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1、核电厂老化管理与寿命评估的技术开发和应用窦一康 上海核工程研究设计院核电厂设备评估与寿命工程技术中心，200233 摘要：核电厂老化与寿命管理正日益成为核电厂业主、核安全监管部门、核电厂技术支持单 位所关注的问题，运行核电厂老化管理相关的各项活动正在积极开展，各研究设计单 位在大力开展相关研究开发的同时积极为电厂提供各类服务，核安全监管部门也在酝 酿制定老化管理相关的监管要求。本文从技术支持单位的视角出发，在对国际上建立 老化管理核安全监管要求的背景情况作简要介绍的基础上，介绍了上海核工程研究设 计院在核电厂老化管理与寿命评估方面的技术开发和应用，以及在此过程中的体会， 最后对如何建立和完善我
2、国核电厂老化管理监管体系提出一些建议。关键词：老化管理、监管体系、技术开发、定期安全审查、建议1 背景情况核电厂能否安全、可靠、稳定、经济地运行是世界核工业界普遍关注的问题， 而运行核电厂设备的状态是安全性能的直接反映。随着世界上二十世纪六、七十 年代建造的核电厂逐步进入寿命后期，由核电厂设备老化引起的核安全问题日愈 成为公众注意的焦点。从核安全监管的角度出发，对核电厂老化管理应遵循的原 则、可参照的导则、如何对核电厂设备的实际安全裕度进行评估、如何开展核电 厂老化管理以及如何对核电厂的老化管理进行审查等给出一系列管理规定，将有 助于推进核电厂老化管理工作的系统化、规范化地开展，并提高运行核电
3、厂的核 安全水平；从业主的角度出发，如何在满足老化管理相关的核安全监管要求、保 证核安全的前提下，通过有效的寿命/健康管理使核电厂的寿命得以延长，进而 最大限度地获得投资回报是应给予充分考虑的问题。因而，近年来，核电厂设备 的状态评估、老化管理以及电厂的寿命管理得到各主要核工业国家和国际组织的 重视。美国、日本、法国、国际原子能机构（IAEA）等从评估手段的建立、评估方 法的开发应用、检测方法的提高和系统化老化管理方法的推广应用等不同的方面 开展或促进了很多相关科研课题，试图从中获得带有普遍性的经验，以推广到各 运行核电厂。各主要核电发达国家开展核电厂老化管理研究和应用有以下特点： 1）有完善
4、的运行、维护和设备评估经验反馈体系；2）有完善的状态监测体系； 3）推行系统化的老化管理过程；4）有完善的数据库管理系统；5）有外部技术 支持单位直接参与核电厂设备评估和寿命管理活动； 6）核安全监管部门直接介 入，并在法规、导则的制定等方面起主导作用。 就核电厂老化管理监管体系而言，目前国际上主要有两大有代表性的体系， 一是IAEA推行的系统化老化管理监管体系，另一是美国NRC推行的以核电厂执 照更新申请审查为主要形式的监管体系。近20年来，IAEA的工作主要经过了三 个阶段：1） 通过组织一系列的研讨会、讲习班，不断加深各成员国对核电厂老 化退化及其对安全性影响的认识，有代表性的文件是：1
5、990年出版的“核电厂 老化的安全方面”1；2）制定一系列老化管理相关导则，用于指导各成员国开 展老化管理相关活动，有代表性的文件有：1991 年出版的“核电厂老化数据收 集和记录保存”2，1992年出版的“核电厂安全重要设备的老化管理方法”3， 1999年出版的“老化管理大纲的实施和审查”4，1998年出版的“运行核电厂 设备合格鉴定”5，1999出版的用于老化管理审查的导则“老化管理审查队的导 则和参考文件”6，以及1998年以后出版的针对具体部件的一系列老化管理导 则；3）对老化管理导则的应用、推广，这是IAEA当前在老化管理方面的主要关 注点，通过举办一系列的培训班、提供专家服务、组织
