核电厂老化管理与寿命评估的技术开发和应用(728窦一康)

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国核电厂老

2、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，并提高运行核电厂的核安全水平；从

3、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）有完善的运行、维护和设备评估经验反

4、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：1990年出版的“核电厂老化的安全方面”

5、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、组织跨国家、跨地区的研讨会

6、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NEI95-109，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，NRC还发布了标准审查大纲180

7、010和 180111， 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阶段，至 2020 年我国核

8、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理监管体系还需要做大量的工作，其中既包括政

9、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。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

10、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1214。为促进电厂核电厂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

11、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 MARC PATRAN FATIGUE CFX SHOCK PFMAC通用有限元结构分析非线性断裂分析（J 积分， ASME XI ）有限元建模公共平台疲劳断裂计算（裂纹扩展速率da/dN）流体动力学计算承压热冲击分析评定23概率断裂力学分析18相关规范标准的理解、运用和开发ASME 系列ASME-B&PV IIINRC 有关

12、导则RG1.199 、1.10CFR50 、 54、 51UREG 1800ASME-B&PV XI ，154 、材料性能和老化退化机理的试验研究老化管理专用软件的开发应用（CHECWORKS, COMSY 等 ）低合金钢疲劳性能的影响2427508-III 钢及碳钢应用可靠性研究2830命评价技术研究3133整性研究34373841421E 级电缆老化性能试验研究SSCs的主要老化机理及其缓解对策的研究防护研究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 15反应堆压力容器承压热冲击断裂分析和评定关键设备在役检查发现缺陷后的分析评价方法研究管道异常或突

13、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辐照监督结果审评与压力温度限值修订核电厂重要转动设备役前和在役状态评价核电厂设备故障诊断、失效分析和改进设计研究1E 级电缆老化评价方法和建立电缆老化数据库核电厂老化管理方法及老化管理大纲的研究开发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）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断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ASME-O&M Code ， S/G NEI 执行导则IAEA 老化管理系

14、列导则 安全系列、技术系列、审查系列EJ/T 1033-96 （防快速断裂）、 EJ/T 918-94P-T 限值）各相关技术规范标准的编制16171819202122、 RPV 中期评估运行状况检查和监测方法的研究开发疲劳实时监测方法的研究和监测 系统的开发 热分层载荷在线监测方法研究 异种金属在役检查和分析评估技 术的研究开发 转动设备和管道役前和在役监测 系统的研究和实施 松动件监测系统的研究开发 电缆老化的无损探测技术的研究FAC 对策和管道壁厚减薄探测技 术的研究 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

15、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

16、理软件，如法马通-西门子的COMS，美国YEPRI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

17、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项目，已完成开发并通过部级鉴定，有些正在实施过程中。项目的开展为更好地开展运行核电厂老化管理相关的服务和技术改造作了很好的技术储备。运行核电厂定期安全审查在技术开发的基础上，为运行核电厂提供了多方面的老化管理相关技术服务，较为典型的包括，秦山核电厂定期安全审查（对老化管理的审查）、秦山第三核电厂老化管理技术服务、恰希玛核电厂运行状态评估和技术服务等。以下结合秦山核电厂定期安全审查的老化管理审查，介绍技术开发成果在运行核电厂的应用。

18、秦山核电厂于1991 年 12月并网发电，根据国家核安全局的规定，对运行核电厂应以十年为周期开展以考察若干重要安全因素是否得到有效控制为主要内容的定期安全审查。老化管理是需要审查的11 个安全因素之一。受秦山核电公司的委托，上海核工程研究设计院从2001 年至 2003年承担了其中的安全分析、 TOC o 1-5 h z 设备合格鉴定、老化管理和设备实际状态（设计部分）等因素的审查。图3.1 给出了老化管理审查的步骤。首先，按照国家核安全局的要求、核电厂定期安全审查大纲的要求，参照IAEA 和美国NRC的有关规定，制定老化管理审查导则44。审查分面向设备的审查以及面向管理大纲和程序的审查两个部

