核电厂水工构筑物的老化评估

核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物,在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物,本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应,开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动,掌握了水工构筑物的实际服役状态,证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。     

研究堆运行许可证延续技术路线研究与应用

为了支持高通量工程试验堆（HFETR）的运行许可证延续（OLE）申请工作,通过分析美国核电厂执照更新（LR）方法和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）方法,采用“原则依据IAEA、操作借鉴美国”的技术路线,建立了一套适用于HFETR的OLE申请方法。采用该方法指导HFETR开展了定期安全审查（PSR）、老化管理审查（AMR）和时限老化分析（TLAA）等方面的安全论证工作。实践表明,HFETR本次OLE申请中所应用方法可以满足我国研究堆的核安全监管要求,其OLE申请工作最终通过了监管部门的安全审查,获得了延续运行许可证。     

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。     

核电厂运行许可证延续安全评估范围和对象的确定

为确保核电厂延续运行安全评估的完整性和有效性,通过分析延续运行的特点,分析得出安全评估需要重点关注的问题,并据此建立了范围和对象筛选确定的有效方法。通过该方法,秦山核电厂识别出延续运行安全评估的范围和对象,使后续评估得以有效开展。实践证明,按此确定的结果能够满足核安全监管对延续运行安全评估对象的筛选要求。同时也表明秦山核电厂延续运行安全评估的范围和对象的确定原则是合理的,其方法和流程能有效指导后续核电厂的延续运行实践。     

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。     

高通量工程试验堆运行许可证延续的时限老化分析

为了完成高通量工程试验堆（HFETR）运行许可证延续（OLE）申请的安全论证,需要提供一份完整的时限老化分析（TLAA）清单,并通过计算或分析论证各项TLAA在延续运行期内是否满足安全运行的要求。基于美国压水堆核电厂TLAA的经验,采用“材料-环境-影响因素”分析法筛选出通用TLAA和潜在TLAA项目,同时识别出HFETR特定的TLAA项目,获得HFETR需要补充或重新计算分析的9项TLAA清单。通过每一项TLAA的评估结果表明,在10 a OLE内能够保证HFETR的安全性。     

秦山核电厂运行许可证延续申请环境影响评估的实践与思考

针对秦山核电厂运行许可证有效期限到期,为延续运行开展的运行许可证延续（OLE）相关工作,研究分析了美国执照更新（LR）和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）体系,并基于国家核安全局颁布的《〈核电厂运行许可证〉有效期限延续的技术政策（试行）》,对核电厂延续运行环境影响评估的适当性、可接受性、符合性进行了分析研究,提出了适用于我国的核电厂OLE环境影响评估工作方法与流程;结合秦山核电厂的工程实践经验对评估过程中评价基础、评价标准、资料收集范围、源项优化问题进行了研究,并对我国核电厂延续运行相关工作提出了建议。     

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立,分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程,结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题,提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略,研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。      

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。     

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。