日前，環(huán)保部核與輻射安全中心在京組織召開(kāi)了壓水堆核電廠疲勞抗力技術(shù)研討會(huì)。來(lái)自上海核工程設(shè)計(jì)研究院、核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院、中科院沈陽(yáng)金屬研究所、國(guó)核電站運(yùn)行服務(wù)技術(shù)公司等8家單位的相關(guān)專家參會(huì)。

    疲勞曲線分析與設(shè)計(jì)壽命問(wèn)題作為核與輻射安全中心承擔(dān)的大型先進(jìn)壓水堆核電站重大專項(xiàng)的子課題，目的是對(duì)當(dāng)前現(xiàn)有的疲勞曲線提出相關(guān)的修正要求以適用于CAP1400型核電站的疲勞設(shè)計(jì)。此次會(huì)議旨在推動(dòng)國(guó)內(nèi)對(duì)環(huán)境加速疲勞問(wèn)題研究成果的整合，實(shí)現(xiàn)研究成果和管理經(jīng)驗(yàn)共享，探討下一步研究的方向和合作模式，并為今后在該領(lǐng)域開(kāi)展國(guó)際合作創(chuàng)造條件。

    信息顯示，疲勞損傷是指循環(huán)載荷作用下材料內(nèi)部細(xì)微結(jié)構(gòu)的劣化現(xiàn)象，其力學(xué)效果是使材料的承載能力降低。許多工程材料在服役過(guò)程中都會(huì)受循環(huán)載荷作用，疲勞失效是工程結(jié)構(gòu)件最主要的破壞形式之一，因此疲勞問(wèn)題研究在工業(yè)上具有重要意義。而核電廠長(zhǎng)壽命、安全并經(jīng)濟(jì)的運(yùn)行主要受部件和系統(tǒng)完整性制約，尤其是疲勞損傷程度制約，所以核電廠疲勞抗力研究對(duì)我國(guó)核電站長(zhǎng)壽命安全運(yùn)行意義重大。