核电厂老化和寿命管理DNMC戴忠华

1、核电厂老化和寿命管理戴忠华 刘鹏 大亚湾核电运营管理有限责任公司 (DNMC) 518124 摘要 本文概述了 IAEA 对核电厂老化管理的基本要求和所推荐的实施老化和寿命管理的方 法；介绍了 DNM(实施老化和寿命管理的工作方法和实践。 文章指出老化和寿命管理 工作首先要将精力集中在核电站的关键设备上，然后逐步扩大范围；并且随着经验 数据的积累，工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命 评估转变。关键词 核电厂 老化 寿命管理1. 概述通常，核电站的设计寿命为 40 年。目前，一些国家早期建造的核电站已经 接近它的设计寿命，为了延寿到 60 年寿命，必须对核电站进行全面的

2、安全和经 济评估，以及相关的改造。但是，仍然有一部分核电站由于在建造和运行阶段， 没有实施良好的老化管理， 而被迫退役， 例如美国， 这部分退役的核电站将占美 国核电站总数的 20左右。从而，20世纪 80年代后，如何在核电站实施有效的老化和寿命管理成为了 一个国际关注的课题。 各个国家都在这方面注入了大量精力进行研究和改进， 对 于保证核电站安全裕度、 挖掘核电站的经济潜力、 提高核电竞争力方面做出了重 要贡献。其中， IAEA 为了规范化老化和寿命管理工作，在吸取了各个国家的的 良好实践后， 归纳和总结出了一套系统的老化和寿命管理方法， 并且编写成了技 术导则，为国际上老化和管理的开展奠定

3、了坚实的基础；美国NRC制定了一系列 法规要求， 为核电站老化管理提出了明确具体的要求， 规范核电站老化管理工作 的开展。在十年安全审查中， 大亚湾核电按照核安全局的要求， 对核电站的老化管理 状况进行了认真的审查， 通过本次审查中发现的不足， 结合国际先进的经验和良 好实践，开展了一系列活动，以求不断完善核电站老化和寿命管理体系。2. 老化和寿命管理的方法IAEA核电厂寿命管理技术工作组(TWG-LMNPP依据成员国的建议，推荐实施设备老化和寿命综合管理。图1标明了设备部件的老化和寿命管理之间的总体 关系；理解老化机理和参数就可以管理和改进部件的老化曲线，从而延长了部件的寿命。部件延长的寿命

4、可以定义为是一个期间， 在此期间内，设备部件可以安 全、经济地运作。为示范的目的，图1中假定安全裕量要求值本身也作为依经验 和公众可接受度变化的函数随时间而改变。Tnripa m yea /里裕全安IAEA推荐的实施设备老化管理的方法，主要包括三个部分(参见技术系列报 告第338号，1992年版)，即选择实施电厂老化管理的部件(SSCs)清单，以及分 两个阶段进行的老化管理研究方法，其要点如下：(1) 选择实施电厂老化管理的安全相关设备(SSCs)清单，以及与电厂可用率 密切相关、寿命管理关注的设备(寿命管理扩充SSCs清单，有重点地 实施老化和寿命管理；在实施老化和寿命综合管理时，可按国际核

5、电厂的运行经验和良好实践，并结合本电厂的实际，选定老化和寿命综合管理SSCs清单，在实施过程中补充完善；(2) 理解选定部件的老化机理，选择或开发有效的和现实可行的部件老化监 督和缓解方法、措施，即老化管理研究方法的第I阶段：基础性老化研 究；(3) 老化管理研究方法的第II阶段：综合性深入的老化研究；(4) 老化管理研究成果应用的方式是，通过在线监督、定期试验和在役检查活动，以及维修和运行方面改进行动的有效实施，有效地管理所选部件的老化降级，将老化降级限制在允许的范围；并力求实现设备部件的服役寿命测算等。鉴于安全性和经济性都是核电的生命线，因此在作出老化和寿命管理措施、 行动类别的选择，实施

6、时机的选择，以及电厂是否延长寿命继续运行这类决定时， 经济性方面的考虑也是十分重要的。3. 国际上实施设备老化和寿命管理的经验3.1 概述拥有较多核电厂的国家都在建立各自的核电厂寿命管理大纲， 它们的方法各 自不同，IAEA核电厂寿命管理技术工作组(TWG-LMNPP现正努力使这些方法和 谐协调起来。现在许多国家，如美国、日本、英国、西班牙等国已宣布了其寿命 目标，核电厂的运行寿命正在成功地被延长。例如：至 2003年，美国有 19 台核 电机组已获得US NRC勺批准，将运行执照从原来的 40年延长至60年。在实施 庞大的评估计划之后法国核电机组可能有 40， 50， 60年或更长的运行寿命

