had 103-12-2012 核动力厂老化管理

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1、 附件一： 附件一： 核安全导则 HAD 103/12-2012 核动力厂老化管理核动力厂老化管理 国家核安全局 2012 年 5 月 23 日批准发布 国家核安全局国家核安全局 核动力厂老化管理核动力厂老化管理 （2012年5月23日国家核安全局批准发布） 本导则自2012年5月23日起实施 本导则由国家核安全局负责解释 本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的 方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相 同的安全水平。 本导则的附录为参考性文件。 i 目 录 1 引言 . 1 1.1 概述 1 1.2 目的 1 1.3 范围 1 2 基本概念 . 1 2.1

2、概述 1 2.2 老化管理的基本概念 2 2.3 过时管理的基本概念 4 2.4 老化管理在延寿运行的应用 4 3 主动的老化管理策略 . 5 3.1 概述 5 3.2 设计 6 3.3 制造和建造 7 3.4 调试 8 3.5 运行 8 3.6 退役 . 10 4 运行期间的老化管理 10 4.1 概述 . 10 4.2 组织机构设置 . 10 4.3 数据收集和记录保存 . 12 4.4 构筑物、系统和部件的筛选 . 13 4.5 老化管理审查 . 14 4.6 老化管理审查报告 . 17 4.7 状态评估 . 17 4.8 老化管理大纲的编制 . 17 4.9 老化管理大纲的实施 . 1

3、8 4.10 老化管理大纲的改进 20 5 过时管理 20 ii 6 延寿运行的老化管理审查 21 7 与其他技术领域的接口 21 7.1 概述 . 21 7.2 设备鉴定 . 22 7.3 定期安全审查 . 22 附录 A 老化管理数据收集和记录保存系统内容示例 . 24 附录 B 主要的老化劣化机理以及敏感材料和部件的示例 . 25 核动力厂老化管理 1 1 引言 1.1 概述 1.1.1 核动力厂设计安全规定（HAF102） 和 核动力厂运行安全规定（HAF103） 为核动力厂开展老化管理确定了原则和目标， 本导则是对这两个规定有关条款的说明和 补充。 1.1.2 核动力厂老化管理用于确

4、保整个运行寿期内核动力厂所需安全功能的可用 性，并考虑其随时间和使用过程的变化。这要求既要考虑构筑物、系统和部件实物老化 引起的性能劣化，也要考虑构筑物、系统和部件的过时（相比当前知识、法规和标准、 技术）带来的影响。 1.1.3 构筑物、系统和部件老化的有效管理是核动力厂安全、可靠运行的一个重要 因素。核动力厂寿期内的设计、建造、调试、运行（包括延寿运行和长期停堆）和退役 各阶段都应考虑老化管理。 1.1.4 本导则提供了核动力厂开展老化管理的方法，并确定了核动力厂进行有效老 化管理的要素。 1.2 目的 1.2.1 本导则的目的是对核动力厂安全重要构筑物、系统和部件的老化管理提供指 导和建

5、议，包括对开展有效老化管理的要素提出建议。 1.2.2 本导则可供营运单位用于制定、实施和改进核动力厂老化管理大纲。 1.3 范围 1.3.1 本导则适用于核动力厂安全重要构筑物、系统和部件老化管理大纲的制定、 实施和改进。 1.3.2 本导则主要叙述了安全重要构筑物、系统和部件的实物老化管理和过时管 理，也为老化管理在延寿运行方面的应用提出了建议。 2 基本概念 2.1 概述 2.1.1 核动力厂经历着两种与时间相关的变化，包括： 核动力厂老化管理 2 （1） 构筑物、系统和部件的实物老化，这种老化可能会引起物理性能的逐渐劣化； （2） 构筑物、系统和部件的过时，即构筑物、系统和部件相比当前

6、知识、标准和 技术变得过时。 2.1.2 应持续评估实物老化和过时对核动力厂安全的累积效应，并通过定期安全审 查或等效的、系统的安全再评价予以评估。 2.2 老化管理的基本概念 2.2.1 为维持核动力厂的安全性，应探测构筑物、系统和部件的老化效应，确定与 老化有关的安全裕度的降低，并在核动力厂完整性或功能丧失之前采取纠正行动。 2.2.2 构筑物、系统和部件的实物老化(本导则中被称作“老化”)会增加共因故障 的概率， 实体屏障和多重部件性能的同时劣化可能会导致纵深防御系统中的一个或多个 防护层次的损害。 因此， 在实施老化管理的构筑物、 系统和部件筛选中， 不考虑构筑物、 系统和部件的多重性

