核电厂运行许可证延续评估中电仪设备的老化管理审查研究

通过研读《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》,并参考国外核电厂延寿活动中的经验,结合国内核电厂的运行许可证延续（OLE）评估活动的实际情况,介绍了核电厂OLE中的电仪设备老化管理筛选、老化效应识别评估和管理活动审查的实施流程及方法;分别以实例形式给出了“物项组”、“假想故障”以及“区域空间法”等的应用策略。策略的应用优化了筛选流程,提高了老化管理审查（AMR）活动的效率,对核电厂OLE有一定借鉴意义。     

核电厂机械设备老化管理大纲内容探讨

通过对国内外核电厂老化管理经验的调研,以核电厂机械设备老化管理为主要关注点,结合国内老化管理经验和IAEA的老化管理指导原则,从老化管理的方法和步骤、老化管理设备筛选原则及分级、老化机理研究、系统化老化管理的模式和方法四个方面切入分析,提出了核电厂老化管理大纲内容的编写思路和建议。     

美国核电厂GALL报告解读

GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。     

秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析

为开展秦山核电厂运行许可证延续（OLE）申请的核安全审评，采用文件审查和现场踏勘的方式，依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考美国执照更新（LR）的法规和标准等技术文件，针对老化管理审查（AMR）的筛选、AMR的结果、时限老化分析（TLAA）、安全分析报告增补、老化管理大纲（AMP）等方面开展了深入的研究，形成了相应的审评技术见解和审评经验，为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑，为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。     

高通量工程试验堆老化管理范围确定

为了系统性地筛选出高通量工程试验堆（HFETR）运行许可证延续（OLE）申请要求的老化管理审查（AMR）对象，确定HFETR的老化管理范围，对国际原子能机构（IAEA）和美国核管理委员会（NRC）的核电厂老化管理审查（AMR）的评估范围划定和对象筛选原则进行了分析，并基于研究堆老化管理的要求建立了HFETR的老化管理物项筛选原则。在操作过程中，借鉴美国核电执照更新（LR）的应用经验，对机械部件、电仪部件和构筑物分别建立了具体的筛选流程；在实施过程中采用物项分组方式，系统性筛选出了OLE申请要求的AMR对象，确定了HFETR的老化管理范围。文中描述的方法和应用过程可为我国研究堆在确定AMR范围时提供指导。     

应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究

核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题，确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型，从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响，验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法，通过考虑趋势分析，老化失效模式与影响分析，风险重要度分析，在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵，为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。     

核电厂电气贯穿件设备延寿再鉴定方法研究

以秦山一期核电厂电气贯穿件（EPA）为实施对象，基于已有设备设计、制造、鉴定和实际运行数据，并结合国内外核电厂的设备鉴定、老化延寿管理等标准规范和最新研究成果，开展了核电厂设备延寿再鉴定方法研究，同时结合目前国内核电厂类似EPA等1E级核安全设备老化管理的现状，提出了设备老化管理建议。      

研究堆老化管理审查技术研究与实践

在高通量工程试验堆（HFETR）的运行许可证延续（OLE）申请中，为了论证反应堆老化管理的有效性，采用“原则依据国际原子能机构（IAEA）老化管理导则，操作借鉴美国核电厂执照更新（LR）流程”的策略，对研究堆老化管理审查（AMR）技术进行了研究，确定了HFETR的安全论证基准、范围划定、对象筛选方法、AMR实施流程。通过AMR过程证明了识别的老化效应能够被HFETR老化管理大纲（AMPs）有效地管理，从而确保反应堆在延寿运行期间具备可接受的安全水平。本文提供的AMR技术可为国内研究堆开展OLE申请活动和建立老化管理体系提供工程应用参考。     

IAEA安全报告丛书No.82 核电厂的老化管理:国际通用老化经验教训(IGALL)

正该出版物对合理的老化管理方案提供国际通用基础,同时为新型核电厂设计的老化管理、设计和安全评论提供知识储备。该出版物旨在为老化管理的可用信息建立一个引导图,解决能动结构和非能动结构的老化管理问题,以及水慢化反应堆中易受老化影响且能直接或间接影响核电厂安全运行的部件的老化管理问题。该出版物向以下三种核电厂提供信息:正常运行的核     

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发

根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素.从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容.以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例.     

