冷却剂环境对压水堆核电站关键设备材料疲劳寿命的影响

本书主要内容包括，核电厂常用材料概述、核电厂重要设备的服役环境、核电厂材料疲劳及疲劳分析、服役环境对材料疲劳影响分析的历史及现状、疲劳试验分析装置、环境对材料疲劳影响参数、疲劳试验大纲及规程、低合金钢材料疲劳试验结果、奥氏体不锈钢疲劳试验结果、疲劳检测及裂纹容限分析等。

目录
前言
第1章核电厂常用基材概述
11核电站概述
12压水堆一回路主设备常用
材料
13反应堆本体用材料
131反应堆压力容器用
材料
132堆芯燃料包壳材料
133堆内构件用材料
134控制棒驱动机构用
材料
14主管道用奥氏体不锈钢
材料
15稳压器用材料
16蒸汽发生器用材料
161蒸汽发生器本体用
材料
162蒸汽发生器传热管用
材料
17反应堆冷却剂泵用材料
第2章核电厂常用焊接材料
概述
21焊接材料的相关要求
211简介
212化学分析试验
213力学性能试验
214δ铁素体含量的
测定
22核电厂主设备用低合金钢
焊接材料
221低合金钢简介
222焊条电弧焊焊接用低
合金钢焊条
223气体保护焊用低合金
钢焊丝及填充丝
224埋弧焊用低合金钢
焊丝和焊剂
23核电厂主设备用不锈钢
焊接材料
231不锈钢简介
232焊条电弧焊用不锈钢
焊条
233气体保护焊用不锈钢
实心焊丝
234堆焊用不锈钢焊
丝(焊带)和焊剂
24核电厂主设备用镍基合金
焊接材料
241镍及镍基合金简介
242镍基合金焊条
243镍基合金焊丝
第3章核电厂关键设备材料
服役环境
31引言
32一回路水化学
33二回路水化学
34水化学监测
35水化学环境下的腐蚀及
其选材

第4章核电厂材料疲劳及疲劳
分析
41金属材料的疲劳破坏
42核电厂疲劳设计
421ASME规范要求
422ASME规范疲劳分析
方法
423ASME规范疲劳设计
曲线
第5章冷却剂环境对压水堆核
电厂设备疲劳寿命的
影响
51问题背景
52各国对环境影响疲劳的
研究
521日本EAF研究
现状
522美国EAF研究
现状
523法国EAF研究
现状
524其他国家EAF
研究现状
525我国EAF研究
现状
第6章冷却剂环境下影响疲劳
寿命的参数
61碳钢和低合金钢
611应变速率
612应变幅值
613温度
614溶解氧
615水的电导率
616钢中含硫量
617持续时间
618流速
619表面加工状态
6110炉批多样性
6111环境疲劳修正因
子Fen
62锻造和铸造奥氏体不
锈钢
621应变速率
622应变幅值
623温度
624溶解氧
625水的电导率
626材质的热处理
627持续时间
628水流速
629表面加工状态
6210炉批多样性
6211环境疲劳修正因
子Fen

63镍铬铁合金
631关键参数的影响
632环境疲劳修正因子
第7章疲劳试验系统及设备
71总体设计
72详细设计
721疲劳试验机的选择
722高压釜及托台设计
723疲劳样品夹具设计
724加载轴及轴套设计
725高温高压循环水DO
控制与监测
726其他辅助构件
727高温高压水原位应变
测量系统
728控制系统及数据采集
系统
73安装和调试
74高温高压水环境疲劳试验
装置
第8章疲劳试验及试验大纲
81试验标准
82疲劳试验样品
83疲劳试验系统
84试验大纲
85试验参数
第9章低合金钢材料环境影响
疲劳试验
91试验材料及取样
92试验装置及设备

921高温高压循环水腐蚀
疲劳试验系统
922体式显微镜
923金相显微镜
924扫描电子显微镜
93高温水环境中疲劳性能
研究
931试验方案
932测试结果及分析
933疲劳裂纹分析
94结论分析与探讨
第10章不锈钢材料环境影响
疲劳试验
101试验材料及取样
1011试验材料
1012取样
1013试样加工
1014试验材料组织和夹
杂物
1015常规力学性能
102试验装置及设备
103疲劳性能试验研究
1031空气环境中疲劳性能
研究
1032高温水环境中疲劳
性能研究
1033Fen计算曲线
1034文献数据对比
1035高温高压水环境疲劳
裂纹分析
104结论分析与探讨

第11章核电厂疲劳监测系统及
裂纹容限分析
111核电厂疲劳监测系统
简介
1111疲劳监测系统主要
处理流程
1112核电厂疲劳监测
系统简介
112裂纹容限分析
1121初始裂纹假设
1122缺陷评定方法
1123验收准则
附录缩略语
参考文献