6、跨国家、跨地区的研讨会 等多种形式，宣传推广已形成的老化管理导则，使之最大限度地用于指导运行核 电厂的实践。美国核电厂执照更新制度所依据的文件体系首先是NRC制定的联邦 法规10CFR547（核电厂运行执照更新的要求），该文件给出核电厂执照更新申请 的法律依据和基本要求。以上述联邦法规为依据，NRC又制定了实施执照更新申 请的导则，RG1.1888，对核电厂运行执照更新申请的标准格式和内容作了规定， 同时，美国核能研究所（NEI）也出版了工业导则NEI95-10，对业主如何按 10CFR54的要求进行执照更新的申请给予诠释性的指导，另一方面，为了指导NRC 人员审查业主提出的核电厂执照更新申请
7、，NRC还发布了标准审查大纲180010 和1801m,其中1800是综合性导则，1801则要求NRC人员在审查过程中按表单 形式的GALL （Generic Aging Lessons Learned）报告的要求，对核电厂已有的 管理大纲和程序在电厂执照更新后是否要补充、修改做出评价，该标准审查大纲 虽然是给审查人员用的，但对核电厂建立适当的老化管理大纲或体系也具有重要 的参考价值，值得我国核安全监管部门、核电厂业主及其技术支持单位借鉴、参 考。我国第一座自主设计建造的核电厂秦山核电厂投入运行的已有14年， 目前共有9台机组，共670万千瓦的装机容量投入运行。当前，我国核电正处于 加快发展的
8、阶段，至 2020 年我国核电的装机容量将达到 4000 万千瓦，按百万千 瓦机组计，将新增 30 多台机组。由于核电厂老化管理对设计、建造、调试、运 行等各方面的资料有很大的依赖性，因此，在核电厂设计阶段应充分考虑将来开 展老化管理的需求，从核电厂一开始投入运行即应着手开展老化管理的基础性工 作。在新版的国家核安全法规核动力厂设计安全规定（HAF102）和核动力 厂运行安全规定（HAF103）已对此作了相应的规定，这将有利于促进我国核电 厂在设计、建造和早期运行阶段就未雨绸缪，积极为开展系统化的老化管理创造 条件，为核电厂长期安全、稳定运行打下基础。但这仅仅是第一步，要建立我国 核电厂老化管
9、理监管体系还需要做大量的工作，其中既包括政府管理部门、监管 当局从政策、战略层面的宏观把握，也包括核电厂业主从具体实践上的总结提炼， 还包括研究设计院等各单位在管理方法、分析评估、技术支持等方面的研究开发。 2 核电厂老化管理和寿命评估的技术开发核电厂老化管理和寿命评估是一项技术性强、综合面广的系统性工作，从核 电厂日常的工作内容看，涉及运行、检查、监督和维护等各个方面的管理和技术 积累，从专业层面看，涉及设备设计、结构力学、材料、焊接、腐蚀与防护、水 化学、无损检测、仪电、核安全、数据库技术等多学科。因此，除了核电厂业主 从电厂内部管理的角度开展相关的基础性工作外（如老化管理体系的建立和完
10、善、瞬态统计、记录保存等等），还需要外部的组织在上述若干项领域内建立必 要的技术储备、提供充分的技术支持。国家核安全监管部门从对核电厂安全运行 进行有效的监督和管理的角度出发，需要制定相关的法规和导则，或推荐采用相 应的规范和标准，来指导核电厂的运行、检查、评估和维护等行为，而适用的法 规、规范或标准的制定，需要有大量基础数据、研发成果和运行经验的积累。上 海核工程研究设计院作为我国第一座自主设计建造的秦山核电厂的总体设计院， 专业配置齐全完整，对核电厂系统、构筑物和部件的设计、分析、检查和评估有 全面了解，较早开展了核电厂老化管理和寿命评估方面的规划和研究开发工作 121。4为促进电厂核电厂
11、老化管理和寿命评估相关的研究开发和服务工作，我院 成立了跨部门的核电厂设备评估和寿命工程技术中心，以统合资源、优势互补。为了使相关的科研开发能切实满足老化管理核安全监管的要求，更能针对运 行核电厂的实际需求，做到可持续发展，需要将研究开发的内容分成若干模块， 逐步加以实施。图2.1给出了各开发的模块及其相互关系。分析评价工具的配置和开发ANSYS 通用有限元结构分析: MARC非线性断裂分析 J积分，ASME XI）:PATRAN有限元建模公共平台:FATIGUE疲劳断裂计算（裂纹扩展速率da/dN）:CFX相关规范标准的理解、运用和开;ASME 系列流体动力学计算:SHOCK 承压热冲击分析