7、(取 决于 10 年定期安全审查)。在日本， 领先的运营公司开展的研究表明， 只要实施 恰当的维护措施，压水堆的寿命可达到 60年。在某些国家， 机组运行执照期间被认为是寿命， 而且不需要与技术限值相联 系。而在其它国家， 机组安全寿命是必须实施的安全法规的一个指标， 而且成为 寿命评估的首要一步。考虑到监管机构、 设备供应商、 电厂管理层和其它感兴趣机构对机组寿命管 理采用的不同方法， 除美国之外的大多数国家或地区， 核电厂的寿命管理主要有 如下 4 个步骤：1) 高水平的日常运行和维修活动，利用有效的经验反馈方法和机构， 采用持久的改进，来提高安全性和实施改进的费用 / 效益比；2) 按“

8、特大维修”大纲，制定和实施维修和更换大型设备、部件的预 期计划；3) 利用新的参考基准和更新的安全水平，每 10 年进行一次全面的安 全审查；4) 制定核电厂寿命管理大纲，标明可能影响电厂寿命的决定，改进运 行和维修，并包含有关老化现象的新的研究项目。当计划核电厂的老化管理和寿命管理的各种活动时，都必须综合考虑安全性、可用率、 费用及辐照剂量等。 而设备可靠性管理方法就是在电厂一级或系统 一级综合考虑这几个方面的有效方法。3.2 法国核电厂寿命管理法国电力公司（EDF）从1983年起实施一项“寿命管理计划”，旨在理解和预 测老化问题。 按照该计划， 经常地评估可能影响核电厂寿命的每一件事情 （

9、如技 术、工业、经济和法律、保险等） ，目的是确定并实施为达到预期寿命所需要的 措施。由于电力市场的条例松绑， 许多核电厂都不得不改善其经济竞争力， 如果维 修费用并不过分高， 延长现有机组的寿命， 是在竞争激烈的市场情况下， 提供持 续的电力生产的现实可行手段。而如果现有某台机组的寿命缩短大约 10 年，提 前支出的退役、拆卸费和机组更新费可达数十亿欧元。EDF寿命管理计划分以下两种情况：不可更换的两种部件一反应堆容器及安全壳，关于900MWPWR容器至少 可服役 40 年的综合案卷， 目前正由法国核安全当局进行审查； 对于安全 壳,900MW机组安全壳的寿命至少为40年已经被普遍地接受。而

10、1300Mwe 机组的安全壳，需按各自的情况进行监督和采取解决措施； 完全或局部可更换的部件，包括更换费用昂贵的部件， 诸如蒸汽发生器 （已在 7 个机组上更换了蒸汽发生器） 和堆容器封头（已在 40个机组上 更换了堆容器封头）。正在实施雄心勃勃的研究开发计划， 以便理解设备、 部件老化降级的机理，诸如侵蚀、腐蚀、疲劳、磨损、热老化，辐照老 化，以及这些机理的动力学；对真实的设备也进行了实验研究，以便确认研究开发工作，为此对于 1991年关闭的Chooz A电站（300MWe PWR 开展了一项重要的服役后检验、试验和研究评估计划） 。EDF寿命管理计划由总公司组织各方面的专家分专业组，投入相

11、当多的资源加以实施，例如，反应堆容器及一回路管道部件的寿命管理项目，分别有5-6个专业组，各由数十至近百名成员组成，经过 3-5 年的研究、分析评估，才提出 推荐性寿命管理行动供决策层审批。 电力公司的主要职责是安全地和经济地运营 核电站；只要延寿的竞争性得到论证， 现有机组的延寿可行性就一直存在， 就绝 对有必要跟踪安全法规条例的任何变化，做好延寿的准备。在法国，像某些其它欧洲国家那样，定期的安全审查是按 10年为基础来实施的，经安全监管当局同意的这一程序包含以下几个主要部分：澄清作为机组执照申领基础的安全法规条例（法规、准则、适用的规格 书等）要求；考虑经验反馈以及大多数新近投运机组的执照