7、和多样性。 2.2.3 有效的老化管理应协调已有的各个大纲，包括维修、在役检查、监督，以及 运行、技术支持大纲（包括分析所有老化机理） ，也包括外部单位相关的大纲（如研究 和开发大纲）等。 2.2.4 在构筑物、系统和部件整个使用寿期内进行有效的老化管理，要求采用系统 化的老化管理方法协调所有相关的大纲和活动，包括认知、控制、监测以及缓解核动力 厂部件或构筑物的老化效应。该方法的一般流程如图 1 所示，这是戴明循环“计划-实 施-检查-行动”在构筑物、系统和部件老化管理中的应用。 2.2.5 如图 1 所示，对构筑物或部件老化的认知是开展有效老化管理的关键。老化 的认知应基于以下知识： （1）

8、 设计基准（包括适用的规范和标准） ； （2） 安全功能； （3） 设计和制造（包括材料、材料性能、具体服役条件、制造中的检查、检验和 试验） ； （4） 设备鉴定（适用时） ； （5） 运行和维修历史（包括调试、修理、修改和监督） ； （6） 核动力厂通用运行经验和具体核动力厂特有运行经验； （7） 相关的研究结果； （8） 在状态监测、检查和维修中收集的数据以及这些数据的趋势。 核动力厂老化管理 3 图 1 系统的老化管理方法 2.构筑物/部件老化管理活动的建立 和优化 有效老化管理所需关键信息： ? 材料和材料性能、制造方法 ? 危害因素和运行条件 ? 老化机理 ? 性能劣化部位 ? 老

9、化劣化和失效后果 ? 研发结果 ? 运行经验 ? 检查、监测和维修历史 ? 缓解措施 ? 目前现状和状态指标 准备、协调、维持和改进老化管理 活动： ? 收集整理监管要求和安全准则 ? 编制相关活动文件 ? 描述协调机制 ? 根据当前的认知、 自评估和同行 评议改进老化管理的有效性 1.构筑物/部件老化认知 5.构筑物/部件维修 探测和评估老化效应： ? 试验和标定 ? 役前和在役检查 ? 监督 ? 泄漏探测、振动监测等 ? 功能执行能力/运行适宜性评估 ? 记录保存 4.构筑物/部件检查、监测和评估 计划 控制老化机理 ? 按照规程和技术规格书运 行 ? 化学控制 ? 环境控制 ? 运行工况

10、优化 ? 运行历史，包括瞬态记录 处理老化效应： ? 预防性维修 ? 纠正性维修 ? 备件管理 ? 更换 ? 改造 ? 维修历史 3.构筑物/部件运行/使用 实施 行动 检查 改善老化管理大 纲的有效性 将预期的性能劣化 减至最小 缓解性能劣化 检查性能劣化 核动力厂老化管理 4 2.2.6 图 1 中的“计划”活动是指整合、协调以及修改和构筑物或部件老化管理有 关的现有大纲和活动，并在需要时建立新的大纲。 2.2.7 图 1 中的“实施”活动是指通过严格按照运行规程和技术规格书运行/使用构 筑物或部件，从而使其预期的性能劣化减至最小。 2.2.8 图 1 中的“检查”活动的目的是通过对构筑物

11、或部件的检查和监测，及时探 测和表征其显著的性能劣化，并对所观测到的性能劣化做出评估，以便确定所需纠正行 动的类型和时机。 2.2.9 图 1 中的“行动”活动是指通过适当的维修和设计修改，包括构筑物或部件 的修理和更换，及时缓解和纠正部件的性能劣化。 2.2.10 图 1 的闭环表明，基于相关的运行经验反馈、研发成果以及老化管理自我评 估和同行评议的结果，就可以对特定构筑物或部件的老化管理大纲进行持续的改进，以 确保解决出现的老化问题。 2.2.11 如图 1 所示，对老化劣化的研究和管理是基于构筑物或部件层次的。根据安 全分析的需要，单个构筑物和/或部件的老化管理大纲也可整合成系统层次的老

