秦山核电厂的老化及寿期管理

马明泽，陶 钧，王惠良

（秦山核电有限公司，浙江 海盐 314300）

进入21世纪以来，世界上越来越多的核电厂运行时间已经超过30年，大家对核电厂的老化及寿命管理问题都非常关注。图1显示的是截至2006年，世界上核电机组运行时间的分布图。从世界核电厂运行及发展的趋势来看，随着核电厂运行安全性的提高以及出于经济性方面的考虑，越来越多的核电厂在到达设计运行寿期或运行执照许可运行期限后，仍希望或已经在核安全监管当局的评审通过的基础上继续保持核电厂的运行。为了实现这个目标，核电厂都非常重视电厂的寿命管理，包括：（1）优化SSCs（系统、结构、部件）的运行、维修和服役寿期；（2）将性能和安全裕度保持在可接受的水平；（3）最大限度地回报电厂服役寿期内的投资。

核电厂的老化管理的目的是确保电厂内安全重要系统、构筑物、部件（SSCs）的状态能够被长期有效地跟踪、监测，并且通过各种可量化的信息、可采集的数据来描述SSCs是否能够完成其预定功能，是否发生了由于老化引起的功能降级；进而为SSCs的检修管理、延寿管理提供基于老化机理和实际状态的理论依据，从而有效地控制SSCs各种老化因素的影响，以使核电厂在整个寿期内以及延寿运行期间维持所要求的安全裕度，保证核电厂长期安全稳定运行。

图1 世界核电机组运行时间分布图Fig. 1 Operation time distribution of world nuclear power plants

电厂老化与寿命管理（Aging Management& Plant Life Management, AM & PLIM）综合考虑核电厂安全性和经济性，对核电厂安全相关及核电厂可用率和核电厂寿命相关、又有潜在老化降级倾向的SSCs，采取有效的管理措施，使核电厂SSCs的运行、维修和技术支持（在役检查、试验、状态监测等）最佳化，并采取适当的重新设计、更换和研发等老化降级缓解措施或纠正行动，确保核电厂SSCs在整个服役期间，包括电厂延寿期间，其安全裕度能够满足要求，并维持尽可能高的性能水平，延长电厂寿命，获得最佳的经济回报。

1 国外核电厂寿期管理介绍

1.1 背景

在过去的几十年内，世界核电的重点已经从建设新的核电厂转变到采取措施尽量延长运行核电厂的服役寿期。许多国家采取的方法表明他们在对电厂寿期管理方面的兴趣逐步增加，这主要集中在确保电厂正常的服役寿期及延长电厂的服役或运行寿期。对于一个核电厂，安全方面的考虑是极为重要的。只有安全方面的要求得到满足的电厂才能获得和延长/重新取得运行执照。

以美国为例，美国核电厂的长期运行主要依靠完善的寿命管理，以继续确保电厂运行的安全性和成本效率。安全始终放在运行核电厂的首要位置，美国核电厂的安全纪录继续改善，与此同时，其成本效率也在提高。例如，核电厂工人每200 000工时的事故率大概是0.12次（事故是指丧失部分、全部劳动力或死亡），这个数字大大低于电力工业2.0次和制造业3.5次的平均水平。另一个安全指标是核电厂异常事件报告的数量。数据显示从20世纪80～90年代，这个指标呈显著下降趋势，到2000年以后，稳定在一个相对低的数量水平。

电厂运行的成本效率也是寿命管理的重要部分。虽然安全是电厂运行考虑的首要因素，但为了电厂的长期运行，运行成本效率也是必须要考虑的一个因素。数据继续显示，最安全的核电厂也是最经济运行的核电厂。安全和成本效率之间的正相关性是美国核电复兴的一个主要原因。2006年工业平均生产成本（燃料、运行和检修开支）低于1.66美分/千瓦时。过去几年来的平均生产成本低于2美分/千瓦时，这和其他能够提供大量可靠电力的电力行业相比具有很强的竞争力。