19、分。在面向设备的审查中， 首先对需要作老化管理审查的设备进行筛选，确定审查对象，编制筛选论证报告 45 , 根据筛选，确定反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器、稳压器、主泵、离心式上充泵、主管道、稳压器波动管、停冷系统安全阀、电动闸阀、1E级电缆、罗斯蒙特压力差压变送器、SPEC200机柜和组件、安全壳以及堆腔附近的混凝土构筑物等15 个部件或构筑物为老化管理审查对象；对筛选的设备，结合设计、制造和安装资料以及运行状况的调研，进行详细的老化机理分析4657 ，找出其中主要的老化退化机理，根据设备的特点和所处环境，其重点关注的老化机理是不同的，例如对反应堆压力容器，重点是辐照脆化和疲劳，对蒸汽发

20、生器，重点是传热管的应力腐蚀，对稳压器波动管重点是热疲劳等；在对老化退化机理有较为深入了解的基础上，对设备运行、检查、监测、维护、资料保存、经验反馈等方面的情况进行审查，并形成针对各设备老化管理的审查报告5869 ，指出审查中发现的强项和弱项，针对弱项提出纠正措施建议，强项的标示是为了给其他设备的管理起到示范作用；对关键设备，根据运行瞬态统计进行疲劳分析7072 ，以了解实际的安全裕度。在面向管理大纲和程序的审查中73 ，对核电厂生产部门的组织机构和职责，各项管理大纲和程序，从老化管理的视角进行审视，考察其是否有利于及时探测并缓解老化。通过审查找出管理上的弱项，提出纠正措施建议。此外，对老化劣

21、化对核电厂安全的影响进行了专项审查74 。最终，形成总报告75 。 HAF0312 “运行核电厂的定期安全审查”制定老化管理审查导则定期安全审查大纲HAF J0068 所推荐 的筛选方法根据筛选准则列出需作老化管理的设备清单按设备确定主要老化机理核电站实际状态设备合格鉴定无规 标准和规定以及与方法设备老化管理审查（包括 历史资料、运行瞬态、维修记录、分析报告、设备现状、组织机构等）否 有老 化管设计资料纠正措施 运行管理部门近期或中、长期 改造计划设备老化状况分析报告，对运行、 老化监测、数据库系统、缓解措施 等提出建议，对具备条件的设备进 行老化分析，给出实际安全裕度审查核电厂现有的管理大纲

22、或程序等是否能用于探测并缓解老化进程，在此基础上形成老化管理大纲的框架和制定计划老化管理审查报告反馈3.1 定期安全审查中对老化管理的审查步骤IAEA 系列ASME 规范NRC 标 准 审 查 大 纲、 NUREG 系列IEEE 系列HAF 系列核安全法规核电厂/设计院资料库有审查老化管理大纲的适用性和有效性，提出修改建议纠正措施向国家核安全局提交报告 并接受审查分专业编制/修改老化管理相关大纲或程序 核电厂定期安全审查，是一项范围广、持续时间长、综合性强的工作，上海核工程研究设计院虽然是秦山核电厂的原设计单位，但定期安全审查还是国内首次开展，缺乏经验，对法规、导则的理解和运用也是边实践、边加

23、深理解。通过直接参与定期安全审查，得到以下三方面的提高：1）历年来在核电厂设备评估、寿命管理方面开展的诸多技术开发成果，在审查中直接或间接得到了应用，由于对核电厂的主要老化机理和实际需求有了更为深入的理解，对技术开发如何更有针对性有了感性认识；2）作为设计院，对设计的产品（系统、构筑物和部件）经过十年运行后的情况有了较为系统性的了解，获得了宝贵的经验反馈，为提高设计能力创造了很好的条件；3）在定期安全审查期间，设计院投入了相当多的人力进行老化管理审查，通过理论与实践的结合，加深了对老化管理和寿命评估方面法规、导则的理解，锻炼了设计院从事老化管理和寿命评估的人员队伍。对建立核电厂老化管理监管体系

24、的几点建议我国的核电发展正处于一个关键时期，最早开始运行的电厂已接近设计寿期的一半， 已投入运行的核电装机容量已具备一定规模，今后十多年又将建造一大批新的核电机组，在此背景下国家核安全管理部门酝酿建立核电厂老化管理监管体系，很有必要也非常及时。以下就建立监管体系提出几点建议，供参考。1） 认真研究消化国际上先进的核电厂老化管理和延寿的法规、导则体系，并在此基础上结合中国国情，构筑中国核电厂老化管理的监管体系。如前所述，目前国际上有代表性的老化管理体系主要是IAEA推行的系统化老化管理体系和美国NRC的核电厂执照更新审查体系。IAEA的体系虽然也给出了一些监管要求，但更立足于帮助核电厂业主加深对