12、申领基础，重新评价安全 法规条例的要求；评估电厂的真实状况与当前执照申领基础（即安全法规条例要求）之间 的差异，列出相应的改进项目清单；确认机组未来 10 年的运行将满足经重新评价的安全法规条例要求。 为此就需要制定完善化计划， 而且要求对关键的解决措施进行详细的定性和 定量分析； 完善化计划首先就是确定： 是否需要按法规条例要求采取措施， 来维 持核安全水平。 如果不需要， 完善化计划则按照费用效益平衡原则来制定。 当 安全法规条例演变时， 就可能导致无法接受的费用增加， 或完善化改进项目影响 到原设计的重大技术特性而变得不可行。确定论方法和概率论方法要恰当地综合起来应用， 以便获得更为平衡

13、的改进 项目计划。需要考虑的因素是实施的可行性、费用、风险、辐照剂量、放射性废 物量及其它因素。EDF核电机组高度标准化这一事实，使得必须预先了解可能影响主要部件的 重大老化降级， 并且确定现实可行的长期部件更新 / 更换战略。“特大维修”是指 全国性计划，一般电站机组寿期内计划只实施一次，而且费用巨大和 / 或对可用 率有大的影响的维修操作。EDF的“特大维修”活动（例如更换蒸汽发生器、容 器封头、控制棒驱动机构，某些发电机定子重绕线圈等）每年花费约2.53亿欧元，而EDF每年的定期维修费用通常是15亿欧元。“特大维修预测”计划包括：识别可能实施的“特大维修”操作，并确保采 取各种适当措施，

14、 使这些操作实施时对电网运行性能的影响减至最小。 特别是要 避免在同一时期内不得不实施大量的重要操作。 这一计划定期地评审最敏感部件 的设计、制造条件和运行经验， 识别这些部件可能发生的重大老化降级现象； 评 估潜在的后果，并提出为达到至少 40 年寿命需采取的最恰当的战略。为了延寿获得成功， 电力公司必须增进对老化机理的了解， 向核安全局阐明 机组（特别是关键部件） 延寿的可行性， 并且以树立榜样般的方式运营好现有的 机组。延寿计划的第一步是关注各种设备部件设计寿命的技术终点这一问题。 部 件的老化取决于运行状况和检修状况。 而部件老化对电厂延寿的影响取决于更换 这些部件的困难程度。对于某一

15、个部件，它的设计、制造、运行历史，维修政策 以及研发（R&D项目都必须加以考虑。从寿命管理的角度考虑， 某些部件由于更换的困难性或费用昂贵， 被识别为 关键部件，EDF选定的关键部件有：反应堆压力容器，主回路大直径管道、蒸汽 发生器、主冷却剂泵、稳压器、控制棒驱动机构、反应堆堆内构件、安全壳、汽 轮机、发电机、仪表控制系统（I&C）、电缆等。依据目前掌握的情况，并无设备 问题会阻碍核电厂达到和超过 40年寿命目标，虽然反应堆压力容器和安全壳需 要加以特别的关注，但在适当的设备监督及维修状况下，EDF认为运行的PWR机组达到 4050 年寿期是合理的目标。值得关注的是，EDF于 1983至199

16、6年间实施了一项“寿命管理计划”，积 累了不少寿命管理经验，制定并实施了“特大维修更换计划” 。但 2001 至 2002 年间，EDF按核安全监管当局的要求，更新了 “老化敏感的设备和构筑物清单”。搞了十多年寿命管理计划之后，从2002年 11 月起转为搞老化和寿命管理， 计划于 2003-4 至 2004-12 期间制订总体计划，准备老化示范案卷，确定补充研 究项目及运行维修的改进项目，将于2004-12至2008年间结合准备900MW机组 的第 3 次十年安全审查，完成老化示范案卷，并实施相关改进决定。3.3 美国核电厂老化管理经验及联邦法规“执照延长条例”概述美国核监管会（NRC详细总

17、结了美国核电厂实施老化管理的经验教训， 以“所 学到的通用老化教训”（即GALL）报告形式发表，供美国核电厂参考，也成为国 际上核电厂实施老化管理的有益借鉴。 IAEA 在制订有关核电厂老化和寿命管理 的安全报告、 技术报告和导则， 以及推介相关的方法时， 都认真地参考和吸取了 美国等国核电厂实施老化管理的经验教训。美国核电机组运营执照期限为 40年，这个期限是 20世纪 50年代由当时的 原子能委员会确定的， 它被认为是依据工程判断来确定， 并且与典型的投资定期 回收进度计划相一致。按照美国联邦法规“延长执照条例” （10CFR54），当机组按已颁发的运营执 照运行约30年时，通过准备延长执

