2025年11月14日，国核电站运行服务技术有限公司设备与维修业务部副主任郑会在深圳核博会材料老化与服役安全论坛发表《核电厂主管道材料热老化后环境疲劳寿命模型》主旨报告。
报告围绕核电厂铸造奥氏体不锈钢主管道材料在热老化后的环境疲劳行为，介绍了模拟一回路高温高压水环境下的实验与模型修正工作。实验表明，热老化会使铁素体硬化、材料脆性增加，并促使裂纹在相界和铁素体内萌生及扩展，从而降低疲劳寿命；但现有保守设计曲线仍能包络相关结果。研究在原有环境疲劳寿命模型中加入热老化时间因子，提高了对热老化后寿命预测的准确性，可为后续延寿评估提供支撑。
关键点
1. 研究主题与报告结构（00:38）
报告介绍核电厂主管道材料热老化后的环境疲劳寿命模型开发工作，重点是对现有模型进行修正，并围绕研究背景、实验结果和模型建立进行说明。
2. 环境疲劳评估的工程背景（01:46）
疲劳失效是核电站关键设备结构失效的重要形式。旧版设计曲线未充分考虑一回路高温高压水环境对疲劳性能的影响，而相关导则要求新建核电站及延寿阶段的既有核电站都应考虑环境疲劳问题。
3. 铸造主管道热老化问题（02:56）
三代核电主管道多采用锻造奥氏体不锈钢，基本不存在热老化问题；但国内大量二代及二代加核电站使用铸造奥氏体不锈钢主管道，含奥氏体和铁素体两相组织。长期服役中会发生调幅分解和微观组织变化，产生热老化脆化，而这一影响在现有环境疲劳设计曲线中未充分体现。
4. 实验对象与测试条件（04:12）
研究针对国产化铸造奥氏体不锈钢主管道材料，如CF8和CF8M，开展不同热老化时间下的模拟一回路高温高压水环境疲劳实验。试样在400℃下加速热老化1000至15000小时，并在模拟高温高压硼锂水环境中进行光滑试样疲劳测试，以补充环境疲劳数据并分析热老化规律。
5. 热老化导致铁素体硬化和脆性增加（05:26）
材料保持典型铸造奥氏体与铁素体两相组织，奥氏体约占86%，铁素体约占14%，铁素体呈小岛状分布。热老化后奥氏体硬度基本不变，但铁素体硬度显著增加，综合表现为材料脆性增大；室温冲击实验也显示脆性明显增加。
6. 高温高压水降低疲劳寿命但设计曲线仍有裕度（06:51）
在模拟一回路高温高压水中，铸造不锈钢疲劳寿命随应变幅增加而降低，并随热老化时间延长而逐渐下降。实验点整体低于平均曲线，但仍能被现有设计曲线包络，说明高温高压水环境会降低疲劳寿命，但对所研究模拟件而言仍具有足够安全裕度。
7. 断口与裂纹扩展特征（08:04）
宏观断口显示裂纹主要萌生于试样表面，具有典型多裂纹源特征，并向中心扩展；随着热老化时间增加，宏观形貌变化不大。显微形貌显示疲劳裂纹源呈扇形特征，扩展区存在典型疲劳辉纹，表面氧化反映了一回路高温高压水环境作用。
8. 热老化改变裂纹萌生与扩展路径（09:14）
热老化1000小时时，主裂纹主要萌生于相界，裂纹多沿铁素体与奥氏体相界扩展，铁素体较完整；5000小时后，部分裂纹开始穿透铁素体；10000小时后，主裂纹不仅可萌生于相界，也可在铁素体内部萌生，并穿透脆化的铁素体导致碎裂。
9. 加入热老化时间因子的寿命模型（12:20）
原有NRC 6909水环境疲劳寿命校正模型主要考虑温度、应变速率和含氧量三个因子。研究在此基础上增加热老化时间因子，并采用指数函数形式进行修正；修正后模型可将寿命预测分散带由约三倍缩小到约两倍，表明热老化因子有助于提高预测精度。
