王春辉 高红波 陈明亚 余伟炜

（1.大亚湾核电运营管理有限责任公司；2.苏州热工研究院有限公司）

压水堆一回路核辅助系统中化学和容积控制系统（RCV）上充管线具有调节一回路水质、维持一回路硼酸浓度等功能［1］。在机组运行期间，因承受冷热水交互流动产生的循环热冲击载荷，上充管嘴位置通常存在 严重的 热疲劳问题［2，3］。 然而，核电站瞬态事件记录工作目前主要关注对反应堆压力容器（RPV）存在严重影响的事件，尽管一些辅助系统热瞬态可导致上充管嘴出现严重热冲击，由于它对RPV无明显影响而未进行持续有效的跟踪。 部分核电厂的运行结果表明，当机组运行至60年此类热瞬态事件的预期次数将有可能超过其设计限值。 但是，在核电站设计和执照更新中考虑环境促进疲劳（EAF）效应后，上充管嘴处的疲劳累积使用因子（CUF）通常会超过1，从而增加设备设计和执照申请的成本，加大核电厂获得运行执照的难度［4，5］。

传统设计疲劳分析中通常基于设计瞬态工况将管嘴区域简化成若干热区，根据经验公式计算对流传热系数进行疲劳分析，该过度简化并不能真实地反映上充管嘴的壁温分布，无法有效评估其疲劳寿命。 而在役检测中，针对管道热疲劳敏感位置筛选均基于原设计疲劳分析结果［6，7］，直接影响在役检测范围界定的准确性。 美国核管理委员会（NRC）技术报告NUREG/CR—6260中将上充管嘴认定为压水堆机组中最典型的疲劳敏感位置之一，并指出对此位置真实疲劳状态进行监测是解决此类问题最有效的管理手段［8］。……