18、照申请并经美国核监管会 （NRC的审查和批 准，可以获得附加 20 年的执照延长。美国核电机组延长运营执照申领方法的主 要特征是：延长运营执照评审中， 有关老化评审的范围只包括非能动的长寿命部件； 美国延长运营执照评审方法的应用包括：筛选确定评审范围，完整的电 厂评价，最终安全分析报告（FSAR和环境影响报告（EIR）的修订等。美国的“延长执照条例” 集中评审非能动的长寿命部件， 以及管理这些结构 和部件的老化管理大纲。 成为延长执照申请的主要部分的老化管理大纲是现行的 大纲，为延长执照所要求的老化管理行动非常少， 而且目前还没有哪个电力公司 已经承诺作为延长执照的直接结果去更换部件。NRC比

19、准延长执照申请就给电力公司一个选择机会，只要电厂承诺愿意实施经同意的老化管理大纲，机组就可以继续运行额外 20 年。这些老化管理大纲就 构成完善的电厂寿命管理大纲的基础， 将管理电厂的设备材料状况， 使电厂系统、 结构和部件的运行寿命最佳化，并使电厂的价值最大化。至2003年，NRCE经批准19台核电机组的运行执照延长， 而且正在评审11 台机组的延长执照申请。据预测，美国可运行的 104台核电机组的大多数 （超过 80%）都将获得批准运营执照延长。 匈牙利原子能管理局决定借鉴美国的经验， 采 用美国的方法延长其 Paks 1 号机组的运营执照，该机组于 1982年服役，原“设 计寿命”为 3

20、0 年。3.4 其它国家核电站老化和寿命管理的现状德国电力公司采用法马通ANP开发的一体化电厂寿命管理概念，它可用于新 的和正在运行的核电厂，并且考虑到了与电厂安全、机械、电气、仪表控制部件 以及土建结构、电厂的文件、电厂人员、备品备件、行政控制和运营管理等相关 的老化现象。该一体化电厂寿命管理概念综合了选择与寿命管理相关的系统或部件的策 略和指定采用的监督方法。 首先通过初步的安全评估， 识别对安全最为重要的部 件，并提供了安全水平相关的分类方法。然后按部件对安全及可用率的重要性， 再按其潜在的老化降级倾向进行筛选和分组。 最后，对于已有降级潜在可能性的 部件，对应已经识别的降级机理提供有效

21、的解决措施。 选择的过程提供了老化相 关部件合理的优先等级， 并为它们建立特定的寿命管理策略， 以便监测它们的状 况。在俄罗斯，原子能部支持寿命管理的研究工作， 由19982005及20002007 两个开发计划所组成， 现仍处于老化和寿命管理的准备和起步阶段， 研究项目主要包括：开发和改进规范化的、讲究方法学的支持性数据库； 为论证开发中的规范化及讲究方法学的文件而作的研究工作； 为验证和作为参考标准控制样品基体所需的软件和数据库的开发； 为方法学和电厂寿命管理大纲实施所需的信息。在日本， 原子能研究所开展的有关反应堆结构材料老化的研究计划的目的， 是维持长期运行中经受老化的安全相关的结构和

22、部件的完整性。 由日本经济贸易 和工业部（MET）识别的主要部件有：反应堆压力容器、反应堆堆内构件、主冷 却剂管道，再循环泵，电气电缆，安全壳结构和混凝土结构，利用曲线方法作的 断裂韧性评估与欧盟和美国的方法进行了比较。日本正在开展一项有关辐照加剧的应力腐蚀开裂（IASCC大型研究计划， 以便确定轻水堆堆内构件应力腐蚀开裂的原因。 虽然反应堆堆内构件并不是承压 边界的一部分， 而且许多都是可更换的， 但堆内构件的降级可能导致不规则的冷 却水流或产生松动零件， 松动零件可能造成其它部件的损坏。 为了从机理上搞清 IASCC对中子辐照材料的影响，巨大的研究工作正在热室中开展。韩国正在实施核电厂寿命

