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展开，指出二代及二代加核电站主管道存在热老化脆化对寿命评估的影响。研究通过模拟一回路高温高压水环境下的疲劳实验，观察到热老化时间延长会降低疲劳寿命，并改变裂纹萌生与扩展特征。报告进一步在原有环境疲劳寿命模型中加入热老化时间因子，使热老化后寿命预测更准确，并为延寿评估提供支撑。
关键点
1. 报告主题与研究内容（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，重点是对现有模型进行修正。内容包括研究背景、实验结果以及所建立模型的简要介绍。
2. 环境疲劳成为核电寿命评估的重要问题（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，相关导则要求新建核电站以及延寿阶段的已有核电站都应考虑环境疲劳问题。
3. 二代及二代加主管道存在热老化影响（02:56）
三代核电主管道多采用锻造奥氏体不锈钢，基本没有热老化问题；而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，长期服役会发生调幅分解和微观组织变化，导致热老化脆化。现有阿贡实验室报告和设计曲线未体现热老化脆化对环境疲劳性能的影响，因此需要补充数据并修正模型。
4. 实验设计与材料范围（04:12）
研究针对国产化铸造奥氏体不锈钢主管道材料，主要包括CF8和CF8M，通过不同热老化时间的加速模拟实验，在模拟一回路高温高压硼锂水环境下开展光滑试样疲劳实验，以丰富环境疲劳数据并探明热老化规律。实验在400摄氏度加速热老化1000至15000小时，并对应运行条件进行分析。
5. 热老化导致铁素体硬化和材料脆化（05:26）
实验显示，材料保持典型铸造奥氏体与铁素体两相组织，奥氏体基体约占86%，铁素体约占14%。热老化后奥氏体硬度基本不变，而铁素体硬度明显增加，综合结果是材料脆性增大；室温冲击实验也验证了脆性显著增加。
6. 高温高压水环境降低疲劳寿命（06:51）
在模拟一回路高温高压水环境中的疲劳实验表明，铸造不锈钢疲劳寿命随应变幅增加而降低。所有实验点仍可被现行ASME设计曲线包络，说明高温高压水环境降低疲劳寿命，但对所测试模拟件而言仍有足够安全裕度。
7. 热老化时间延长使疲劳寿命下降（07:44）
随着热老化时间延长，材料在模拟高温高压一回路水环境下的疲劳寿命逐渐下降。宏观断口形貌整体变化不大，裂纹主要从试样表面萌生，呈现典型多裂纹源特征并向中心扩展；显微形貌显示仍具有疲劳扇形花样、疲劳辉纹以及表面氧化特征。
8. 裂纹萌生与扩展机制随热老化演化（09:14）
热老化1000小时时，主裂纹主要萌生于相界，扩展多沿δ铁素体与γ相界进行，铁素体较完整。热老化5000小时后，部分裂纹开始穿透铁素体；到10000小时时，主裂纹不仅萌生于相界，也可在铁素体内部萌生，并穿透脆化的δ铁素体导致碎裂。
9. 疲劳性能下降的微观解释（10:54）
研究观察到滑移带主要位于奥氏体中，与铁素体硬度高于奥氏体相一致。随着热老化时间延长，裂纹从滑移带萌生逐步发展为更多在两相界面萌生，并在更长时间后穿过铁素体扩展；穿过铁素体扩展的裂纹比例增加，解释了环境疲劳性能随热老化下降的原因。
10. 加入热老化时间因子的寿命模型修正（12:20）
原NRC 6909环境疲劳寿命校正模型包含温度、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，对原模型进行修正；通过实验寿命与原模型预测寿命的比值拟合得到新的修正因子。
11. 模型修正提高预测精度但现有设计仍保守（13:41）
结合实验和文献数据，原阿贡模型总体处于三倍或三分之一分散带内；加入热老化修正后，分散带可减小到约两倍疲劳寿命，说明热老化寿命预测更精准，也体现了修正因子的作用。报告认为热老化对整个环境影响的贡献约为三分之一，同时现有保守ASME设计曲线对材料评估仍然保守。
12. 研究结论与应用意义（15:33）
研究揭示了不锈钢热老化后环境疲劳损伤的机理和规律：铁素体硬化、脆性增加和耐蚀性降低，使疲劳裂纹更容易在脆界面和铁素体内萌生并穿过铁素体扩展，从而降低疲劳性能。所建立的多因子修正模型可更准确评估热老化后铸造不锈钢在一回路水环境下的寿命，为后续延寿评估提供支撑。
时间线
00:00 - 主持人介绍下一场报告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 - 报告人开场并说明研究内容，介绍公司背景和报告结构。
01:46 - 报告进入研究背景，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，提出热老化脆化与环境疲劳耦合影响需要研究。
04:12 - 报告介绍试验材料、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实验方案。
05:26 - 报告展示热老化后的组织、硬度和冲击实验结果，说明材料脆化现象。
06:36 - 报告先说明空气中疲劳断口特征，随后转入高温高压水环境中的疲劳寿命结果。
07:44 - 报告分析热老化时间对疲劳寿命和断口形貌的影响，指出寿命随热老化延长而下降。
09:14 - 报告进一步比较不同热老化时间下裂纹萌生和扩展路径的变化。
10:54 - 报告总结微观损伤机制，解释铁素体硬化和裂纹穿透铁素体如何导致疲劳性能降低。
12:20 - 报告介绍在原有环境疲劳模型中加入热老化时间因子的修正方法。