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。     

秦山核电厂的老化及寿期管理

介绍了核电厂老化及寿期管理的相关背景以及国外核电厂在延寿方面采取的两种主要模式,即执照更新模式和PSR模式。结合目前秦山核电厂开展的主要老化管理工作,提出了秦山核电厂延寿的设想,并对核电厂寿期管理中存在的问题进行了讨论。     

如何发现和解决大亚湾和岭澳核电厂存在的加速老化现象

从振动、腐蚀和有机材料材质三大方面对国内外核电厂设备加速老化现象进行了阐述.根据大亚湾和岭澳核电厂的特点,提出了目前核电厂常规岛可能存在的加速老化问题和主要影响因素,并对如何发现和准确评估已存在的老化现象,以及如何分析和研究加速老化现象和具体的解决措施进行了详细介绍.     

核电厂埋地管的综合监测及评估

针对核电厂埋地管普遍存在的防腐层破损、腐蚀、泄漏等失效情况,本文调研了国际上相对完备的核电厂埋地管降质管理技术体系,归纳总结了核电厂埋地管老化管理方面的3项关键技术,包括埋地管腐蚀风险分级管理技术、埋地管检测技术和埋地管老化状态评价技术,从预防、检测、评估等角度进行埋地管综合管理,可为国内核电厂建立埋地管监测及评估技术体系提供借鉴。     

核电厂老化和寿命管理现状与进展

探讨了国内外核电厂老化和寿命管理方法、法规和实践。总体来说,IAEA的法规和导则指导性强,美国的法规和实践可操作性强,法国的法规和实践则较为系统化和标准化。针对这些特点,结合我国老化管理现状,给出了我国在进行核电厂老化和寿命管理实践以及建立相应的法规导则体系时应注意的问题。     

大亚湾核电站的老化和寿命管理

首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。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。     

Aging management of containment structures in nuclear power plants

Research is being conducted by Oak Ridge National Laboratory under US Nuclear Regulatory commission (USNRC) sponsorship to address aging management of nuclear power plant containment and other safety-related structures. Documentation is being prepared to provide the USNRC with potential structural safety issues and acceptance criteria for use in continued service evaluations of nuclear power plants. Accomplishments include development of a Structural Materials Information Center containing data and information on the time variation of 144 material properties under the influence of pertinent environmental stressors or aging factors, evaluation of models for potential concrete containment degradation factors, development of a procedure to identify critical structures and degradation factors important to aging management, evaluations of non-destructive evaluation techniques, assessments of European and North American repair practices for concrete, review of parameters affecting corrosion of metals embedded in concrete, and development of methodologies for making current condition assessments and service life predictions of new or existing reinforced concrete structures in nuclear power plants.     

核动力装置设备老化管理方法研究

指出了设备老化是核动力装置服役过程中不可避免的问题,它影响到核动力装置的可靠性、安全性、经济性及其寿命;给出了设备老化的概念与管理的目的;分析了设备老化的机理并详细阐述了设备老化管理的方法,指出了把老化机理研究与设备状态监测和故障诊断结合起来,采用主动性维修为主、其它运行维修策略相结合的方法对设备进行老化控制,在实际中是切实可行的．     

核电站用17-4沉淀硬化不锈钢阀杆热老化微结构小角中子散射研究

17-4沉淀硬化马氏体不锈钢阀杆广泛应用于压水堆核电站中，该阀杆在高温（300～350 ℃）下长期服役时面临热老化脆化问题，影响核电站安全。本文针对核电站实际服役的阀杆样品，开展了小角中子散射实验，结合冲击试验、扫描电子显微镜和金相显微镜分析等，将严重老化与轻微老化的阀杆样品进行对比，研究了试样在长期热时效过程中内部nm结构的变化。冲击试验、断口的扫描电镜和金相组织图像显示，严重老化的阀杆发生了明显的脆化现象。利用多分散小球模型和Porod定律对小角中子散射实验数据进行拟合，结果表明，球形nm析出物直径约为1 nm，随着热老化程度的加剧，nm析出物尺寸变大，体积分数增多约19%。小角中子散射结果与材料的宏观力学性能变化有明显的关联性。