2006年美国核电厂平均容量因子为90%，过去几年来的平均容量因子也差不多为90%。而在20世纪80年代初期，核电厂的平均容量因子低于60%。从20世纪80～90年代，这个指标在不断提高，到现在基本保持在平均90%的水平。而前四分之一的运行核电厂，其年度容量因子达到95%以上。这些高的容量因子是核电厂运行成本下降的主要原因。

美国有100多座核电机组在运行，初始颁发的运行执照的运行年限为40年。对于运行超过40年的核电厂要继续运行，进行执照更新是先决条件，由于实施成功的电厂寿命管理，目前延长运行至60年是一个比较现实的目标。美国首批核电机组在20世纪60年代建成，到现在部分核电厂已达到或接近运行年限。目前，美国已有50座左右的核电机组完成了运行执照的更新，将运行寿命延长到60年，还有部分核电机组运行执照更新在申请中。图2显示了如果采取执照更新后美国核电厂发电量的增加。

图2 执照更新对美国核电站发电量的影响Fig. 2 Impact of license renewal on the power output of US nuclear power plants

在核电厂延寿方面，目前世界上主要存在两种模式：一种是运行执照有期限（一般是40年）的核电厂，在运行执照到期后必须进行执照更新，然后才能继续运行。这方面最典型的是美国的核电厂。在执照更新方面，美国相关的法规以及核工业导则和程序等已经相当成熟了，相应的文件体系也越来越完善。另外一种是运行执照是没有期限的，核电厂必须每10年进行一次定期安全评审，只要评审的结果显示核电厂仍然保持安全运行，则核电厂就一直可以运行下去。很多欧洲的核电厂属于这种情况。例如，法国EDF，根据国家的法规和具体的要求，每10年对其所有的核电厂进行安全评审。对于电厂的寿命管理大纲，集团公司安排进行审查。电厂的寿命管理，关键考虑的因素就是安全和经济问题，只要这两方面都满足要求，核电厂就可以继续运行下去。

1.2 美国核电厂的执照更新

自从1998年第一个执照更新申请提出以来，NRC和核工业相关的导则和程序已变得越来越成熟，相应的文件化工作也越来越完善。例如，NRC已经修订了NUREG-1800，“审查核电厂执照更新申请的标准审查计划”（现在是第1版）；NUREG-1801, GALL报告（现在是第1版）；NEI（美国能源研究所）已经升版了NEI95-10，执行10CFR（联邦法规）第54章——执照更新规则要求的工业导则（现在是第6版）。这些修订后的导则文件结合首次执照更新评审的许多经验可以确保更适合未来的执照更新申请。另外，NRC也调整了一些评审活动，重点关注现场的检查和实地监查。美国与执照更新相关的文件如表1所示。

根据美国核电厂进行执照更新申请的经验，一般来说核电厂获得运行执照更新分5个阶段。

第一阶段是准备及研究阶段，主要包括：准备项目计划、准备项目导则、开发执照更新信息管理系统、准备培训导则、组织机构建立。

第二阶段是工程及环境工作开展阶段，主要包括：电站综合评价（I P A）（系统及设备筛选、老化管理大纲评审）、时限老化分析（TLAA）、环境影响评价。

第三阶段是编制执照更新申请报告，主要是对第二阶段整理的信息进行总结并提供以下信息内容: IPA 结果概要、TLAA 和豁免结果概要、安全分析报告补充材料、技术规格书的修改、初始环境影响报告的补充材料。

表1 美国和执照更新相关的文件Table 1 US documents related to license renewal

第四阶段是N R C审查及批准阶段，这个阶段主要是协助N R C对执照更新申请进行审查, 包括: 响应NRC的要求，提供和执照更新申请安全及环境审查相关的补充信息 (RAIs)、协助N R C进行监查和现场巡查、协助N R C/A C R S(反应堆安全防卫咨询委员会)的公开会议、响应NRC确定的公开和确认项目并根据需要更新相关的支持性文件、根据NRC审查期间电厂的变化情况更新执照、更新申请中的信息内容(要求是每年更新一次)。

