核电厂执照更新管道老化管理临时导则解析及应对实践

魏松林，刘 朝，胡苧尹，栾兴峰，张 锋

(1.中核武汉核电运行技术股份有限公司，湖北 武汉 430000；2.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300)

2010年12月，美国核管会(NRC)发布了《审查核电厂执照更新申请的标准审查大纲》(NUREG -1800，第2版)[1]和《核电厂老化管理通用经验(GALL)报告》(NUREG -1801，第2版)[2]，这两份文件共同构成了美国核电厂的执照更新申请的审评基准。NRC依据这两份文件审查电厂执照更新申请报告时，陆续发现这两份文件存在细节问题，例如个别管理要求不够清晰、两份文件的表述不一致、某些老化效应的推荐管理措施不充分等。为了避免细节问题导致NUREG -1800和NUREG -1801频繁升版，NRC采用了临时员工导则(ISG)的形式来澄清这些问题，临时导则与SRP报告及GALL报告第2版作为美国核电厂第一次运行执照更新申请的审评基准。

自2010年12月至今，NRC一共发布了10份临时导则，这10份临时导则反映了美国核电厂延寿基准文件的变更情况。临时导则的成果已落实到美国核电机组第二次运行执照更新文件(运行寿期将达到80年)中，主要体现在NRC 2017年发布的NUREG -2191《核电厂后续执照更新通用老化经验报告》(GALL-SLR)[3]以及NUREG -2192《核电厂后续执照更新申请书审查的标准审查大纲》(SRP-SLR)[4]，这两份指南作为美国核电厂第二次运行执照更新申请的审评基准。

中国大陆第一座核电站秦山核电厂在技术政策[5]的指导下，于2021年完成了运行许可证延续工作，获批延续运行二十年。由于国内老化管理基础体系不够完善，国家核安全局对秦山核电厂延续运行的审评工作中，将美国NUREG -1800和GALL报告列为重要的参考文件[6]。在审评对话阶段，国家核安全局组织中美开展许可证延续审评技术交流，国内核行业首次接触到临时导则，发现临时导则是美国执行更新审评经验的总结和优化，是美国执照更新基准文件不可或缺的一部分，因此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。

本文基于已开展的国内首台核电机组延续审评的工作经验，聚焦管道老化管理临时导则中的变更，对临时导则技术内容和适用性进行解读，总结秦山核电厂运行许可证延续审评应对实践，以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等工作借鉴参考。

1 临时导则主要内容

自2010年12月以来，NRC围绕含硼水环境中不锈钢材料的腐蚀、蒸汽发生器传热管的老化评估、埋地管老化管理等方面陆续发布了10份临时导则，清单见表1。

表1 2010年12月以后美国核管会发布的LR-ISG清单

根据NRC发布的10份临时导则，临时导则变更涉及蒸汽发生器、堆内构件、埋地管道、含硼水环境下不锈钢部件、侵蚀机理的老化管理等多个技术点。本文基于秦山核电厂管道老化管理变更的良好实践，论述埋地管道、消防水管道、含硼水环境下不锈钢管道、侵蚀机理的老化管理四项变更及应对实践，供其他核电厂开展老化管理工作借鉴参考。

2 管道老化管理变更解析及应对实践

2.1 埋地管老化管理

2.1.1 变更主要内容

为有效控制核电厂埋地管泄漏排放，NRC在2009年发起了“埋地管纠正行动计划”，组织工业界开展研究，至2015年关闭该行动计划，期间发布了两份临时导则，LR-ISG -2011-03提出了针对NUREG -1801中XI.M41“埋地和地下管线和储罐大纲”的变更，包括：规定了没有阴极保护系统的电厂在延续运行期间应执行的检查项目、删除了采用体积检查方法探测地下管线内部腐蚀状况的要求、修改了探测出异常状况时抽样检查的范围等多项变更。2015年发布的LR-ISG -2015-01对XI.M41再次提出了XI.M41“埋地和地下管线和储罐大纲”变更，包括：修改阴极保护验收标准极化电位上限，增加扩大检查的完成时间要求；调整阴极保护验收标准等多项变更[7-8]。

NRC认为，由于美国所有电站均实施了有效的埋地管风险分级，建立了埋地管管理大纲及系统健康评价系统，实施了或正在实施高风险区域的埋地管检测，埋地管老化风险降低，在临时导则更新的埋地管老化管理大纲中大量减少了埋地管检测数量要求[9]。

2.1.2 应对实践及经验

按照许可证延续策略需制定埋地管老化管理大纲确保埋地管系统在运行许可证延续运行期间的预期功能与当前安全论证基准保持一致。埋地管老化管理大纲管理所有材质(包括金属材料、聚合物材料、水泥材料)的直埋、地下管线的外表面老化效应的管理，是一个综合性大纲，包括根据不同材料采用的不同预防缓解技术，如外防腐层、回填土质量、阴极保护等；检查活动有间接检查，包括土壤侵蚀性调查、防腐层破损点探测、泄漏探测等；根据失效可能性和失效后果制定风险分级策略，针对高风险管段开展管道壁厚的无损检测评估，以及在条件允许情况下的管道外表面目视检查。