13:14 - 报告用实验和文献数据验证修正模型，说明预测分散度降低并评估热老化影响程度。
15:33 - 报告总结两项主要工作：揭示热老化后环境疲劳损伤规律，并建立更适用于延寿评估的多因子修正模型。
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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报告核电厂主管道材料热老化后环境疲劳寿命模型研究进展
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，围绕核电厂铸造奥氏体不锈钢主管道材料在热老化后、于模拟一回路高温高压水环境中的环境疲劳行为展开介绍，并重点阐述了热老化对疲劳寿命、裂纹萌生与扩展机制的影响，以及对现有环境疲劳寿命模型的修正思路。
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。传统ASME设计疲劳曲线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。随着美国阿贡实验室和NRC相关研究提出环境疲劳影响因子，NRC RG 1.207等导则已要求新建核电站在疲劳设计中考虑一回路水环境影响，后续导则也进一步将环境疲劳问题纳入既有核电站延寿阶段的评价范围。对于国内大量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，其在长期服役中存在热老化脆化风险，相关环境疲劳性能变化已成为延寿安全评估中不可忽视的问题。
郑会介绍，三代核电主管道多采用锻造316不锈钢，通常不存在明显热老化问题，而二代及二代加核电站中的铸造奥氏体不锈钢主管道则具有双相组织，主要由奥氏体基体和残余δ铁素体组成。在一回路长期服役过程中，δ铁素体会发生调幅分解及微观组织变化，导致材料出现热老化脆化。现有阿贡实验室相关报告及ASME设计疲劳曲线中，对铸造奥氏体不锈钢热老化后环境疲劳性能的体现仍不充分，因此需要通过试验数据补充和模型修正，提高主管道寿命评估的准确性。
本项研究以国产化铸造奥氏体不锈钢主管道模拟铸件为对象，涉及CF8、CF8M等材料，采用光滑试样开展疲劳实验。研究团队在400℃条件下进行了模拟加速热老化试验，热老化时间覆盖约1000小时至15000小时，用以对应核电厂实际服役条件下较长时间的老化状态。同时，团队在模拟硼锂水、高温高压水环境下开展疲劳实验，并结合室温冲击实验和高温空气疲劳实验，对比分析热老化对材料力学性能与疲劳行为的影响。
试验结果显示，材料在热老化1000小时和10000小时后仍保持典型铸造奥氏体不锈钢双相组织，奥氏体基体含量约为86%，δ铁素体约为14%，且δ铁素体呈小岛状分布。热老化后，奥氏体基体硬度变化不明显，但δ铁素体硬度显著增加，材料整体脆性随之增强。室温冲击实验也表明，热老化会导致材料冲击韧性明显下降。在高温空气疲劳试验中，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，试样表面则产生大量滑移带。
在模拟一回路高温高压水环境中，铸造不锈钢疲劳寿命随应变幅增加而降低，符合疲劳行为的一般规律；随着热老化时间延长，材料疲劳寿命逐渐下降，说明热老化会削弱材料的环境疲劳性能。试验数据整体低于ASME平均疲劳曲线，表明高温高压水环境会降低疲劳寿命，但相关数据仍可被现行ASME设计疲劳曲线包络，显示对所研究模拟件而言，现有设计曲线仍具有一定安全裕度。
断口与裂纹机制分析表明，疲劳裂纹主要萌生于试样表面，并呈现与锻造不锈钢类似的多裂纹源萌生特征，随后向试样中心扩展。不同热老化时间下，裂纹源区域均可见疲劳扇形花样，裂纹扩展区存在典型疲劳辉纹，表面氧化特征反映了一回路高温高压水环境的作用。随着热老化程度加深，裂纹行为也发生变化：热老化1000小时时，主裂纹主要萌生于相界处，并沿δ铁素体与奥氏体相界扩展；热老化5000小时时，裂纹除在相界萌生外，开始出现穿透δ铁素体的现象；热老化10000小时时，主裂纹不仅可在相界萌生，也可在δ铁素体内部萌生，并可能穿透脆化的δ铁素体导致其碎裂。
报告进一步指出，热老化后δ铁素体发生明显调幅分解，老化时间足够长后还可能产生析出相，这是铸造奥氏体不锈钢热老化脆化的重要机制。早期热老化阶段，裂纹主要萌生于奥氏体中的滑移带，也可能在相界处萌生；随着热老化时间延长，相界处裂纹萌生比例明显增加；进一步老化后，裂纹可穿过δ铁素体扩展。统计结果显示，穿过δ铁素体扩展的裂纹数量随热老化时间延长而显著增加，表明热老化脆化正在更深层次地影响裂纹萌生与扩展路径。
在寿命模型方面，原有NRC 6909环境疲劳模型主要考虑温度、应变速率和含氧量三个因子，用于描述水环境下疲劳寿命的降低效应。为进一步考虑热老化对疲劳寿命的影响，研究团队在原模型基础上引入热老化时间因子，并采用指数函数形式，通过实验数据与原模型预测寿命的比值进行拟合，获得新的修正因子。验证结果显示，原阿贡模型对实验数据总体可接受，数据落在约三倍或三分之一的分散带内；引入热老化修正因子后，疲劳寿命预测分散带可缩小至约两倍，说明修正模型对热老化后铸造不锈钢环境疲劳寿命的预测更加准确。
该研究表明，高温高压水环境与热老化脆化存在协同损伤作用，会共同导致铸造奥氏体不锈钢主管道材料疲劳性能下降。通过在环境疲劳寿命模型中加入热老化时间指数因子，可更准确评估热老化后铸造奥氏体不锈钢在一回路水环境下的疲劳寿命，为二代及二代加核电厂铸造主管道老化管理、环境疲劳评价、寿命评估和延寿阶段安全审查提供数据与模型支撑。