第五阶段是承诺和实施阶段，这个阶段包括执照更新申请承诺的和更新的安全分析报告补充部分中列出的老化管理大纲的实施，既包括现有的大纲继续执行，也包括部分现有大纲要进行修订，同时在进入延长寿期前一些新的大纲可能需要制定。

根据美国核电厂执照更新的经验，这几个过程需要4～5年的时间，费用大概需要1 000万～2 000万美元。美国NRC对核电厂运行执照更新申请的审查时间大概是22～30个月。

1.3 PSR在核电厂寿期管理中的作用

IAEA针对核电厂老化和寿命管理颁布了一系列的管理和技术导则如表2所示。

IAEA对核电厂老化和寿命管理的监管要求按定期安全评审(PSR)的模式进行，老化管理是PSR中的内容之一。随着核电厂运行时间的增长，核监管当局对电厂老化安全的关注也随之增加。基于IAEA的理念，老化管理是10年定期安全审查（PSR）所要求的14项安全因素之一。核电厂系统化老化管理应以上一次PSR的结论为输入，通过总体性老化管理活动的开展，为下一次PSR做好准备。系统化老化管理的实施步骤如图3所示。PSR涉及电厂老化和寿命（延寿）两方面的内容，只要电厂相关SSCs老化管理等14项安全因素满足PSR的审查要求，核电厂可10年一个周期不断地循环往复地运行。

表2 IAEA管理和技术导则Table 2 IAEA management and technical guides

PSR老化管理审查内容包括：老化管理组织机构及职责；核电厂现有老化管理大纲和程序对老化管理适用性评估；老化管理设备筛选清单合理性及完整性；筛选的老化管理设备老化机理分析、老化探测方法、老化缓减措施、老化状态评估、老化管理程序的适应性；专题性老化管理的适合性。

2 秦山核电厂老化管理

秦山核电厂是中国第一座自主研发、自行设计、自行建造的核电厂。作为原型核电厂，其电功率为30万kW，设计寿命为30年。核电站于1991年12月15日并网发电，至今已经运行了18年。秦山核电厂在2003年完成了第一次定期安全审查，对安全重要的主要设备均进行了相应的老化机理分析及老化管理审查，发现了老化管理中的弱项，提出了相应的对策。目前，在秦山核电厂已经成立了专门的机构，协调核电厂的老化管理，已经确立了建立一套完整的老化管理体系、电厂安全重要的系统、构筑物和部件（SSC）的老化得到有效控制的老化管理总体目标，并制定了秦山核电厂老化管理的5年规划。5年规划的工作内容框架包括：建立老化管理体系及老化管理大纲、开展部分重要安全相关设备的老化管理、建立老化管理数据库系统。

2.1 老化管理组织机构

老化管理是一项综合性的活动，需要核电厂各相关组织（包括外部组织）协同配合，为此需要强有力的组织保证。秦山核电厂根据IAEA老化管理组织机构模型要求，结合秦山核电厂实际，提出秦山核电厂老化管理组织机构模型如图4所示。

2.2 老化管理大纲

秦山核电厂完成了《秦山核电厂老化管理大纲》的编制，大纲采用了IAEA推荐的系统化老化管理模型。

图3 系统化老化管理的实施步骤Fig. 3 Implementation steps for systematic aging management

老化管理活动以对老化机理的理解为核心，按P D C A循环，即P-P L A N、D-D O、C-CHECK和A-ACT四个方面构成循环。系统化老化管理是将PDCA循环应用于核电厂SSCs的过程，详见图5。

老化管理过程的封闭循环表明,需要根据当前对SSCs的理解和评估以及同行审查的结果，不断改进SSCs的具体老化管理大纲。每完成一次循环，对SSCs老化的认识和管理就上升一个层次。