23、管理第一阶段计划，目的是为其 Kori-1 号核电机 组的运营执照延长作可行性研究，并评估所选定的13 类重大部件 （组）的老化效应；韩国参照IAEA建议、国际上的经验，结合其本国的实际，选定实施寿命管 理的部件或部件组有：反应堆压力容器，反应堆堆内构件，稳压器，电缆组， 1 级管道组，非 1级管道组，非 1级阀门组，非 1级泵组， 1 级支承结构组，热交 换器组， 2级压力容器组， 3 级压力容器组，配电、控制及监测设备组等 13类重 大部件或部件组。 韩国非常重视老化和相关数据库的开发应用， 正在应用的老化 和寿命管理数据库的结构是，利用WEB勺编程方式，便于数据的输入和查询，数 据库是针

24、对选定的上述 13 类重要部件进行编程，而每个部件类型不一样，数据 类型和结构也不一样。 主要内容包括了设计阶段的数据， 制造完工数据、 安装数 据、运行数据、监督、检查、试验和维修数据、备品备件数据和各种相关规范标 准。这样的数据库基本上包括了所有选定部件老化和寿命管理的信息， 能够利用 这些数据对相关部件进行综合评估和寿命预测。 韩国的经验表明， 虽然其老化和 寿命管理数据库的开发经历了 PUMAS/，NPUMAS/NUpgrade， Windows， Webbased PUMAS/N II及ERP等五个阶段，但现代计算机技术的发展，使得后一阶段的数据库都能包容和充分利用前一阶段的数据库，

25、避免了数据输入等重复劳动。4. DNM老化和寿命管理4.1 目前状况大亚湾核电站建造于20世界80年代，属于西屋900MW的机组类型，是法国 CPY机组的改进型机组。由于同国际同类型机组相比建造得比较晚，所以在机组 和设备的设计与制造阶段， 吸取了大量同类型机组的经验反馈和良好实践， 这对 于核电站的老化和寿命管理来说是一个良好的开端。 因为核电站老化和寿命管理 其中一个重要目的就是保证核电站的安全裕度， 而安全裕度的大小是在设计阶段 就已经确定了的，而设备的选材和制造质量对核电站的安全裕度也有重要的影 响。比如，大亚湾核电站蒸汽发生器的管束采用了INCONEL69材料，与早期制造的蒸汽发生器

26、所采用的INCONEL600目比，在一回路水中有更好的晶间应力腐 蚀抗力。核电站有效的老化和寿命管理必须从核电站的设计、制造、安装、调试、运 行阶段全面展开。 而设计阶段和制造阶段的优势， 并不意味着核电站已经拥有了 有效的老化和寿命管理，相反，与国外相比较，我们这方面做的还远远不够，如 对于建造安装阶段的记录不够完整和细致，缺少材料的强度和疲劳试验性能数 据，基础性研究力量不足，对现场关键敏感设备识别不够，对现场监督不够，缺 乏趋势性分析数据和技术， 评估水平有待提高等。 由于这些缺陷和不足对日常的 生产不会造成重大和明显的影响， 所以在核电站运行早期往往被忽视； 但其对核 电站寿命、 安全

27、裕度、设备的老化趋势和更换寿期的评估有重要影响， 而这些方 面往往是在核电站运行到 20 年以后才会显现，并且对核电站的安全和经济的影 响都是十分巨大的。 为了尽可能避免对核电站有重大影响的事故发生， 所以核电 站必须尽早实施有效的老化和寿命管理， 对这些缺陷和不足进行一一识别、 并通 过有效的分析和评估，进行协调解决。为确保电站设备在整个服役期内， 包括在电站的延寿期内， 都能够满足安全 裕度要求， 必须对设备老化进行有效的管理； 从核电的经济性方面考虑， 还要管 理与核电站可用率和电站寿命密切相关、 而又有潜在老化降级倾向的设备； DNMC 在综合考虑国际原子能机构 (IAEA) 和国家核

28、安全局的相关要求， 国际上的先进经 验和良好实践，以及大亚湾的实际情况后，决定实施设备老化和电厂寿命管理。4.2 老化和寿命管理审查按照国家核安全局的要求，大亚湾核电站已经进行了第一次定期年安全审 查，老化管理是十年安全审查 11 个审查要素之一。根据 IAEA 技术导则和大亚湾现场实际情况，把老化和寿命管理审查分为 9 个方面，为：老化管理规程审查老化管理政策和规定 老化敏感 SSCs 的筛选方法 老化敏感 SSCs 的清单 老化管理信息系统 老化管理相关工作审查在役检查瞬变统计化学控制腐蚀防护备品备件老化管理重要SSCs专项审查反应堆压力容器 安全壳和核安全相关构筑物 蒸汽发生器 主泵 电