10. 研究结论与应用意义（15:33）
研究揭示了热老化后铸造不锈钢环境疲劳损伤的机理：铁素体硬化、脆性增加和耐蚀性降低，使裂纹更易在相界及铁素体内萌生并穿过铁素体扩展，导致疲劳性能降低。修正后的多因子模型能更准确评估热老化后一回路水环境下铸造不锈钢寿命，为后续核电厂延寿评估提供支持。
时间线
00:00 - 主持人介绍报告题目和报告人，主题为核电厂主管道材料热老化后的环境疲劳寿命模型。
00:38 - 报告人开场，说明研究内容属于核电厂老化与寿命评估相关工作，并概述报告结构。
01:46 - 报告进入背景部分，说明环境疲劳在核电设备设计、安审和延寿评估中的重要性。
02:56 - 报告聚焦二代及二代加核电站铸造主管道材料，提出热老化对环境疲劳性能影响尚需补充研究的问题。
04:12 - 报告介绍实验方案，包括材料类型、加速热老化条件以及模拟一回路高温高压水环境下的疲劳测试。
05:26 - 报告展示热老化后的组织、硬度和冲击结果，说明铁素体硬化和材料脆化现象。
06:51 - 报告分析模拟一回路水环境中的疲劳寿命数据，并结合断口形貌讨论疲劳裂纹特征。
09:14 - 报告进一步比较不同热老化时间下的裂纹萌生位置和扩展路径，解释寿命下降的微观原因。
12:20 - 报告介绍寿命模型修正方法，在原有环境疲劳模型中加入热老化时间因子，并评估修正效果。
15:33 - 报告总结热老化环境疲劳损伤机制和修正模型的工程意义，强调其可用于延寿评估支撑。
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郑会在深圳核博会发表主管道热老化环境疲劳寿命模型研究报告
2025年11月14日，国核电站运行服务技术有限公司设备与维修业务部副主任郑会在深圳核博会材料老化与服役安全论坛上发表《核电厂主管道材料热老化后环境疲劳寿命模型》主旨报告，围绕核电厂主管道材料在热老化后的环境疲劳行为、损伤机理及寿命模型修正展开系统介绍。该项工作面向核电厂老化管理与寿命评估需求，旨在通过试验数据揭示铸造不锈钢主管道材料在热老化后的环境疲劳规律，并在现有环境疲劳寿命模型基础上引入热老化影响因素，提高工程评价的准确性。
报告指出，疲劳失效是核电站关键设备和结构失效的重要形式。早期疲劳设计曲线虽然在工程应用中具有较大保守性，但未充分考虑一回路高温高压水环境对材料疲劳性能的影响。随着核电厂疲劳评价要求的发展，新建核电站在疲劳设计中需要考虑一回路水环境影响，进入延寿阶段的在役核电站也需要将环境疲劳纳入评价范围。对于大量现役二代及二代加核电站而言，主管道多采用铸造奥氏体不锈钢，长期服役过程中存在热老化脆化风险；而三代核电主管道更多采用锻造不锈钢，通常不面临同类型热老化问题。因此，针对铸造不锈钢主管道开展热老化后环境疲劳寿命研究，对现役机组安全运行和延寿评价具有重要意义。
本次研究对象为国产化铸造奥氏体不锈钢主管道材料，主要包括CF8、CF8M等类型。这类材料具有奥氏体与德尔塔铁素体组成的双相组织，典型组织中奥氏体基体约占86%，德尔塔铁素体约占14%，铁素体以小岛状形态分布在奥氏体基体中。长期服役或加速热老化过程中，德尔塔铁素体会发生调幅分解等组织变化，引起材料硬化、韧性下降和脆化，从而改变疲劳裂纹的萌生与扩展行为。
