摘要: 疲劳是影响轻水堆核岛机械设备设计寿命的主要因素之一。目前RCC-M和ASME规范中广泛应用的设计疲劳曲线均为基于空气环境试验结果处理得到。自20世纪80年代以来针对冷却剂环境的疲劳试验结果表明，冷却剂环境对疲劳寿命有显著的影响，设计疲劳曲线的保守性难以完全保证。美国核管会在阿贡实验室和电力研究院研究成果的基础上，批准了技术研究报告NUREG/CR-6909。该技术研究报告在设计疲劳曲线得到的疲劳分析结果的基础上，独立采用环境修正因子对结果加以修正，以考虑冷却剂对疲劳寿命的不利影响。核电行业在应用NUREG/CR-6909的过程中普遍发现，采用独立因子法进行修正后疲劳使用系数远大于原分析结果，可能导致大量部位的分析结果超过限值。另一方面，核电行业在审视设计疲劳曲线保守性中也发现，设计疲劳曲线中考虑的保守系数，在一定程度上也弥补了中等程度的冷却剂环境疲劳影响。RCC-M规范在2016版中提供了一种有别于NUREG/CR-6909的修正方法，该方法引入新的设计疲劳曲线并认为已集成了中等程度的冷却剂环境修正因子，仅在环境修正因子高于集成值时才需要加以修正。
本文对上述两种冷却剂环境疲劳影响的修正方法开展了对比研究，并基于典型的奥氏体不锈钢主管道三通管嘴分别采用两种修正方法进行了分析。分析结果表明，基于集成值法开展冷却剂环境疲劳影响的修正，相比基于独立因子法明显优化。
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