考虑环境对疲劳促进作用时载荷配对方法保守性研究

耿昌金，张彦召，陈明亚，刘啸天，高红波，周 帅，林 磊，徐德城，彭群家

(苏州热工研究院有限公司，江苏苏州 215000)

0 引言

核电站设计阶段，ASME或RCC-M规范均采用室温空气环境中试验得到的疲劳曲线，该曲线是对光滑实心小试样试验得到的，没有充分考虑压水堆核电站反应堆一回路水环境对疲劳行为的影响。以日本和美国为代表，20多年的试验研究表明反应堆一回路水环境对碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢和镍基合金的疲劳寿命有明显的削弱作用，以低合金钢为例，若其硫含量高于0.15%，在温度为300 ℃、溶解氧大于1×10-6、应变速率小于10-5s-1的条件下，其疲劳寿命相对空气中会降低100多倍[1-2]。为防止核电站设备过早发生疲劳失效，日本、美国和欧洲各国的核电站设计单位开始研究反应堆一回路水环境对寿期内设备疲劳寿命的影响(环境促进疲劳，EAF)[3]。

现有规范在基于环境修正因子(Fen)的EAF评估方法中，载荷配对过程忽略了对Fen的影响[1,3]。相关研究表明，高的交变应力配对往往对应更快的应变变化速率，将计算获得较低的Fen，最终两者乘积不一定是最保守的数值(即载荷配对时忽略对Fen的影响存在不合理的因素)。本文介绍反应堆水环境影响疲劳寿命问题，包括EAF问题的发展及其评价方法，着重介绍使用Fen评价EAF问题的方法、美国经验反馈以及法国最新版RCC-M规范针对EAF问题作出的修改和EAF评估详细流程，并基于某工程实际案例，分析不同载荷配对对疲劳分析结果的影响。

1 环境影响疲劳寿命问题

1.1 EAF问题的发展

日本学者最先发现反应堆高温高压水环境会降低结构的疲劳寿命，并提出了EAF和Fen的概念[1，4]。在大量疲劳试验的基础上，日本相关机构颁布了一系列导则和规范，如2000年日本通产省(MITI)颁布了《轻水堆环境下疲劳起裂寿命缩减评价导则》，2006年日本机械工程师协会(JSME)颁布了《核电站环境疲劳评价方法规范》。

美国核管会(NRC)在管理导则RG 1.207中明确要求，新建轻水堆核电站的设计中必须考虑EAF问题，申请执照更新的核电站在评估反应堆压力容器疲劳寿命时需要考虑环境因素的影响。并在研究报告NUREG/CR-6909[1]中给出了考虑EAF问题的实施细则。

法国AREVA的研究者认为,早期ASME规范提供的疲劳设计曲线中循环次数的修正系数20和应力幅值的修正系数2的“双95/95准则”偏保守，基于该疲劳曲线的 NUREG/CR-6909方法过于保守，如果全盘采用NUREG/CR-6909方法计算考虑EAF后的疲劳累积使用因子(CUFen),必然导致部分位置的CUFen大于1.0，势必会增加结构设计和执照更新的成本，给核电站的设计和延寿带来困扰[5-10]。

1.2 EAF问题评价方法

针对EAF问题国际通用的处理方法有两种，一是开发新的考虑高温高压水环境影响的疲劳设计曲线，以考虑不同材料和水环境的差异(材料硫含量、应变速率、温度和含氧量等)，但这样一条包络的疲劳曲线对大多数应用过于保守，如ASME发布的规范案例Code Case N-761[3]“轻水堆环境疲劳设计曲线”；二是使用环境修正因子Fen以反映一回路冷却剂环境的影响，如NUREG/CR-6909、ASME规范案例Code Case N-792[11]“包括环境影响的疲劳评价”和2016版RCC-M规范。

1.3 环境修正因子Fen简介

环境修正因子Fen由日本学者HIGUCHI提出，美国RG 1.207和NUREG/CR-6909也均采用Fen表征水环境对疲劳寿命的影响，其定义为室温空气环境中的疲劳寿命Nair,RT与运行温度水环境中的疲劳寿命Nwater,T的比值，如下式所示:

Fen=Nair,RT/Nwater,T

(1)

使用Fen计算考虑EAF问题后疲劳累积使用因子公式如下：

CUFen=∑UFi·Fen,i

(2)

式中，CUFen为考虑环境影响后的疲劳累积使用因子；UFi为不考虑环境影响时第i种载荷配对的疲劳使用因子；Fen,i为第i种载荷配对时环境对疲劳的影响因子。

1.4 不锈钢环境修正因子Fen计算方法

NUREG/CR-6909中给出了不锈钢材料的Fen计算方法如下：

(3)

O*=0.281

如式(3)所示，采用高的应变速率计算将获得小的Fen数据，但高的交变应力配对往往对应更快的应变变化速率。现有的EAF计算过程中均是先获得配对后的疲劳损伤数据后再乘以过程中的Fen，忽略了EAF对载荷配对的影响。

采用详细方法计算Fen，如图1和式(4)所示。将第i个瞬态组合的应变曲线划分成k部分，按下式计算第i个瞬态组合的Fen partial,i：

图1 应变速率计算方法

(4)

