2007年美国NRC颁布了RG1.207导则，要求新建核电站必须充分考虑轻水堆环境对结构材料疲劳性能的影响（EAF效应），并推荐采用美国ANL模型给出的环境疲劳校正因子F_en=N_air,RT/N_water,T计算核电站构件疲劳累积损伤因子U = F_en,1U₁ + F_en,2U₂ + …F_en,nU_n；而ASME委员会也非常重视环EAF效应，在2010年颁布了N-761和N-792 Code Cases，建议设计曲线中考虑EAF，并讨论如何修正原有的ASME疲劳设计曲线。上述导则和标准的更新对我国正在建设的AP1000、华龙1号、CAP1400等示范电站工程及接近设计寿命服役电站的延寿评估提出了新的要求：我国核电设计和安审部门亟待获得国产核电结构材料的EAF数据及F_en评价方法。 

　　课题组近年来成功研发了高温高压循环水EAF模拟试验设备及相关测量技术，申请了10项国家发明专利，已授权8项；在开展国产核级低合金钢、不锈钢、镍基合金及其焊接接头等材料的高温高压水EAF研究，揭示了相关的EAF损伤机理，建立了核电结构材料环境疲劳评价模型 — IMR模型，填补了国内空白。IMR模型主要基于国产核电结构材料空气/高温高压水环境疲劳强度数据，更能有效指导国产核电设备材料的设计和安全论证。实验室与环境保护部核与辐射安全中心合作，将IMR模型应用于秦山核电厂和大亚湾核电厂的运行许可证延续安全评价工作以及相应的核安全监管工作中，同时IMR模型也适用于CP600、CPR1000、AP1000、CAP1400、华龙1号、EPR等堆型机组相应的设计和安全评价。2017年12月，实验室与环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院合作的《压水堆核电站冷却剂影响关键设备材料疲劳寿命试验研究》获中国核能行业协会科学技术奖二等奖。 

核电结构材料环境疲劳评价模型 — IMR模型（低合金钢）