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1、核电厂设备的老化管理审查窦一康（上海核工程探讨设计院，上海200233.douk（8snerdi）摘要：老化管理是定期平安审查中应考虑的重要因素之一。本文论述对核电厂设备进行老化管理审查时应着重考虑的几个方面：1）按平安重要性、更换的可行性和经济性等因素对核电厂系统、构筑物和部件（SSCs,统称设备）进行筛选，使老化管理审查集中于典型的、平安和经济意义重大的设备；2）对筛选的设备按其结构、材料、运行工况、环境等因素作老化机理描述；3）对核电厂总的管理大纲/程序以及针对具体设备的管理文件及其有效性进行审查，以确定大纲或程序是否有利于刚好探测并缓解老化退化：4）对设备的实际状况进行调查和分析，给出
2、结论性看法；5）针对审查中发觉的弱项提出订正措施。通过老化管理审查，建立系统化的老化管理大纲，从组织机构、管理程序、运行运用、监测检查、维护更换等各方面改进核电厂老化管理体系，提高核电厂运行的平安性和经济性。关键词：核电厂，设备，老化管理，审查中图分类号：T1.380引言我国第一座自主设计、建立、运行和管理的核电站一秦山核电站运行已逾10年，取得了很好的业绩。依据国家核平安局的要求，对运行核电站应每10年进行一次定期平安审查川。老化管理是定期平安审查中应考虑的重要平安因素之一。核电站的老化是指系统、构筑物和部件（SSCs,可统称为设备）的物理性能随时间的变更过程，这一过程可能涉及单一的老化机理
3、或多种老化机理的结合，所谓老化管理是指为了在可接受的限度内限制SSCs的老化退化而实行的工程、运行及修理等方面的措施。在定期平安审查中进行老化管理审查的目的在于：1）确定核电厂SSCS的老化是否得到有效的管理，从而所要求的平安裕度能得以保持；2）核电厂是否有适当的老化管理大纲用于将来的平安运行。本文简要论述了实施以秦山核电厂为对象的老化管理审查的技术路途和应着重考虑的几个方面。1老化管理审查的主要步骤依据定期平安审查的要求山，老化管理审查的要点有：1）老化管理大纲；2）老化管理大纲中所包含的SSCS的标记方法和准则；3）老化管理大纲包含的SSCS清单，以及为支持老化管理供应信息的记录；4）可能
4、影响SSCS平安功能的潜在老化劣化的评价并形成文件；5）SSCs主要老化机理的了解深度；6）用于刚好探测并缓解老化进程和（或）老化影响的大纲；7）SSCs的接受准则和要求的平安裕度；8）对SSCs实际状况的了解（包括实际的平安裕度）。图1定期平安审查中对老化管理的审查步骤依据上述审查要点，确定如图1所示的老化管理审查步骤。依据该步骤，在经过前期技术打算之后，审查工作从两个方面同步绽开：1）面对SSCS的老化管理审杳；2）面对程序的老化管理审查。面对SSCs的老化管理审查主要针对具体设备，了解设备当前的老化状况，审查针对具体设备的各类管理大纲、程序等是否有利于刚好探测并缓解老化进程。该部分审查的
5、主要步骤是：1）设备筛选；2）老化机理描述；3）收集与设备老化相关的设计、制造、安装、运行、维护和在役检查等方面的资料；4）依据驾驭的资料编写审查报告，针对弱项提出订正措施；5）对个别特殊重要的设备作具体的老化状况趋势分析，预料设备寿命。面对程序的老化管理审查主要针对核电厂各类总体性管理大纲或程序，审查是否有特地的老化管理大纲以及现有的各项管理大纲或程序（如修理大纲、在役检查大纲、设备合格鉴定大纲等等）是否顾及了刚好探测并缓解老化进程的因素，以及大纲或程序的执行状况。在审查过程中的每个阶段，针对不同的设备形成多种文件，最终形成的老化管理审查报告将提交国家核平安局评审。针对审查过程中发觉的弱项，