25、老化及老化引起的安全问题的认识，从方法论上对识别主要老化退化机理、建立老化管理大纲、对老化管理的审查等给予指导，IAEA 的主要文件是由各成员国组成的专家组博采众长、反复讨论后形成，比较宽泛，原则性较强，比较有利于加深对老化机理、老化管理理念等的理解，但其可操作性略有不足；NRC的体系是为核安全管理部门审查老电厂执照更新而建立的， 本身就是老化管理监管体系的组成部分，NRC制定执照更新审查有关的法规、导则是基于大量的研究分析和试验，从运行核电厂获得了大量的经验反馈，与其他工业标准或规范有良好的接口，因而具有较好的可操作性，例如，表单化结构的 GALL报告，既可供NRC评估执照更新申请者的设备老

26、化是否得到有效管理，对于核电厂业主建立和完善老化管理大纲也不无参考价值。但是，NRC的老化监管体系主要是针对美国的情况，需要与美国已有的核安全监管体系配套应用。IAEA的体系与NRC的体系各有千秋，两者也在酝酿在IAEA LTO的框架下统合起来。在建立中国核电厂老化管理监管体系时，在理念上可以更多地参照IAEA的体系，而在操作层面上可以更多地参照NRC的体系。充分调动各方面的积极性。建立核电厂老化管理监管体系，除了核安全监管部门制定总的方针政策并牵头组织以外，还应有核电厂业主、研究设计单位等的积极参与。来自核电厂的运行经验反馈以及大量的运行数据统计分析是建立监管体系的重要基础，研究设计单位的设

27、计理念和老化管理与寿命评估方面的技术开发， 可以为监管体系的建立所用。核电厂设备寿命评估体系是建立核电厂老化监管体系的技术基础，应该先期开发并加以规范化，形成标准规范体系。这其中， 对具体设备制定监管规定时应充分利用核电厂原设计者在设计和科研攻关时所积累的技术经验，同时对设备制造、安装、 调试等过程中发生的重大事件及其处理结果有充分的了解和准确的判断。此外，充分发挥工业界、各行业的作用也是建立核电厂老化管理监管体系的重要保证。美国NRC在制定核安全监管体系时，除了自己制定一系列导则、规定以外，还要求执照持有者按某些工业标准开展相关的活动，例如，按美国机械工程师协会(ASM)的某些工业规范进行核

28、电E厂在役检查、缺陷评定、在役试验、日常维护等等。与此相类似，核安全监管部门可以与压力容器协会等行业管理部门合作制定有关规则。 3 建立我国核电厂数据共享和经验反馈体系。核电厂的老化管理对核电厂在设计、建造、调试、运行、检查、维护等各阶段产生的资料有很强的依赖性，同时， 来自内外部经验反馈也很重要。国外主要核电大国在谈到他们的核电厂老化管理经验时会首先提到他们有成百上千个堆年的经验，有些老化管理软件系统如法马通-ANP的 COMS，美国 YEPRI开发的CHECWOR等从软件本身看并没有特别KS的与众不同之处，其价值在于在不同电厂和各个燃料循环的使用过程中积累起来的数据库系统，由于数据库的不断

29、扩充，使得通过软件作出的判断越来越具有客观性和准确性。我国核电厂已有几十个堆年的运行经验，随着今后十几年核电发展规划的实现，运行堆年数将会有急剧的增长，我国核电的特点是堆型多，分属不同的业主集团，如能通过核电厂老化管理监管体系的建立，从监管要求和组织体系上建立跨集团、跨部门的核电厂老化管理数据共享和经验反馈体系，并且这些数据不仅仅在核电厂之间共享，被核安全监管部门所了解，研究设计单位也能有一定程度的了解，将大大有利于建立我国核电厂老化管理的公共平台，有利于老化管理相关的研究更具有针对性，也有利于通过经验反馈提高核电厂设计能力。参考文献IAEA-TECDOC-540, “ Safety Aspe

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