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。     

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。     

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...     

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。     

基于构件尺度的预应力混凝土徐变模型研究

为评估核电厂安全壳结构的长期预应力损失,以预应力混凝土梁为研究对象,采用试验研究与理论分析相结合的方法,建立预应力混凝土徐变预测模型。在已有的预应力混凝土梁徐变试验基础上,采用相同的混凝土材料进行相同环境下的收缩试验,以测定预应力混凝土梁的实际收缩变形。考虑到混凝土收缩、徐变、预应力筋松弛的耦合作用,引入龄期调整有效模量法,建立由试验数据推导混凝土徐变系数的计算方法,最终建立预应力混凝土徐变模型并预测其长期徐变变形,为核电厂安全壳结构长期预应力损失评估提供了理论支撑。