在国内首个运行许可证延续审评项目(OLE)实践中，为评估埋地管状态，核安全局信任一定数量的开挖直接检查(10%管道长度)。为制定更具代表性的开挖直接检测评估策略，秦山核电厂先用总体性的间接检查技术探测出可疑区域，然后再采用局部检查技术对可疑区域进行检查和评价。在检测工作中，开展了土壤侵蚀性调查、防腐层破损点探测、阴极保护有效性检测三项间接检查，土壤腐蚀性调查包含了足够的信息，包括土壤取样位置、土壤取样检测结果、土壤腐蚀性评价方法和结果、管地电位测量；防腐层破损点探测先采用交流电位梯度法开展破损点定位，然后再采用皮尔逊法复验和补遗，最后再采用直流电位梯度法对破损点腐蚀活性和程度定性判断，根据评价结果判定开挖检查位置，应用外腐蚀直接评价方法成功实施了埋地管检测与评估工作(见图1)，准确检测并确定了埋地管破损点和泄漏点(见图2)；阴极保护有效性检测采用断电电位和密间隔电位检测法检测了埋地管管地电位并在该机组首次获得消除土壤电位降的准确管地电位。

图1 秦山核电厂埋地管道外腐蚀检测与评价Fig.1 Control of external corrosion on buried piping in Qinshan Nuclear Power Plant

图2 秦山核电厂防腐层缺陷开挖验证结果Fig.2 Excavation and verification result of coating defects in Qinshan Nuclear Power Plant

结合间接检查结果，对OLE范围埋地管实施风险分级，风险分级从失效可能性和失效后果两个方面考虑，并分别建立定量指标，其中失效可能性从材料腐蚀敏感性、环境侵蚀性、服役状态、缓解控制、检查监督等5个要素建立定量指标，失效后果从核安全等级、失效对环境的影响、失效对机组运行的影响3个要素建立定量指标。每个定量指标从不同的子要素分别赋予分值，如服役状态从外部防腐层降质破损、内部衬里和内部表面状态、服役年限、失效经验反馈等方面考虑计分，各分值之和为该指标分值。各指标分值乘以其在失效可能性风险分级中的权重获得该指标分值，各指标分值之和构成失效可能性风险分级。

按照风险分级评价结果，对风险高区域实施了开挖直接检查，检查位置分布在一回路海水系统管道、消防水系统(A区)、特殊排放管道(T4)、循环水系统，检测内容包括目视检测、超声测厚和导波检测，开挖直接检测结果如图3所示，检测结果表明秦山核电厂通过外防腐层、回填土质量控制、阴极保护缓解手段可有效控制埋地管外腐蚀，相关检测技术也可发现潜在老化效应，应用相关检测结果完成了OLE所需的埋地管安全评估论证工作。

图3 秦山核电厂A区直接开挖检查结果Fig.3 Excavation inspection result of core area A in Qinshan Nuclear Power Plant

2.2 管道冲刷腐蚀引起的壁厚减薄

2.2.1 变更主要内容

NRC在发布GALL报告时，只考虑了流动加速腐蚀(FAc)对管道壁厚造成的影响。而此后的运行经验表明，即使更换了耐FAc的材料(Cr含量高)，仍有壁厚减薄现象发生。这说明除FAc外，还会有其它冲刷腐蚀会导致管道壁厚减薄，包括：气蚀、闪蒸、液滴冲击和固体颗粒冲刷。LR-ISG-2012-01临时导则要求NUREG -1800和NUREG -1801修订增加对冲刷腐蚀的管理要求[10]。

2.2.2 应对实践及经验

冲刷腐蚀是金属表面与腐蚀流体之间由于高速相对运动引起的金属损伤，冲刷腐蚀是一种主要以物理作用为主的腐蚀现象，它主要与目标部件两端的压差、流体介质等有关。冲刷腐蚀常发生在含有水或湿蒸汽流动的压力管道中，常发生在以下部位：阀门内部及其下游；节流孔板内部及其下游；孔板流量计内部及其下游。

对于冲刷腐蚀，建议电厂开展冲刷腐蚀敏感部位筛选，然后基于筛查结果制定壁厚检查措施。图4为秦山核电厂凝汽器出口阀后循环水管道发生海水冲刷腐蚀穿孔泄漏的经验反馈，失效原因为出口阀打开(非常开)后海水冲刷，发生液滴冲击和固体颗粒冲刷导致局部腐蚀穿孔，海水漏至内衬管与外套管间隙，造成外套管腐蚀，海水泄漏流出，针对上述问题，电厂更换了失效管道，制定了每个大修腐蚀检测，破损陶瓷涂层修补的管理策略。