6、将提出订正措施的建议。2需作老化管理审查设备的筛选由于核电站涉及的SSCS众多，对全部的SSCS都实施老化管理并进行定期审查是不现实也是不必要的。因此须要在众多的SSCs中按平安重要程度、可更换程度、更换的经济性等因素筛选出少量典型设备作为老化管理的审杳对象。依据IAEA举荐的方法闭，筛选过程分两步进行，第一步，评估全部的电厂系统和构筑物，选出其中对电厂平安有贡献的系统和构筑物；其次步，对选定的系统和构筑物中的全部设备，评价设备的失效对平安功能丢失的影响、老化是否是设备失效的潜在缘由以及当前的运行和修理支配是否有利于刚好探测到重要的老化劣化等，由此选定须要作老化管理审查的设备。依据上述步骤，并
7、参照口本、匈牙利等国的阅历，在秦山核电厂定期平安审查中选定如下设备作老化管理审查四：1）反应堆压力容器；2）堆内构件；3）蒸汽发生器；4）稳压器；5）主管道；6）稳压器波动管；7）主冷却剂泵；8）离心式上充泵；9）稳压器平安阀；10）停冷系统电动闸阀：11）核级电缆；12）I&C部件（1152、1153压力、压差变送器，SPEC200组件和机柜）；13）平安壳及堆腔旁边的混凝土构筑物。3设备老化机理的描述和老化管理审查对选择的设备，依据设备的特点、功能、材料、环境条件、运行要求等作老化机理描述。从众多的的老化机理中确定可能会导致设备失效的主要机理，以便在老化管理审查中针对相关机理作重点审查。表
8、1给出IAEA归纳的主要老化机理和对应的敏感材料和部件。表2给出秦山核电厂作老化管理审查的设备应重点考虑的老化因素。从设备的老化机理描述可以看出，核电厂设备的老化问题，从学科上看涉及材料、力学、腐蚀、焊接、制造工艺、工程管理等多种学科，从责任上看涉及设计、制造、安装、运行、检查、修理等多个环节。但是，在役期间对设备的运用状况是关键的一环。因此，针对设备的老化管理审查应重点查设备在役期间的运行、检查和维护状况，收集相关的资料，同时追溯设备的设计、制造、加工等方面的资料。由此，对设备老化及老化管理的状况作出推断。审查设备的老化管理状况首先要审查针对设备特有的老化问题是否有针对性的管理大纲或程序，这
9、些管理大纲或程序是否有利于刚好探测到老化现象并实行措施加以缓解，以及管理大纲或程序的执行状况。为了对设备实际的老化状况作深化了解，须要获得各方面的数据信息，主要包括三方面：D原始数据信息：包括设计资料和设备在运用寿期初期的状况；2）运行历史数据：包括系统和部件的运行条件（包括瞬态数据）以及设备可用性测试和失效的数据；3）修理历史数据：包括设备状况的监测和修理数据。除了查阅文件资料，还应通过与有关人员面谈和到核电站现场干脆视察等手段考察写在书面的管理大纲或程序是否得到有效的贯彻。表1主要老化机理和对应的敏感材料和部件老化退化机理敏感的材料及部件匀称腐蚀、点蚀和耗蚀（低温柔高温）障间和的暗区域、低
10、流淌和无流消部件,平安注射系统、厂用水系统内表面的应力腐蚀开裂（低温柔高温）设得的饵缝旁边（异样的化学条件）外表面的应力腐蚀开裂（有关氯化物：低孤柔高温）沿海核电厂及泄漏阀门旁边的设备（如隔层）箱照助K的应力腐蚀反应堆压力容器和堆内构件磨蚀一腐蚀蒸汽管道和蒸汽分别、热交换器（即湿度分别器再热器）,气轮机叶片隙间腐蚀（低温柔高温）滞流点、焊缝旁边、套管连接区、支撑环焊接处微生物影哈卜的腐蚀（低温）厂用水系统、热交换器、进行压力试验的设备、拆卸修理的设备、锚固螺栓、柴油发动机腐蚀疲惫（低温柔高温）热混合区、特殊是碳钢和合金钢疲惫（低温柔高温）转动设备支撑件和与大设备相连的管道焊缝有关的开裂（熔融不
11、充分、热延屣性、铁索体贫化、缝隙形成：高温或低温）同种金属间的焊缝、可锻材料与铸件间的焊接、低铁索体填充的饵接接头、缝焊焊缝材变区域的开裂（高温或低温）异种金属间的焊缝、出力容器和堆焊层的交界面、平安端与接管的焊缝、阀门或泵与管道的焊缝（碳钢过渡到不锈钢）低温敏化（高温）不锈钢部件、铸造部件热腌化（高温）铁素体不锈钢、不锈钢铸件辐照脆化反应堆压力容器、堆内构件和堆内支承件乳脆（低温）高强度低合金组件、压力容器堆焊层（铁素体相）压力容器堆焊层和容器壁的交界面、锚固螺钉、压力容器和稳压器的支撑件机械磨损、微动磨损（低温柔高温）转动设备粘合和磨损泵和阀门内的部件蛾变和肿胀（高温）堆内构件（受辐射）绝