在试验设计方面，研究采用400℃加速热老化试验模拟材料服役老化状态，老化时间覆盖1000小时至15000小时，并通过等效关系对应实际运行条件下更长时间的服役状态。在此基础上，研究团队开展了室温冲击试验、高温空气疲劳试验以及模拟一回路高温高压硼锂水环境中的光滑试样疲劳试验，并结合断口形貌、显微组织、裂纹萌生位置和扩展路径等分析手段，研究热老化与高温高压水环境耦合作用下材料疲劳性能的变化规律。
试验结果显示，热老化后材料中奥氏体硬度基本保持稳定，而德尔塔铁素体硬度明显升高，导致材料整体脆性增加。室温冲击试验表明，随着热老化程度加深，材料冲击韧性下降，脆化特征更加显著。在高温空气疲劳条件下，断口呈现典型疲劳特征，可观察到裂纹源、裂纹扩展区和最终断裂区，试样表面存在大量滑移带。在模拟一回路高温高压水环境中，材料疲劳寿命随应变幅增加而降低，同时高温高压水环境进一步削弱了材料疲劳寿命。尽管试验数据整体位于平均曲线下方，但仍可被现有设计曲线包络，说明现行规范评价在工程应用中仍保持一定保守性。
从热老化时间影响看，随着热老化时间延长，铸造奥氏体不锈钢在模拟一回路水环境下的疲劳寿命逐渐下降。断口分析显示，疲劳裂纹主要萌生于试样表面，呈现典型多裂纹源萌生特征，并由表面向中心扩展。不同热老化时间下，疲劳裂纹宏观形貌整体变化不大，但显微断口可见裂纹源区呈扇形花样，扩展区存在典型疲劳辉纹，断口表面还出现一定氧化现象，表明一回路高温高压水环境参与了疲劳损伤过程。
报告进一步分析了热老化对裂纹萌生与扩展路径的影响。在短时间热老化阶段，裂纹主要萌生于滑移带，部分裂纹也会在奥氏体与德尔塔铁素体相界面处形成。随着热老化时间增加，相界面裂纹萌生比例上升，部分裂纹开始穿透德尔塔铁素体。当热老化时间进一步延长后，裂纹不仅会在相界面萌生，也可能在脆化铁素体内部萌生，并穿过铁素体继续扩展。裂纹穿过铁素体扩展的比例随老化时间延长明显增加，这与铁素体硬化、脆化以及耐蚀性降低密切相关。奥氏体滑移带、相界面弱化和铁素体脆化共同促进了疲劳裂纹形成与扩展，高温高压水环境与热老化脆化的耦合作用则进一步导致环境疲劳性能下降。
在寿命模型方面，郑会介绍，现有NRC相关环境疲劳模型主要考虑温度、应变速率和含氧量三个环境影响因子，但对铸造奥氏体不锈钢主管道长期服役过程中热老化产生的附加影响考虑不足。研究团队在原有模型基础上增加热老化时间因子，以指数函数形式建立热老化时间与疲劳寿命修正之间的关系，并利用试验获得的热老化后疲劳寿命与原模型预测寿命的比值进行参数拟合，形成新的多因子寿命修正模型。
模型验证结果表明，引入热老化时间因子后，环境疲劳寿命预测的分散带由约三倍范围缩小到约两倍范围，预测准确性得到提升。从分散带改善情况看，热老化对整体环境疲劳影响的贡献约为三分之一。该模型能够更合理地反映铸造奥氏体不锈钢主管道在一回路高温高压水环境和长期热老化共同作用下的疲劳寿命变化，为后续工程评价提供了更加精细化的技术工具。
报告认为，虽然疲劳寿命数据本身存在较大分散性，现有设计曲线仍具有较强保守性，但针对热老化后主管道材料建立更准确的环境疲劳寿命模型，有助于提升现役核电站老化管理和延寿评价的科学性。相关研究成果可为二代及二代加核电站铸造主管道的老化评价、疲劳分析和延寿决策提供数据基础和模型支撑，也为核电厂关键设备材料在长期服役条件下的安全评估提供了重要参考。
