核电厂设备的老化管理审查

精选优质文档-倾情为你奉上核电厂设备的老化管理审查窦一康（上海核工程研究设计院，上海, )摘要: 老化管理是定期安全审查中应考虑的重要因素之一。本文论述对核电厂设备进行老化管理审查时应着重考虑的几个方面：1）按安全重要性、更换的可行性和经济性等因素对核电厂系统、构筑物和部件（SSCs，统称设备）进行筛选，使老化管理审查集中于典型的、安全和经济意义重大的设备；2）对筛选的设备按其结构、材料、运行工况、环境等因素作老化机理描述；3）对核电厂总的管理大纲/程序以及针对具体设备的管理文件及其有效性进行审查，以确定大纲或程序是否有利于及时探测并缓解老化退化；4）对设备的实际状况进行调查和分析，给出结论性意见；5）针对审查中发现的弱项提出纠正措施。通过老化管理审查，建立系统化的老化管理大纲，从组织机构、管理程序、运行使用、监测检查、维护更换等各方面改进核电厂老化管理体系，提高核电厂运行的安全性和经济性。关键词： 核电厂， 设备， 老化管理， 审查中图分类号： TL380 引言 我国第一座自主设计、建造、运行和管理的核电站 秦山核电站运行已逾10年，取得了很好的业绩。根据国家核安全局的要求，对运行核电站应每10年进行一次定期安全审查1。老化管理是定期安全审查中应考虑的重要安全因素之一。核电站的老化是指系统、构筑物和部件(SSCs，可统称为设备)的物理性能随时间的改变过程，这一过程可能涉及单一的老化机理或多种老化机理的结合，所谓老化管理是指为了在可接受的限度内控制SSCs的老化退化而采取的工程、运行及维修等方面的措施。在定期安全审查中进行老化管理审查的目的在于：1）确定核电厂SSCs的老化是否得到有效的管理，从而所要求的安全裕度能得以保持；2）核电厂是否有适当的老化管理大纲用于将来的安全运行。本文简要论述了实施以秦山核电厂为对象的老化管理审查的技术路线和应着重考虑的几个方面。1 老化管理审查的主要步骤 根据定期安全审查的要求1，老化管理审查的要点有：1）老化管理大纲；2）老化管理大纲中所包含的SSCs的标志方法和准则；3）老化管理大纲包含的SSCs清单，以及为支持老化管理提供信息的记录；4）可能影响SSCs安全功能的潜在老化劣化的评价并形成文件；5）SSCs主要老化机理的了解深度；6）用于及时探测并缓解老化进程和（或）老化影响的大纲；7）SSCs的接受准则和要求的安全裕度；8）对SSCs实际状况的了解（包括实际的安全裕度）。专心-专注-专业核电厂/设计院资料库HAF系列核安全法规中国核科技情报所审查老化管理大纲的适用性和有效性，提出修改建议NRC标准审查大纲、NUREG系列国内外经验调研编制老化管理审查程序根据筛选准则列出需作老化管理的设备清单与老化管理有关的法规、规范、标准和规定以及与方法论有关的参考资料IAEA系列ASME规范HAF J0068所推荐的筛选方法 “定期安全审查大纲”按设备确定主要老化机理设备老化管理审查(包括 历史资料、运行瞬态、维修记录、分析报告、设备现状、组织机构等)核电站实际状态设备合格鉴定设计资料设备老化状况分析报告，对运行、老化监测、数据库系统、缓解措施等提出建议，对具备条件的设备进行老化分析，给出实际安全裕度运行管理部门近期或中、长期改造计划纠正措施有审查核电厂现有的管理大纲或程序等是否能用于探测并缓解老化进程，在此基础上形成老化管理大纲的框架和制定计划分专业编制/修改老化管理大纲老化管理审查报告反馈无图1 定期安全审查中对老化管理的审查步骤向国家核安全局提交报告并接受审查HAF0312 “运行核电厂的定期安全审查”是否有老化管理大纲？IEEE系列纠正措施 根据上述审查要点，确定如图1所示的老化管理审查步骤。根据该步骤，在经过前期技术准备之后，审查工作从两个方面同步展开：1） 面向SSCs的老化管理审查；2）面向程序的老化管理审查。面向SSCs 的老化管理审查主要针对具体设备，了解设备当前的老化状况，审查针对具体设备的各类管理大纲、程序等是否有利于及时探测并缓解老化进程。该部分审查的主要步骤是：1）设备筛选；2）老化机理描述；3）收集与设备老化相关的设计、制造、安装、运行、维护和在役检查等方面的资料；4）根据掌握的资料编写审查报告，针对弱项提出纠正措施；5）对个别特别重要的设备作详细的老化状况趋势分析，预测设备寿命。