秦山核电厂老化管理大纲从管理和技术两方面对秦山核电厂310 MW压水堆核电机组开展系统化老化管理提出总体性要求。内容包括老化管理所依据的法规、规范、导则和标准；系统化老化管理大纲的模型和实施步骤；老化管理的组织机构；老化管理大纲与现有管理大纲和程序的关系；老化管理数据收集、记录保存和数据库系统的要求；老化管理设备筛选原则和筛选结果；老化机理分析的技术要求和分析结果；建立针对设备的老化管理大纲；建立针对专题的老化管理大纲；技术退化问题的管理对策。

2.3 关键设备的老化管理

秦山核电厂根据IAEA、美国NRC等机构针对核电厂的老化管理方法，在初步确定应进行老化评价和管理的系统、构筑物和部件（简称SSCs，统称设备）清单并进行筛选的基础上，决定首先开展反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器波动管、仪控电缆、安全壳及堆腔混凝土等的老化管理项目，制定相应的老化管理大纲，建立相应的老化管理数据库，并对其实际老化状态进行评价及剩余寿命进行预测。下面介绍一些关键设备的老化管理开展情况。

图4 老化管理大纲组织机构、功能及其接口关系Fig. 4 Aging management program, organizations, functions and their interfaces

2.3.1 压力容器

对于压水堆核电厂来说，反应堆压力容器（RPV）在核电厂的整个服役期内，无论从技术或从经济角度看都是难以更换的，所以，RPV的寿命就决定了整个核电厂的运行寿命。反应堆压力容器的老化管理工作实际上从设计时就已经开始。2005年5月，秦山核电厂与设计院合作，根据秦山核电厂设计及十几年运行情况,开始对反应堆压力容器进行中期评估和寿命预测方法的研究, 并对秦山核电厂反应堆压力容器中期老化状况进行评估，同时应用该方法来指导与规范今后反应堆压力容器老化管理工作，为核电厂将来的延寿运行奠定基础。先后完成了反应堆压力容器中期评估实施程序、反应堆压力容器材料辐照影响评估报告、反应堆压力容器疲劳损伤影响评估报告、反应堆压力容器结构完整性评估报告、反应堆压力容器特殊问题影响评估报告、前四根辐照监督管试验与理论计算的合理性和适用性的评估及修正计算报告、辐照监督大纲修改建议报告等的编制。其中反应堆压力容器结构完整性评估包括了：RPV材料辐照后脆性转变温度升高的预测、P-T限制修订、上平台能量的评估、承压热冲击下完整性评估。评估结果表明，在现有的输入条件下，秦山核电厂反应堆压力容器在寿期末乃至在延寿阶段（假定延寿20年）的结构完整性是有保证的。

图5 系统化老化管理的实施过程Fig. 5 Implementation of systematic ageing management

2.3.2 蒸汽发生器

蒸汽发生器系统化的老化管理工作自2004年10月正式启动，首先进行的是蒸汽发生器老化管理大纲的开发和管理支撑数据库的建立，希望以此项目来获得老化管理大纲及管理数据收集、记录、储存方面的经验。2005年4月完成了对蒸汽发生器老化机理的分析，2005年年底完成了《SG老化管理大纲》。大纲按照PDCA循环的顺序，对蒸汽发生器老化管理的各个方面作了描述和规定，其中完成的内容包括：老化机理的分析和筛选、建立了老化管理大纲的编制原则和构成、建立了蒸汽发生器老化管理文件体系、确定蒸汽发生器老化管理的内容和时机、建立了蒸汽发生器老化评估的体系、建立了具有一定操作性的蒸汽发生器老化管理工作程序，规定了清晰的工作流程。2005年11月，数据库调试完成，安装在秦山核电厂局域网上试运行。蒸汽发生器老化管理大纲开发及蒸汽发生器老化管理数据库的建立为蒸汽发生器的老化状况评定和寿命评估打下了基础。2006年12月开始，秦山核电厂与相关研究院所合作，开展蒸汽发生器的实际老化状态与剩余寿命的评估工作。2007年建立了SG老化机理的实际老化状态评价和寿命评估体系并通过了外部专家评审。2008年基于SG老化机理的实际老化状态评价和寿命评估体系，对SG运行17年的结构完整性和热性能进行了评价，并在此基础上，对设计寿期和预计的20年延寿期的结构完整性和热性能进行了评估。

