谢 海，邵雪娇，张毅雄，卢喜丰，艾红雷，白晓明，高世卿

(中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213)

疲劳失效是核电站设备的主要失效模式之一，在核电工程设计中一直备受关注。疲劳损伤可导致核电站设备或管道萌生裂纹并持续扩展，严重情况下将导致冷却剂泄漏等后果。核一级部件出现疲劳失效的原因主要有两种，一种是机械振动产生的机械疲劳，一般发生在回路系统上小支管等部件，另一种是由核电厂运行过程中冷却剂温度和压力变化导致的热疲劳失效，如稳压器波动管热分层效应导致的疲劳失效和一回路主管道上支管流导致的热疲劳失效等。机械振动通常导致高周疲劳，可通过改变结构自身的固有频率来降低出现疲劳失效的风险；而热疲劳通常为低周疲劳，由热疲劳导致的失效通常不易发现而难以防止，因此对热疲劳失效敏感位置进行监测和评估是保证核电厂运行安全的重要手段。

为防止核岛压力边界出现的疲劳失效，设计阶段即从保守的角度对设备和管道进行疲劳计算分析。首先要根据热工水力计算和核电厂运行的经验反馈提出各种设计瞬态，并给出这些瞬态发生的次数。事实上，大部分设计瞬态在波动幅度和发生次数的假设上都具有相当的保守性。其次，由于瞬态发生次序是未知的，因此疲劳分析中只能保守考虑最严厉的瞬态组合方式，进一步增加了分析的保守性。……