12、缘脆化和退化电缆、电机绕组、变压器热击穿（绝缘材料）电容器、固态装置局部放电变压器、电感器、中高压设备氧化继电器和断路器的触点、润滑剂、与电气设备相连的绝缘材料表2秦山核电厂作老化管理审查的设备应重点考虑的老化因素设备名称重点考虑的老化因素（部位）反应堆压力容器D辐照脆化（下部简体）：2）疲惫（进出口管、驱动机构管座、上封头与法兰连接处：3）应力腐蚀开裂（封头贯穿件堆内构件1）辐照脆化（堆芯吊篮焊缝、螺钉与精钉）：2）疲惫（堆芯吊篮焊缝）；3）SCC（围板-幅板螺钉）：4）磨损（中子测出指套管）蒸汽发生器腐蚀（二次他内部构件）；2）应力腐蚀开裂（传热管；3）疲惫（给水管咀）；4）磨损稳压器1疲
13、惫（喷雾管咀）主管道D疲惫（U型段）：2）热脆化（弯头）稳压器波动管1）热分层问题主冷却剂泵1）疲惫（泵体）：2）热脆化（泵体）离心式上冲泵D疲惫：2热脆化稔压器平安阀D疲惫停冷系统电动闸阀1）疲惫IE级电缆1）热老化；2）辐照脆化：3）机械振动疲惫1152,1153变送器D湿热老化：2）振动老化：3）机械疲惫：4）过我冲击SPEC200组件和机柜1）热老化预应力混凝土平安亮1）平安亮衬里的锈蚀；2）长期预应力作用下混凝土的徐变；3）预应力钢束松弛对某些特殊重要的设备，应做实际运行工况下的具体的老化状况分析。例如，反应堆压力容器是核电厂关键的不行更换设备，其寿命干脆影响到电厂寿命，对此，拟结合
14、辐照监督检查推算到目前为止压力容器材料实际的断裂韧性，对并对压力温度限值作相应的修订，对承压热冲击后果分析结果作修正。同时，依据到目前为止实际的运行瞬态发生次数，作实际运行工况下容器的疲惫分析。由此，对容器的剩余寿命进行预料，对容器承受热冲击的实力进行评估。对蒸汽发生器，虽然它是可更换的设备，但更换的代价巨大，同时，依据国外阅历，该设备发生故障的频度较高，须要予以特殊的关注，应从材料、结构力学等方面作实际工况下设备状况的综合分析。通过对设备老化管理的审查，找出设备本身的和管理上的强项和弱项，对于弱项要提出相应的订正措施，结合核电厂中长期改造规划予以落实。对于强项，也要进行总结，将个别设备管理上
15、的强项推广到其他设备的管理上。4老化管理大纲的审查依据IAEA的要求，为了适时地发觉并减缓对核电厂平安和牢靠性重要的SSCs的老化影响，以保证它们的完整性和功能特性，应制订相应的老化管理大纲并加以贯彻、实施。IAEA所要求的老化管理大纲是一个系统化的完整体系，具有综合性和超前主动性，通过PDCA（P1.an-Do-CheCk-ACt）的循环起到协调核电厂老化管理相关活动的作用。这一系统化的老化管理大纲的概念由IAEA于1999年正式推出，对各核电厂而言，还须要有一段时期的消化、理解的过程。因此，在定期平安审查中，对老化管理大纲的审查主要体现在对与核电厂的运行、检查、修理等活动相关的管理大纲或程
16、序的审查之中。通过审查，推断核电厂日常的运行、检查、修理等大纲或程序是否考虑了老化管理的因素，是否有利于刚好探测到老化现象并能在相关大纲或程序的指导下实行适当措施加以缓解。除了对大纲或程序等书面的材料进行审查外，还要通过现场视察、与相关技术人员交谈等手段考察这些大纲或程序是否真正得到了贯彻和实施。须要审查的管理大纲或程序主要有：1）预防性修理大纲；2）在役检查、监督、试验和监测大纲；3）数据采集和记录管理大纲；4）设备合格鉴定大纲；5）具体设备的管理大纲；6）化学限制大纲；7）各种操作程序；8）运行阅历、重大事务的分析与探讨等反馈大纲；9）备品、备件管理大纲；10）以牢靠性为中心的修理技术和概
17、率平安分析等相关的大纲。5结语在核电厂定期平安审查中作老化管理审查有助于促进核电厂针对设备的老化问题建立必要的大纲和管理程序，用于刚好探测并缓解老化进程。老化管理审查具有很强的综合性，须要从结构设计、力学、材料、腐蚀、运行、维护、环境限制等多方面作充分的技术打算。老化管理审查不能代替核电厂日常的老化管理，核电厂日常的老化管理应当是长期的、范围更广的、常常性的活动，须要从理念、规章、技术储备、管理实践等各方面作出努力。参考文献1 HAF0312运行核电厂的定期平安审查（送审稿）19992 IAEATechnica1.ReportsSeriesNo.338,Methodo1.ogyfortheMa