2.3.3 稳压器波动管

秦山核电厂稳压器波动管考虑热分层影响下的疲劳因子计算是2003年第一次定期安全审查弱项整改内容之一。为了开展该项工作，需获得稳压器波动管热分层参数实测值，根据实测稳定数据并考虑电厂实际运行瞬态，对稳压器波动管的疲劳因子进行计算并评估稳压器波动管及三通的寿命。秦山核电厂在R9期间，安装了稳压器波动管温度监测系统，以获得稳压器波动管热分层正常的实测数据。目前这套监测系统运行正常，利用这套系统获得了相应的实测数据。上海核工程设计研究院已根据实测数据分析计算考虑热分层影响、电厂实际运行瞬态下的稳压器波动管及三通的疲劳因子和当前使用寿命。2008年12月23日通过国家核安全局的评审，稳压器波动管及三通的预计寿命从24.19年提高至42.85年。

2.3.4 其他设备的老化管理

电缆、安全壳的老化管理工作也已经开展。电缆的老化管理工作包括：编制完成《秦山核电厂电缆老化数据库软件需求分析》：完成数据库框架设计，完成秦山核电厂电缆清册的收集整理，电缆基础信息的收集整理，电缆数据转换，核岛电缆及常规岛运行电缆的现场勘察拍照，完成秦山核电厂电缆老化管理数据库的编写，并部分完成电缆老化管理数据库的数据录入。编制完成《电缆老化评估对象的筛选原则》：调研秦山核电厂现场电缆环境、热区信息，调研国际推荐的筛选方法，确定电缆老化评估的筛选原则。编制完成《秦山核电厂电缆老化状态指标体系与寿命评价方法》：完成电缆老化机理的分析，确定电缆老化状态指标，建立估算使用中电缆剩余寿命的模型, 确定寿命评价方法。

对于安全壳，已完成安全壳老化管理和寿命评价方法调研，钢衬里的防腐及根部的处理。完成安全壳老化及寿期评价第一阶段工作：工作条件确认、资料收集、全面现场普查、氯离子含量检测、混凝土含气量检测、碱-集料反应检测、钢筋锈蚀状况检测、混凝土碳化深度检测、钢筋保护层厚度检测。编制完成了《安全壳老化管理及寿命评价现场实施方案大纲》、《安全壳老化管理及寿命评价项目现场工作报告》、《建立核电站安全壳长期监测系统建议报告》等。

另外，根据核电厂老化管理大纲建立的系统及设备筛选原则，完成了电厂需开展老化和寿命管理的系统和设备的筛选。对其中主要筛选出的关键设备老化管理工作规划如表3所示。

3 秦山核电厂延寿工作的规划

根据目前已完成的秦山核电厂压力容器及蒸汽发生器两个关键设备的实际老化状态评估及寿命预测的情况来看，这两个设备的状态目前都处于非常良好的状态，并具备在设计寿命30年运行的基础上继续运行的能力。鉴于秦山核电厂已经运行了18年，离设计寿期30年剩下12年的运行时间，是否考虑进行电厂延寿以及如何进行延寿已经成为秦山核电厂面临的问题。秦山核电厂前期进行的老化管理工作，已经为核电厂的延寿打下了基础。但采取IAEA倡导的定期安全审查的方式，还是采取美国执照更新的方式作为核电厂延寿的策略目前还无法确定。因为我国目前还没有制定核电厂延寿的相关法规和导则，我们对于这两种方式在电厂延寿方面具体需开展的工作也缺乏充分的认识。

