温度、溶解氧浓度和硫含量确定的情况下,Fen与应变速率的关系曲线。通过对以上相关问题的归纳和总结,以期加深业界对核电厂环境影响疲劳问题和现有ASME疲劳设计方法的认识。

溶解氧含量对国产化锻造主管道316LN不锈钢环境促进疲劳寿命的影响

在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲劳辉纹明显;断口上覆盖的腐蚀产物主要为富Fe、Cr、Ni的尖晶石氧化物,随着DO含量的增加,氧化物颗粒数量增加、尺寸变大;在不同DO含量下EAF寿命偏差不超过30%,无明显统计差别;结合不同的统计模型可知,在低应变速率(0.1×10^(-4)~0.1×10^(-3) s^(-1))下DO含量对316LN不锈钢EAF寿命的影响才会比较明显;在建立较为精确的统计模型时,需要细分应变速率范围,并考虑DO含量的影响。

LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。

关于LWR设备设计中考虑环境对疲劳影响问题的探讨

介绍了目前世界各国对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境疲劳影响的研究现状以及美国核管会(NRC)导则RG1.207对新建核电厂时考虑环境对疲劳分析影响的要求,对于如何在新建核电厂设计阶段考虑环境对疲劳影响进行了探讨,同时也对如何在美国机械工程师协会(ASME)规范第III卷疲劳分析方法中考虑环境影响提出建议。

压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。

应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。

冷却剂环境下应变速率对国产RPV低合金钢疲劳寿命影响的试验研究

为研究分析压水堆核电站冷却剂环境下国产反应堆压力容器低合金钢材料的服役疲劳寿命,在实际反应堆压力容器产品锻件上取样并加工成测试试样,采用高温高压循环水试验回路开展模拟反应堆一回路冷却剂环境的材料疲劳试验,获得了疲劳试验数据和应变速率对低合金钢环境疲劳寿命的影响规律,分析了试验数据与ASME规范平均/设计疲劳曲线的关系,评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适用性。

压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究

2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法。国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题。为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组。

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集,采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算,从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础,通过编制计算程序实现热应力和疲劳使用系数的快速计算。通过与有限元分析结果进行比较,验证了该快速疲劳分析方法具有高效、快速、准确的特点。