18、nagementofAgeingofNuc1.earPowerP1.antComponentsImportanttoSafety,19923窦一康等作为老化管理审查对象设备的筛选论证报告（PSR-AG-DO002）,上海核工程探讨设计院（内部报告），2001年12月4 IAEASafetyReportSeriesNo.15Imp1.ementationandReviewofNuc1.earPowerP1.antAgeingManagement,1999AgeingmanagementReviewforSSCsofNPPDOUYikangShanghaiNuc1.earEngineeringRe
19、searchandDesignInstitute,Shanghai200233,douykSnCrdiAbstract:AgeingmanagementisoneofthemainfactorstobeconsideredduringPeriodica1.SafetyReview(PSR).Thispaperemphasizessomeimportantaspectsforageingmanagementreviewonsystems,structuresandcomponents(SSCs)ofNPP:1)ScreeningonSSCsonthebasisofsafetyimportance
20、andfeasibi1.ityandeconomyofcomponentrep1.acement,sothatthe1.imitedresourcescanbefocusedontypica1.,safetyandeconomicsignificantSSCs;2)AgeingmechanismdescriptionforthescreenedSSCsonthebasisofspecificstructures,materia1.s,operationconditionsandenvironments,etc;3)Reviewingoneffectivenessofexistingmanage
21、mentprogrammes/procedurestodeterminewhethertheycanbeusedtotime1.ydetectandmitigateageingdegradations;4)Investigatingactua1.statusofreviewedSSCsandgivingconc1.usionremarks;5)Somesuggestionswi1.1.begivenfocusedonweaknessdiscoveredduringthereview.ThroughageingmanagementduringPSR,theageingmanagementsyst
22、emwi1.1.beimprovedfromvariousaspects,suchasorganizationa1.structure,managementprocedure,operation,inspectionandsurvei1.1.ance,maintenanceandrep1.acement.Thus,thesafetyandeconomyofNPPoperationcanbeenhanced.Keywords:NPP,SSCs,ageingmanagement,review作者衙介窦一康。上海核工程探讨设计院探讨员级高级工程师，1982年毕业于复旦高校计算数学专业，现从事计算力学、反应堆结构力学、核电站设备老化与寿命管理等方面的探讨和项目管理工作。