目前秦山核电厂正在制定延寿的工作规划。主要的设想是成立运行电厂、设计院以及相关运行研究所共同组成的联合团队，团队工作分两步进行。第一步是调研及可行性研究阶段，主要包括采取走出去和请进来的方法，对电厂延寿的两种监管模式（IAEA PSR模式或US NRC执照更新模式）进行调研，明确二者在管理和技术上的差异。对延寿需遵循的标准与现行的标准差异进行调研，明确电厂根据延寿标准需要进行整改的项目。通过调研，确定需进一步开展专项老化管理项目。电厂运行经济性是电厂延寿的动力，提升电厂负荷是提高经济性的主要手段，秦山核电厂在设计时本来有比较大的余量，所以电厂延寿与提升功率结合在一起考虑。在调研的基础上，进行可行性研究，结合秦山核电厂的实际情况，综合考虑电厂延寿的安全性、经济性和可实施性，确定延寿的策略和延寿工作大纲。第二步是具体实施阶段，根据延寿工作大纲，开展相应的工作。

表3 关键设备老化管理工作规划Table 3 Working plans for key equipment aging management

如果采用美国NRC的寿命管理模式，秦山核电厂需在设计寿命达到前5年提交延寿申请，提交的内容按联邦法规10CFR54的要求进行，并给出需延寿的期限，例如20年。电厂延寿申请文件准备需3年左右，因此电厂须在2012年开始准备申请文件，并于2016年前完成并提交国家核安全局审查。筛选的老化管理专项评估项目需在2016年完成，老化评估报告和时限分析报告作为技术支持文件与延寿申请报告一并提交。

如果按IAEA的寿命管理模式，寿命管理采用PSR框架。电厂第二次PSR计划在2010年启动，老化管理评估是PSR14项安全因素之一。在这次PSR中就应该考虑增加延寿方面的内容。而真正为延寿进行的PSR，应该是第三次PSR。第三次PSR就不能到第30年后才开始，因为那时秦山核电厂的设计寿命已经到了。所以第三次PSR就必须提前，按照PSR一般过程，应该提前3～4年进行。

4 存在问题及讨论

由于我国大多数核电厂运行时间不是很长，老化管理方面的工作对于我国大多数核电厂来说还处于起步阶段，而延寿方面的考虑更是没有提上议事日程。其实基于IAEA及美国等开展老化研究比较早的国家或组织机构的认识，核电厂的老化管理工作在电厂设计阶段就应该开始进行。目前我国核电厂在老化管理方面基本上是各自为战，由于起步晚，在设备老化管理经验、对老化机理的认识、系统的老化管理方法、老化评价指标体系、寿期预测方法、关键设备的时限老化分析等方面都明显存在不足。由于老化管理是一个共性的项目，运行的核电厂，包括在建的核电厂应该联合起来，构建一个共同的平台，联合相关院所，形成合力，解决经验及认识不足的问题，共同提高核电厂的老化管理水平。

虽然我国的核电厂在寿期管理方面同样考虑的是安全和经济两个方面因素，但对于核电厂在到达设计寿期时采取何种策略以获得继续运行的许可现在还不清楚，因为我国对于电厂延寿方面还缺乏相应的法规。国内目前基本上是每个核电厂在各自考虑电厂的老化及寿命管理问题，但是否能够满足新的规范的要求还具有很大的不确定性。虽然我国对于新的核电建设有一个宏伟的规划，但已运行核电厂进行延寿也是符合世界核电的发展潮流。所以，我国对于核电厂的延寿应尽早出台相应的法规，对核电厂进行延寿需要做的工作作出明确的规定。核工业界也应制定核电厂延寿相关的指导性文件，以对核电厂的延寿工作进行具体的指导。在法规及指导文件的完善方面，我国与其他先进国家相比还有比较大的差距。

[1] K.S. Kang, T. Inagaki，国际原子能机构，奥地利，IAEA 在电厂长寿期管理方面的活动[R].

[2] G. Young，Entergy Nuclear, USA，美国核电厂的执照更新在寿命管理方面的作用[R].

[3] G. Young，Entergy Nuclear, USA，License Renewal Process in the U.S.[R].