2 环境影响疲劳寿命工程应用经验

2.1 美国工程应用经验反馈

早期美国NRC要求核电站申请执照更新时仅需评估NUREG/CR-6260报告中列举的典型位置的EAF问题，包括：(1)反应堆压力容器壳体和下封头；(2)反应堆压力容器进口管；(3)反应堆压力容器出口管；(4)稳压器波动管(热管管嘴安全端)；(5)装料系统管嘴；(6)安全注入系统管嘴等。但NRC在最新的电厂许可证延续申请的增补材料和第二版的GALL报告[12]中对NUREG/CR-6260中所列的典型位置是否能涵盖电厂所有分析位置提出了怀疑，并要求核电站采用NUREG/CR-6909提供的EAF评估方法确保电厂充分考虑EAF问题。

NUREG/CR-6909的具体方法如下：(1)依据ASME规范计算瞬态的应力；(2)依据ASME规范确定应力集中系数；(3)计算瞬态的总应力；(4)进行雨流分析获得载荷谱信息；(5)选取设计疲劳曲线(ASME规范中，奥氏体不锈钢曲线如图2所示)；(6)求载荷谱中各个组合引起的累积损伤；(7)求载荷谱中各个组合的Fen因子；(8)求解总的EAF的CUFen。

图2 ASME规范中奥氏体钢的疲劳曲线

如上述步骤所述，NUREG/CR-6909给出的方法是在获得疲劳损伤数据后再乘以过程中的Fen数值，未考虑EAF对载荷配对的影响。

2.2 法国工程应用经验反馈

为将NUREG/CR-6909的研究成果引入法国规范，并解决其过度保守问题，结合法国和其他国家的代表性试验结果，2016版RCC-M规范更新了奥氏体不锈钢和镍基合金的疲劳设计曲线，并提出了一种替代NUREG/CR-6909的方法来评估EAF问题[13]。

2016版RCC-M规范中的疲劳设计曲线已考虑环境因素对疲劳寿命的影响，并取循环次数修正系数为10、应力幅值修正系数为1.4。基于修正系数(10，1.4)的新疲劳设计曲线如图3[14-16]所示。可以看出，新的疲劳曲线在循环次数大于103次后，相比原有曲线更加保守，该疲劳曲线仅限于循环次数不超过106，对于超过该循环数的高周疲劳应采用其他方法进行评估。

图3 RCC-M规范中奥氏体不锈钢和镍基合金新的疲劳曲线

3 工程应用案例分析

如第2节介绍的反应堆水环境影响疲劳寿命问题所述，现有规范在载荷配对时忽略了对Fen的影响。本节将基于某工程实际案例，分析不同载荷配对对疲劳分析结果的影响。

3.1 疲劳分析载荷谱分析

某管道在服役状态受弯矩波动载荷的影响，某分析位置的轴向应力(薄膜和弯曲应力总和)变化如图4所示。

图4 分析案例采用的载荷变化数据

为简化分析过程参量的影响，取ASME规范中300 ℃奥氏体不锈钢的材料性能和图2中所示的ASME规范疲劳曲线进行分析，奥氏体不锈钢的弹性模量为175 GPa。在弯矩载荷波动下，除轴向应力外的其余次要应力分量取为0，峰值应力取为0。

3.2 不同载荷配对影响分析

采用ASME规范中的雨流统计方法，对图4中的应力变化过程进行载荷谱统计(第2.1节中的步骤(4))，统计结果如表1所示。其中，点1和点6配对的应力波动最大，但其应力波动速度较快，与之对应的Fen计算结果较小。

表1 基于ASME规范的载荷谱统计

考虑Fen对最终疲劳损伤的影响，进行载荷配对参数敏感性分析，分析结果如表2所示。可以看出，考虑到点3和点4载荷配对过程中应变数值较低，将点3和点6载荷配对(点3-点4～点4′-点6的变化过程，其中点4′之后的数据平移至点4)作为最大载荷配对进行分析，其对应的应变变化速率数值较小，对应的Fen数值较大。对于图4中的载荷数据，考虑环境影响的载荷配对时计算的总的疲劳损伤为4.40×10-5，比依据ASME规范计算的数值(4.24×10-5)更大，即考虑EAF时，现有规范可能获得非保守性的结果。

表2 考虑Fen影响的载荷配对统计

由于案例中最大的交变应力配对所对应的是快速应变过程(这也是电厂实际中普遍的情况)，其相对应的Fen数值较低，从而导致两者的乘积不是最大值，导致依据规范计算获得非保守性的结果。

4 结语

日本、美国和欧洲各国均对EAF问题开展了广泛研究，并初步制定出工程评价流程与技术规范。本文介绍了EAF问题的发展、美国经验反馈以及法国最新版RCC-M规范针对EAF问题作出的修改和EAF评估详细流程。研究表明，载荷配对对Fen和交变应力数值的影响趋势可能不一致，而现有规范中在载荷配对时忽略Fen的影响，可能出现非保守性的评估结果。本文研究成果可为后续相关规范的技术改进提供有益的参考。