29、缆其它重要 SSCs通过以上审查， 结果表明：电厂从投入运行开始就及早地按原设计和实践惯 例开展了一系列的老化和寿命管理活动， 取得了实质性进展； 但这方面的工作还 比较分散，缺乏统一的协调、计划和归口管理；对于老化敏感的重大设备，尚未 明确专题项目负责人； 电厂尚未建立用于收集和保存设备老化数据的数据库。 数 据收集和记录保存有纸质和电子文档两类， 其中纸质数据信息难于查询、 不便使 用，而且目前所收集的机组设备数据记录， 还不足以实施有效的老化趋势分析和 寿命评估，迫切需要尽快确定并收集整理实施有效的设备老化和寿命管理所需的 数据、记录、信息，利用计算机化的数据库保存电子数据信息，尽快建立

30、“老化和寿命管理数据库”4.3 实施老化和寿命管理项目根据十年安全审查的结果，DNMC成立了老化和寿命管理组，负责制定电站 老化和寿命管理方案。首先，工作组确定了电站老化和寿命管理目标：对设备的老化进行充分管理，保证其安全裕度； 降低维修更换成本，提高电站经济竞争力； 延寿。通过认真学习、理解IAEA、NNSA有关核电厂老化管理的基本要求，并结合 本电厂的实际情况，DNM决定按照IAEA核电厂寿命管理技术工作组(TWG-LMNPP) 的推荐，实施老化和寿命综合管理；把系统性、前瞻性、预防性为主的老化管理 与经济效益和计划安排综合考虑， 拟定和实施老化和寿命管理行动， 制定电厂设 备长期保健计划

31、。 目标是：在核电厂的整个服役寿期内包括延寿期内， 保证重要 设备的完整性和功能特性， 以确保安全； 并力求达到尽可能高的性能水平， 获得 最大的经济效益和社会效益根据上述的目标，参考了 IAEA技术报告、国际上的经验和我们核电站现状， 将核电站 40 年寿期内的工作分为以下几个阶段进行：第一阶段：核电站运行的前 20 年，主要工作是制定老化和寿命管理大纲、 建立老化和寿命数据库、建立老化趋势分析和寿命评估模型；并适时地 实施监测、缓解和纠正老化的措施； 第二阶段：第 20 年第 30年，开展老化趋势分析和寿命评估工作，进 行延寿准备；提出延寿申请，进行相应的评估； 第四阶段：第 30 年第

32、40年，根据评估结果，对现场相关的文件进行 补充和更新，同时，进行关键重大设备的维修和更换；从而，确定了当前的主要任务为：制定老化和寿命管理大纲和数据库。并围绕这两项主要任务开展了一系列的具体工作。首先，编写了 DNM老化和寿命管理程序，完善了组织分工和责任， 并且对老化和寿命管理工作的规划做了简单的描述。随后，参考了美国 NRC 的 10CFR54.4、 IAEA 技术导则和内外部经验反馈，对老化和寿命管理敏感 SSCs进行了初步筛选，首先选定了第一批重点老化和寿命管理项目，并且把编写第一批项目的老化和寿命管理大纲作为老化和寿命管理工作的第一步 目标，第一批老化和寿命管理项目依次为：1. 一

33、回路水 INCONEL 600的应力腐蚀开裂 （PWSSC；）2. 一回路双相不锈钢铸件的热老化 （Thermal Ageing ） ；3. 管道部件的冲蚀腐蚀 （Erosion-Corrosion） ；4. 电缆的开裂和老化（辐照和高温） ；5. 一回路辅助管道的热疲劳；6. 小支管的振动疲劳；7. 一回路管道的热疲劳；8. 堆内构件的老化和寿命管理；9. 安全壳的老化和寿命管理；10. 反应堆压力容器的老化和寿命管理；11. 蒸汽发生器的老化和寿命管理。12. 变压器的老化和寿命管理；13. 发电机的老化和寿命管理：然后，制定了老化和寿命管理工作规划流程 （图 2）和项目实施流程 （图 3

