秦山核电厂运行许可证延续技术路线研究与应用

通过调查研究国际上核电厂主流的延寿技术路线，制定了适于我国核电厂延寿的技术要求，确定了安全评估的主要内容。采用该技术路线在秦山核电厂开展了安全评估的范围筛选、对象筛选、老化评估、最终安全分析报告增补、环境影响评价、工程改造等方面的工作。实践应用表明，该技术路线切实可行，满足我国的核安全监管要求，秦山核电厂的运行许可证延续（OLE）项目最终通过了监管部门的审评，获得了延续运行许可证。     

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。     

秦山核电厂长期运行工程实践

秦山核电厂是中国大陆首个面临运行许可证延续（OLE）的核电机组，是中国大陆首个获得批准延长运行20 a的核电机组。本文介绍了秦山核电厂运行许可证技术体系及相应的流程，秦山核电厂OLE的成功经验对后续核电厂开展长期运行有很好的借鉴意义及示范作用。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

秦山核电厂运行许可证延续研究与应用

秦山核电厂是我国首台自主设计、建造、运营的商用核电机组.作为我国首台开展运行许可证延续工作的核电机组,秦山核电厂在机组运行许可证延续工作中,按照国家核安全局《<核电厂运行许可证)有效期限延续的技术政策(试行)》,确定了一条具有中国特色的运行许可证延续技术路线,开展了范围界定和对象筛选、老化管理审查、时限老化分析、FSA...     

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。     

瞬态监督和处理方法在核电厂运行许可证延续中的应用

核电厂延续运行前,由于缺乏瞬态监督管理对核电厂延续寿命影响的具体认知,相关瞬态监督和控制仅限于设计寿期范围内,没有涉及到延续运行。这导致核电厂在运行前期没有针对性地管理瓶颈瞬态的消耗,从而减少了核电厂实际可达的寿命长度;或者相关瞬态数据收集不够详细,不足以支撑更细致的疲劳分析,在延续运行评估时只能采取更多的包络处理,难以实现更长的评估寿命。本文针对上述此问题,通过汲取秦山核电厂延续运行研究中瞬态相关经验,从日常运行监督和专项延续评估两个方面,对核电厂延续运行瞬态监督和数据处理进行研究,形成了适用于核电厂延续运行的瞬态管理技术方法,可有效指导后续核电机组开展延续运行工作。     

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。     

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。     

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。     

核安全级电缆鉴定寿命的分析再评估技术

基于对安全级电气设备（1E设备）鉴定方法和鉴定寿命的分析和研究，将分析再评估技术应用于核电厂有环境鉴定要求的电缆（EQ电缆）的寿命评估，可在满足安全要求的前提下合理地延长EQ电缆的鉴定寿命，确保电缆在鉴定寿命的延长期内仍然能够按照规范的要求实现其预期功能。该方法不仅可用于核电厂正常运行期间电缆合格鉴定状态的评估，也可用于电缆在核电厂运行许可证延续（OLE）期间实现其预期功能的能力评估，该方法在国内核电厂已有实际应用。     

核电厂执照更新管道老化管理临时导则解析及应对实践

在秦山核电厂运行许可证延续申请审评对话阶段,审评组和申请方与美国核管会技术交流时首次接触到核电厂执照更新临时导则,发现临时导则变更反映了执照更新审评的经验总结、老化管理新成果和新技术的变化,是执照更新基准文件不可或缺的一部分。鉴于国内许可证延续借鉴了执照更新的技术思路,国家核安全局要求电厂按照临时导则要求补充论证分析,是审评对话中提出的重大纠正行动。本文基于临时导则在秦山核电厂老化管理及运行许可证延续审评中的良好实践,以埋地管道、消防水管道、含硼水环境下不锈钢管道、侵蚀机理四项管道老化管理变更为典型对象,详细分析了其变更内容,并给出了行之有效的应对策略,供国内核电厂开展老化管理及延寿工作、核安全监管单位编制中国核电厂通用老化经验报告借鉴参考。     

浅析美国核电厂执照更新的物项筛选原则

我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。延续论证首先需要确定纳入审查范围的系统、构筑物和设备,并需要对这些系统、构筑物和设备进行评价,以确保核电厂的安全性。本文解读了美国法规对核电厂执照更新中物项筛选原则的要求,并对其进行分析和研究,为我国核电厂运行许可证有效期限延续申请和相关审评工作提供了参考依据和支持。     

核电运行数据库的研制与应用

核电运行数据库由国内外核事件定级数据库，国外核电厂异常事件库，国外核电运行可靠性数据库的通用数据库和秦山核电厂运行异常事件库四个分库组成。主要内容是数据收集，数据分析，结构设计，代码词典的研究和管理软件的确定。本文还介绍了利用电运行数据库为已投入商业运行的核电厂提供安全分析服务的反馈情况。     

确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨

目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。     

稳压器压力控制系统动态仿真

本文旨在通过核电厂控制系统的全数字仿真来验证稳压器的压力控制系统的设计，并根据瞬态分析的结果来确定各控制环节的参数，分析结果为秦山核电厂调试和最终安全分析报告提供了依据，并与实际高度结果比较验证了分析模型与方法的合理性。