12、化管理 大纲。 2.3 过时管理的基本概念 2.3.1 如果构筑物、系统和部件的过时没有提前得到确认，也没有采取纠正行动， 构筑物、系统和部件的可靠性或可用性就可能降低，核动力厂的安全就可能受到影响。 2.3.2 核动力厂构筑物、系统和部件过时的主要类型如表 1 所示。 2.3.3 过时管理是提高核动力厂安全水平综合管理方法的一部分，它通过适时改进 构筑物、系统和部件的性能及安全管理来实现。 2.4 老化管理在延寿运行的应用 延寿运行是指在充分考虑构筑物、系统和部件的特点以及使用寿命期限的基础上， 并经安全评估论证，核动力厂在超过设计规定时间期限的运行。如果营运单位申请核动 力厂延寿运行， 就

13、应通过包括老化管理审查在内的定期安全审查对核动力厂的安全性进 行论证，并接受国家核安全监管部门的监管。 核动力厂老化管理 5 表 1 过时的类型 过时领域 表现 后果 管理 知识 法规、标准及技术 (有 关构筑物、 系统和部件) 方面的知识没有更新。 错过了核动力厂安全水 平提高的机会； 降低了延寿运行的能力。 持续更新知识，并改进知 识的应用。 法规和标准 硬件和软件偏离现行法 规和标准； 设计存在薄弱环节（如 在设备鉴定、隔离、多 样性、严重事故管理能 力方面） 。 核动力厂安全水平低于 现行法规和标准要求（例 如纵深防御存在薄弱环 节或堆芯损坏频率高） ； 降低了延寿运行的能力。 依据现

14、行标准进行系统 的再评估（如定期安全审 查） ，并进行适当的改造、 修改或升级。 技术 备件和/或技术支持缺 乏； 供应商和/或工业界能 力不足。 失效率增加和可靠性降 低使得核动力厂性能和 安全性降低； 降低了延寿运行的能力。 系统地确定构筑物、系统 和部件剩余寿命以及可 能的过时； 根据预期的使用寿命准 备备件，并及时更换零部 件； 与供应商签订长期协议； 开发等效的构筑物或部 件。 3 主动的老化管理策略 3.1 概述 3.1.1 应对核动力厂安全重要构筑物、系统和部件开展主动的（有预见性 和有针对性的）老化管理，老化管理应贯穿核动力厂的整个寿期，包括设计、 制造、建造、调试、运行（包括

15、延寿运行和长期停堆）和退役等各个阶段。 3.1.2 核动力厂营运单位应证明在核动力厂整个寿期内，对核动力厂有影 响的相关老化问题已得到明确识别，并在安全分析报告中得到体现。营运单位 核动力厂老化管理 6 在评价供应商（包括经销商、制造商、设计单位）建议的老化管理措施时，应 考虑其他核动力厂出现的老化问题。 3.1.3 供应商和核动力厂营运单位在核动力厂整个寿期内的老化管理活动 应接受国家核安全监管部门的监管。 3.2 设计 3.2.1 核动力厂营运单位应向国家核安全监管部门证明，在核动力厂设计 阶段就已充分考虑核动力厂整个寿期内需关注的老化问题。营运单位应说明其 在核动力厂寿期内各个阶段实施有

16、效的老化管理大纲的措施。 3.2.2 在新设施或新构筑物、系统和部件的设计和采购文件中，核动力厂 营运单位应明确规定开展老化管理的要求，包括供应商和其他承包商应提供的 资料。 3.2.3 在设计阶段就应采取适当的措施或采用某种设计特点，以便于在核 动力厂整个寿期内开展有效的老化管理。这些措施还应应用到设备或部件的修 改或更换设计中。 核动力厂设计安全规定 （HAF102）第 5.6 节中对安全重要 构筑物、系统和部件老化管理的要求为： “设计中必须为所有安全重要构筑物、 系统和部件提供适当的裕度，以便考虑到有关的老化和磨损机理以及与服役期 有关的可能的性能劣化，从而保证这些构筑物、系统或部件在其整个设计寿期 内能够执行所必需的安全功能的能力。必须考虑到在所有正常运行工况、试验、 维修、维修停役、以及在假设始发事件中和其后的核动力厂状态下的老化和磨 损效应。必须采取监测、试验、取样和检查措施，以便评价设计阶段预计的老 化机理和鉴别在使用中可能发生的预计不到的情况或性能劣化” 。 3.2.4 设计中针对老化管理应： （1） 在设备鉴定大纲中考虑设计基准工况，包括假设始发事件