图5为某电厂高压给水管线孔板下游至截止阀间和截止阀下游管线发生气蚀的经验反馈，电厂采用超声导波和内窥镜检查手段进行了管线质量排查，排查发现与穿孔泄漏管线为同一根管材的另外一处腐蚀凹坑(图中Q1为超声导波排查发现异常位置，Q1指向图片为内窥镜复核结果，约2.4 mm深凹坑)，电厂对截止阀下游出现缺陷的管道进行更换，并通过变更将原有单级节流孔板变更为多级孔板，分级降压减缓节流孔板后过分节流导致的空泡腐蚀。

图4 秦山核电厂循环水管道冲刷腐蚀经验反馈Fig.4 Operating experience of circulating water piping erosion-corrosion in Qinshan Nuclear Power Plant

图5 某电厂汽水管道通过超声导波壁厚排查发现腐蚀凹坑案例Fig.5 A case of corrosion pits found through ultrasonic guided wave wall thickness inspection in a power plant’s steam and water piping

2.3 消防水滞水干式管道检查

2.3.1 变更主要内容

LR-ISG -2012-02对消防水系统增加下述管理要求：“消防干式管道但发生过流体流动的管道需开展下述检查：如果在运行许可证延续前五年，未实施流量试验和冲洗，则需要对此类管道进行100%内表面检查；若未执行,则需要在运行许可证运行期间每五年对20%长度的管道进行壁厚检查，下一个五年则选取不同的位置进行壁厚检查”[11]。

2.3.2 应对实践及经验

消防水系统中的干式管道如干管系统、预作用喷淋系统，在正常情况下，消防管道属于干管，但当发生火灾、误操作、设备失效时导致消防水进入，隔离设备关闭后消防水滞留在管道中，消防管道发生氧化腐蚀，且腐蚀速率比湿式管道严重。当腐蚀产物积累达到一定程度，管线和喷淋头可能会堵塞，导致消防水系统无法执行其预定功能。

对于消防水滞水干式管道，建议电厂可开展下述工作：根据流程图、布置图、试验规程以及有关阀门、喷淋头的经验反馈筛选滞水干式消防管段；结合消防水系统试验规程以及历史运行记录，对其开展进一步排查分析。图6为秦山核电厂OLE项目执行消防水滞水干式敏感管道排查部分结果，检查发现消防喷淋头腐蚀穿孔，内部腐蚀产物堵塞；消防管道内部存在氧浓差腐蚀(存在明显液位线)，表明干式管道曾发生滞水。针对发现的问题，电厂对腐蚀消防喷淋头进行了更换，对内部发生腐蚀的管道制定了定期壁厚检查和内表面腐蚀检查计划。

图6 秦山核电厂消防水滞水干式管道检查结果Fig.6 Inspection results of the fire dry piping occurred stagnant water of Qinshan Nuclear Power Plant

2.4 含硼水环境下不锈钢管道的老化管理

2.4.1 变更主要内容

LR-ISG -2011-01临时导则变更了处理水环境中不锈钢部件的老化管理要求，变更事项为：不锈钢管道在氧含量未能控制在5×10-9以下的处理水(含硼的)环境中，可能发生应力腐蚀开裂、点蚀、缝隙腐蚀引起的材料损失，NUREG -1801(2010版)推荐“水化学”大纲进行管理。临时导则认为除了“水化学”大纲外，管理措施还需增加“一次性检查”大纲[12]。

3.4.2 应对实践及经验

该临时导则变更对应的管理要求为增加一次性检查，国内核电厂在申请运行许可证延续时，应在制定一次性检查大纲时中落实含硼水环境下不锈钢管道的检查要求。按照NUREG—1801技术观点，需要对下面两种部件补充进行一次性检查：1)正常情况下不会发生严重的老化降质，但缺少必要的检查数据来支撑该结论；2)恶劣的局部环境造成非预期老化降质的部件，典型的部位如水化学环境条件的下滞留区。一次性检查的时机安排在运行许可证到期前10年内，这样既充分保证影响预期功能的老化效应在运行许可证到期前及早得到合适管理，又有足够时间发现潜伏期较长的老化效应。检查方法主要为目视检查，或者能识别老化效应的其他无损检测技术。

3 结论与建议

1)本文基于临时导则在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，详细分析了临时导则变更内容，并给出了行之有效的应对策略;

2)临时导则作为美国执照更新基准文件不可或缺的一部分，在国内首个机组许可证延续审评中应用，建议国内核电厂许可证延续审评、定期安全审查和老化管理工作时参考SRP报告和GALL报告时，将临时导则纳入一并考虑;

3)美国采用临时导则的方式更新执照延续审评的审查经验，建议国内通用老化经验编制保持定期更新，及时跟踪电厂运行积累的老化失效数据，重视老化经验更新提升核电厂老化管理水平，进而提升核电厂运行业绩。