前言我国核电事业经历了起步和发展期，目前正努力向大型先进核电机组完全自主化的目标前进，国家科技重大专项之一的CAP1400型核电示范工程是其中一项具体的体现。《中华人民共和国国民经济和社会发展第十二个五年规划纲要》中提出，要“在确保安全的基础上高效发展核电”。
国家核安全局于2004年4月发布的核安全法规《核动力厂设计安全规定》(以下简称《规定》)第6215条要求：“设计中必须考虑到反应堆冷却剂压力边界材料在运行状态包括维修、试验工况以及设计基准事故下的所有条件，并考虑到预期受到侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化等众多因素影响后的寿期末特性以及在确定部件初始状态和可能的劣化速率时的任何不确定因素”。可见，抗疲劳设计是核动力厂部件设计中必须考虑的重要因素之一。
疲劳问题直接影响核动力厂的设计寿命，因而直接影响其经济性。当然，如果疲劳分析中所考虑的因素不周全，或采用了错误的疲劳设计曲线，也可能给核电站运行埋下很难发现的安全隐患。在保证安全的前提下追求更长的设计寿命，是先进堆型核电站的重要标志之一。
核动力厂安全设计和评价所考虑的疲劳主要是金属疲劳，是指金属材料或结构件在循环应力或循环应变作用下，在一处或几处逐渐产生局部永久性累积损伤，经一定循环次数后产生裂纹或突然发生完全断裂的过程。当材料和结构受到多次重复变化的载荷作用后，在应力值虽然始终没有超过材料的强度极限，甚至比弹性极限还低的情况下就可能发生破坏。这种在交变载荷重复作用下材料和结构的破坏现象，称为金属的疲劳破坏。疲劳破坏具有在时间上的突发性、在位置上的局部性及对环境和缺陷的敏感性等特点，故疲劳破坏常不易被及时发现且易造成事故。
美国的联邦法规10CFR50附录A给出的核动力厂设计总则“GDC30反应堆冷却剂压力边界质量”要求，构成反应堆冷却剂压力边界的部件设计、制造(建造)和试验，必须满足工业实践的质量标准。联邦法规10CFR5055a则将该设计总则具体化为：构成反应堆冷却剂压力边界的部件必须满足美国机械工程师协会(ASME)制定的ASME规范第Ⅲ卷中1级部件的要求，并满足10CFR5055a的补充要求。
美国核管会(NRC)发布的轻水堆核电厂标准审查大纲第393节附录指出，规范中的所有1级部件均须进行疲劳评价。对于遭受热循环效应或动态循环载荷的所有2级和3级部件、部件支承和堆芯支承结构，也应该完成疲劳评价。审评人员应对疲劳评价的范围、方法和结果进行审查。若疲劳评价需要，则应该完成部件和支承的疲劳分析，还应对这些分析及其结果进行审查，并与规范中的相关条款进行比较。疲劳评价以及部件和支承的相关分析应取决于核电厂的设计使用寿命，还要考虑可能具有累积效应的环境条件，因为它们会影响ASME疲劳设计曲线中建立的设计裕量。
要进行疲劳分析，通常需要事先测试结构或材料的疲劳特性，也就是测试出结构或材料的疲劳曲线。疲劳曲线是指试样所受疲劳应力和疲劳寿命之间的关系曲线，即SN曲线。
尽管美国机械工程师协会制定的用于核动力装置设计的规范中给出的疲劳曲线多年来在世界范围内得到了广泛的应用，且得到联邦法规的有条件使用许可，但NRC近年来研究发现，ASME给出的疲劳曲线所依据的试验结果并不完全反映设备所处真实环境条件的效应，给出的结果可能会偏于不安全。其他各国，包括我国目前所使用的疲劳曲线均存在相同问题。
存在的问题主要是目前国内外的核电站设计所使用的疲劳曲线都是基于常温和空气条件的试验结果。尽管规范制定者认为，为了计及实际环境条件的影响因素以及各种不可预计因素所造成的离散性，ASME规范已经考虑了比较大的安全系数。但是，根据近年来工业界新的研究成果以及美国核管会自己主持的试验研究结果，NRC认为ASME规范中给出的用于疲劳分析和设计的疲劳曲线并不总能保证足够的安全性。为了满足标准审查大纲中关于“还要考虑可能具有累积效应的环境条件”的要求，也就是为了计及实际环境条件的影响因素，需要针对核电厂实际运行条件对ASME给出的疲劳设计曲线进行必要的修正。
NRC人员分析和研究了两种不同的方法来计入ASME规范1级部件疲劳分析中的轻水堆环境影响。种方法是制定新的适用于轻水堆环境的疲劳曲线。轻水堆环境下的ASME规范1级部件疲劳寿命取决于多个参数，这个方法需要建立多条疲劳曲线，或者建立一条包络的疲劳曲线，但对于大部分的应用来说都很可能是过于保守的。第二种方法是引入环境修正系数Fen，用其修正ASME“空气”环境疲劳曲线计算的疲劳使用因子来计及轻水堆环境的影响。这种方法为设计者提供了更大的自由度。
尽管NRC指出新要求不会追溯已经完成的疲劳分析，但世界上主要核电国家的工业界对NRC的结论还是不完全认同，引发了广泛的讨论，其中不乏认为NRC的要求过于保守的观点，甚至认为某些要求不具有可操作性。
环境加速疲劳问题是目前世界范围内有关疲劳的各种讨论和学术会议议题的焦点。NUREG/CR6909所建议的方法将根据RG1207(用于美国新建核电厂申请和运行核电厂执照更新申请，但实际上对