34、） 目前，13 个重要的老化项目已经取得了实质上的进展， 并且通过系统的 老化分析后，加强重点设备的检查，不但提高了机组的可靠性，而且优化维 修范围和周期，节约了维修成本。随后，DNM将进一步整合老化分析成果和 电站现有的老化监测措施和控制手段，制定老化和寿命管理大纲，从而进一 步完善对核电站重要设备老化机理的理解， 老化监测、控制和分析评估手段。4.4 老化管理大纲编写老化管理大纲是实施核电站老化管理的指导性文件， 同时也是定期安全审查 老化管理审查的对象； 目前核电厂现有的相关大纲都不能覆盖老化管理大纲的 范围和要求， 结构和内容也不能满足老化管理的要求， 所以核电站必须编制既符 合老化管

35、理相关要求又符合现场需要的核电站老化管理大纲，并且实施全面的 有效的老化管理。17图3老化和寿命管理项目实施流程4.4.1 编制老化管理大纲的目的根据核电站老化管理的相关要求和国外成熟的经验，要求制定老化管理大 纲，目的如下：为全面、有效地实施核电站老化管理提供指导和实施文件； 综合、协调和补充核电站现有相关大纲； 为核电站的定期安全审查和延寿做准备。4.4.2 老化管理大纲的范围核电站老化管理工作对于确保核电站安全裕度、 提高经济竞争力和提高核电 站运行可靠性都有很大贡献， 但其最终目标是核电站延寿， 所以，在规定老化管 理范围和大纲编制范围的时候， 要把眼光放在核电站延寿上。 对于核电站老

36、化管 理大纲编制的范围，可以参考美国NRCI勺10CFR54系列安全导则，针对符合以下 原则的设备部件编制老化管理大纲：核安全相关：核安全相关部件可以参考核电站机电仪安全分级清单，同 时要考虑安全相关的构筑物； 非能动：非能动设备，如蒸汽发生器、电缆等；非能动部件，如泵的泵 壳部分； 长寿命：不可更换的设备部件，如安全壳和反应堆压力容器筒体；有寿 命限制的部件，但希望在寿命限值达到后进行延寿的部件，如环境鉴定 类电缆等；寿期内不进行定期更换的部件或只准备进行一次更换的设备， 如蒸汽发生器；上述范围只是核电站老化管理的一个基本范围， 各个核电站可以根据本核电 站的现状确定老化管理大纲的范围。 D

37、NMC将老化管理范围扩大到老化和寿命管 理范围，从而也将经济因素和可靠性因素纳入到了管理范围以内。4.4.3 老化管理大纲编制方法老化管理大纲编制是一项中长期工作， 通常要花费 510年时间，所以在大 纲编制的前期阶段， 应该做好大纲的编制计划。 通过对电站的设备进行老化风险 分析和重要度排序， 得出老化敏感设备清单， 按照老化影响程度、 设备重要性和 紧迫程度， 确定大纲分批编写原则， 并且可以将首批编写的老化大纲侧重于当前 国际上和现场所关注的老化问题。老化敏感清单的制定需要考虑设备的安全级 别、可更换性、更换的难易程度、老化机理、老化影响、经济因素等等。结合国外的经验反馈和现场的工作实践

38、， 制定了大纲编制流程， 如图 3所示 通过此流程，对选定的设备识别其老化理解、影响因素、老化影响，然后收集相 关的现场数据，进行老化分析，最后确定其老化管理任务。在流程中，老化分析 导则的内容侧重于老化技术分析和评估， 而老化管理大纲的内容侧重于将老化分 析任务进行现场实施。通过归纳，对老化管理任务分为了以下四个类型：A检测、检查和维修任务；B 项目分析评估任务（属于一次性的分析评估任务，如老化机理分析或 寿命评估）；C定期分析和评估（对老化管理状况进行定期评估，如定期安全审查） ； D改造、设备替代通过老化管理大纲，将老化管理任务分成以上四类任务后进行实施。最终， 把老化研究、老化分析和评估、老化管理和现场运行、检查、维修等工作紧密联 系起来，真正实现老化管理对于现场工作的指导、综合和协调的作用，这也是 IAEA老化管理工作的核心思想。5. 核电站老化管理工作经验总结通过了解国际上先进的老化管理工作方法和成熟经验， 以及在核电站老化管 理工作方面的大量实践，做了以下总结：老化管理工作的纵向管理方法，将核电站的设计、安装、运行、检查和维修融为了一体，不但实现了设备的全寿期管理，而且从各个环节提高 了设备的安全心和可靠性；随着核电站