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。     

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。     

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。     

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。     

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。      

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。     

核电厂运行许可证延续(OLE)标准体系建设需求

构建核电厂运行许可证延续(OLE)技术标准体系是能源行业核电标准体系发展面临的重要问题。文章根据我国OLE核电监管要求出发,对潜在需标准约束的工作活动进行了梳理,提出了OLE通用技术要求与专项技术实施要求两类标准相结合的OLE核电标准体系构建方法;在此基础上,分析了OLE主要活动环节的标准需求,并对其颗粒度进行界定和相关要求的说明。该研究可供我国核电行业运行许可证延续标准体系建设进行借鉴。     

秦山核电厂OLE项目特殊管道支吊架改造方案研究与应用

“核2、3级管道支吊架改造”是秦山核电厂运行许可证延续（OLE）工程改造中的一项。项目中有2类较为普遍的但改造难度较大的特殊支吊架：一类是与管道轴线不垂直的刚性支撑杆支架,另一类是使用“导向支架底板”的导向支架。为了满足改造设计要求和相关法规标准,设计了2种新的标准支吊架部件,并实现了标准化和系列化,与已有的标准系列部件配合可满足改造要求。2种改造设计方案解决了项目改造的难题,同时具有改造方便、普适性强、便于推广的优点。     

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。     

美国布朗斯弗里与米尔斯通核电厂申请更新运行许可证

【日本原子能产业协会网站2004年1月8日报道】2004年1月8日,美国田纳西流域管理局(TVA)向美国核管会(NRC)提交了将布朗斯弗里核电厂(1号机组1098MWBWR,2号和3号机组1155MWBWR)3台机组的运营期展期20年的许可证更新申请。1月22日,多米尼奥公司也向NRC提交了延长米尔斯通核电厂2号机组(873MWPWR)和3号机组(1148MWPWR)运行的许可证更新申请。TVA的布朗斯弗里1号机组因电缆火灾事故而于1985年3月停运,2002年5月,TVA决定重新启动布朗斯弗里1号机组。为此,TVA投资18亿美元,采取了一系列防火措施——采用不燃性电缆,对电缆贯穿部位…     

某核电厂RPV辐照脆化性能预测与延续运行评估

我国自主设计建造的某核电厂已进入延续运行阶段,作为反应堆核心部分的压力容器辐照脆化性能评价采用了国外的辐照脆化预测模型,但该模型基于的辐照数据不能有效代表我国反应堆压力容器（RPV）材料的辐照脆化性能,尤其是针对延续运行阶段。本文基于国内外RPV辐照脆化预测模型及其开发机理,构建了适用于我国工程应用的自主低Cu RPV辐照脆化预测模型,该模型考虑了稳定基体缺陷和合金元素析出沉淀等辐照脆化关键因素,同时根据国产低Cu RPV材料的辐照脆化数据,开展了自主模型的标准偏差和裕量分析,结果表明模型预测置信度较高。最后依据自主模型评估该核电厂RPV的辐照脆化性能,证明其延续运行至60等效满功率年（EFPY）具有可行性。     

美核管会1998年以来首次为新铀矿发放运行许可证

<正>【世界核新闻网站2010年10月4日报道】美国核管会(NRC)最近向一号铀业公司(Uranium One)发放了Moore Ranch地浸(ISL)铀矿的运行许可证。这是核管会自     

美国核管会为鹰岩铀浓缩厂发放建设与运行联合许可证

[世界核新闻网站2011年10月13日报道]美国核管会（NRC）已为阿海珐浓缩服务有限公司（AES）发放了许可证,允许该公司在爱达荷瀑布市（Idaho Falls）以西约30千米的鹰岩（Eagle Rock）建设和运行一座离心铀浓缩厂。     

秦山一期常规岛设备更新设计研究

常规岛设备更新是核电站运行许可证延续项目(OLE)中重要的一项工作,文章阐述了我国自主设计、建造的第一台核电机组(秦山一期300 MW级机组)常规岛设备更新项目的设计方案,重点分析了汽轮机更新方案、发电机更新方案、堆机参数匹配、机组背压优化、机组的基座强度复核、常规岛二回路工艺设备的适应性,并对管道系统进行了核算,进一步归纳了常规岛设备更新项目设计工作应关注的重点,为我国后续核电站运行许可证延续项目提供参考和借鉴。     

院实物保护监控中心安全、稳定运行

中国原子能科学研究院在基础设施改造一期工程中，建立了实物保护监控中心。该中心的功能在于防破坏、防盗窃，防非法转移核材料、放射源、机密档案，预防和制止敌对分子或团伙的入侵、威胁、破坏等犯罪活动，对全院的重点要害部位进行集中管理，实施24小时不间断地布防监控。     

美国核管会为贫化六氟化铀脱氟设施颁发建设与运行联合许可证

【世界核新闻网站2012年10月3日报道】在完成了历时33个月的详细评审之后,美国核管会（NRC）于2012年10月3日决定,向国际同位素公司（International Isotopes）颁发一座贫化六氟化铀脱氟设施的建设与运行联合许可证,并允许该公司出售该设施生产的氟气及其他副产品。