12、评定23:PFMAC 概率断裂力学分析18:老化管理专用软件的开发应用（CHECWORKS, COMSY等）ASME-B&PV III，ASME-B&NRC有关导则10CFR50、RG1.199、1.154、1.18IAEA老化管理系列导则安全系列、技术系列、审EJ/T 1033-96 （防快速断裂各相关技术规范标准的编制材料性能和老化退化机理的试验研究反应堆环境对奥氏体不锈钢、低合金钢 疲劳性能的影响2427国产508-III钢及碳钢应用可靠性研究 2830反应堆压力容器和堆内构件监督与寿 命评价技术研究3133蒸汽发生器传热管材料性能和结构完 整性研究3437核电厂压力边界材料性能研究38
13、41 设备材料性能数据库的开发42 1E级电缆老化性能试验研究 核电厂安全相关SSCs的主要老化机理 及其缓解对策的研究沿海核电厂海水系统管道设备腐蚀与 防护研究43分析评估和老化管理方法的建立核电站关键部件在实际运行工况下的结构完整性分析-和评定.反应堆压力容器承压热冲击断裂分析和评定16:关键设备在役检查发现缺陷后的分析评价方法研究17:管道异常或突发事件情况下可靠性分析及预测技术.结构完整性分析的概率评价系统研究18:辐照监督结果审评与压力温度限值修订19:核电厂重要转动设备役前和在役状态评价20:核电厂设备故障诊断、失效分析和改进设计研究21:1E级电缆老化评价方法和建立电缆老化数据库
14、 核电厂老化管理方法及老化管理大纲的研究开发22在役核电厂设备评估和老化管理秦山核电厂定期安全审查（老化管理、设备合格鉴定）、RPV中期评估 秦山三期CANDU电厂老化管理恰希玛核电厂运行状态评估秦山一期、二期、三期、恰希玛核电厂管道和转动设备振动测量和故障诊图2.1上海核工院核电厂老化管理与寿命评估技术开发模块及相互关系如图2.1 所示，在整个技术开发体系中，核心是建立并掌握分析评估和老化 管理的方法，如反应堆压力容器在实际运行工况和假想事故工况（如承压热冲击） 下的结构完整性分析评价方法、关键设备在役检查发现缺陷以后的分析评价方 法、核电厂老化管理大纲以及老化管理审查方法的研究开发等。围绕
15、着分析评估 和管理方法的建立，需要有一系列配套的模块给予支持。首先，需要对法规、导 则、规范、标准等要有比较深入的理解，并将这种理解体现到分析评估方法的建 立和分析评价程序的开发中去，经过一定的技术积累，还可进一步开展老化管理 相关规范、标准或导则的开发；其次，需要配置适用的分析评价工具，如疲劳裂 纹扩展分析程序，承压热冲击分析程序等，这些工具可以在引进的国际知名通用 程序基础上作二次开发，也可以开发一些小型的专用程序等，国外很多电厂已建 立了专用的老化管理软件，如法马通-西门子的COMSY，美国EPRI的CHECWORKS 等，这些软件已证明是核电厂老化管理的有效工具，可以在引进的基础上加以
16、二 次开发；再次，需要对材料，包括金属材料和电缆等在使用条件下的各种性能， 包括特殊性能进行研究，建立材料性能数据库，同时，应结合不同核电厂的实际， 对核电厂安全相关设备的主要老化机理进行分析研究，为分析评估提供输入，为 缓解老化提供对策；最后，需要对运行状态的监测方法进行研究和开发，如高温 承压设备的疲劳实时监测系统、热分层载荷的实时监测方法的开发应用、转动设 备和管道役前和在役监测系统等，运行状态的监测将直接为分析评估提供可靠的 运行参数。所有这些模块最终将直接或间接用于为运行核电厂提供老化管理和寿 命评估相关的技术服务。上述各类技术开发项目中，有些已列入国防科工委“九 五”核电通用技术研究项目或“十五”现役核电厂应用技术研究