面向程序的老化管理审查主要针对核电厂各类总体性管理大纲或程序，审查是否有专门的老化管理大纲以及现有的各项管理大纲或程序（如维修大纲、在役检查大纲、设备合格鉴定大纲等等）是否顾及了及时探测并缓解老化进程的因素，以及大纲或程序的执行情况。 在审查过程中的每个阶段，针对不同的设备形成多种文件，最终形成的老化管理审查报告将提交国家核安全局评审。针对审查过程中发现的弱项，将提出纠正措施的建议。2 需作老化管理审查设备的筛选 由于核电站涉及的SSCs众多，对所有的SSCs都实施老化管理并进行定期审查是不现实也是不必要的。因此需要在众多的SSCs中按安全重要程度、可更换程度、更换的经济性等因素筛选出少量典型设备作为老化管理的审查对象。按照IAEA推荐的方法2，筛选过程分两步进行，第一步，评估所有的电厂系统和构筑物，选出其中对电厂安全有贡献的系统和构筑物；第二步，对选定的系统和构筑物中的所有设备，评价设备的失效对安全功能丧失的影响、老化是否是设备失效的潜在原因以及当前的运行和维修安排是否有利于及时探测到重要的老化劣化等，由此选定需要作老化管理审查的设备。 根据上述步骤，并参照日本、匈牙利等国的经验，在秦山核电厂定期安全审查中选定如下设备作老化管理审查3：1）反应堆压力容器；2）堆内构件；3）蒸汽发生器；4）稳压器；5）主管道；6）稳压器波动管；7）主冷却剂泵；8）离心式上充泵；9）稳压器安全阀；10）停冷系统电动闸阀；11）核级电缆；12）I&C部件（1152、1153压力、压差变送器，SPEC 200 组件和机柜）；13）安全壳及堆腔附近的混凝土构筑物。3 设备老化机理的描述和老化管理审查 对选择的设备，根据设备的特点、功能、材料、环境条件、运行要求等作老化机理描述。从众多的的老化机理中确定可能会导致设备失效的主要机理，以便在老化管理审查中针对相关机理作重点审查。表1给出IAEA归纳的主要老化机理和对应的敏感材料和部件。表2给出秦山核电厂作老化管理审查的设备应重点考虑的老化因素。 从设备的老化机理描述可以看出，核电厂设备的老化问题，从学科上看涉及材料、力学、腐蚀、焊接、制造工艺、工程管理等多种学科，从责任上看涉及设计、制造、安装、运行、检查、维修等多个环节。但是，在役期间对设备的使用情况是关键的一环。因此，针对设备的老化管理审查应重点查设备在役期间的运行、检查和维护情况，收集相关的资料，同时追溯设备的设计、制造、加工等方面的资料。由此，对设备老化及老化管理的状况作出判断。 审查设备的老化管理状况首先要审查针对设备特有的老化问题是否有针对性的管理大纲或程序，这些管理大纲或程序是否有利于及时探测到老化现象并采取措施加以缓解，以及管理大纲或程序的执行情况。为了对设备实际的老化状况作深入了解，需要获得各方面的数据信息，主要包括三方面：1）原始数据信息：包括设计资料和设备在使用寿期初期的状况；2）运行历史数据：包括系统和部件的运行条件（包括瞬态数据）以及设备可用性测试和失效的数据；3）维修历史数据：包括设备状况的监测和维修数据。除了查阅文件资料，还应通过与有关人员面谈和到核电站现场直接观察等手段考察写在书面的管理大纲或程序是否得到有效的贯彻。表1 主要老化机理和对应的敏感材料和部件2老化退化机理敏感的材料及部件均匀腐蚀、点蚀和耗蚀（低温和高温）隙间和隐暗区域、低流动和无流动部件, 安全注射系统、厂用水系统内表面的应力腐蚀开裂（低温和高温）设备的焊缝附近（异常的化学条件）外表面的应力腐蚀开裂（有关氯化物：低温和高温)沿海核电厂及泄漏阀门附近的设备(如隔层)辐照助长的应力腐蚀反应堆压力容器和堆内构件磨蚀一腐蚀蒸汽管道和蒸汽分离、热交换器（即湿度分离器再热器），气轮机叶片隙间腐蚀（低温和高温）滞流点、焊缝附近、套管连接区、支撑环焊接处微生物影响下的腐蚀 （低温）厂用水系统、热交换器、进行压力试验的设备、拆卸修理的设备、锚固螺栓、柴油发动机腐蚀疲劳（低温和高温）热混合区、特别是碳钢和合金钢疲劳（低温和高温）转动设备支撑件和与大设备相连的管道焊缝有关的开裂（熔融不充分、热延展性、铁素体贫化、缝隙形成：高温或低温）同种金属间的焊缝、可锻材料与铸件间的焊接、低铁素体填充的焊接接头、缝焊焊缝材变区域的开裂（高温或低温）异种金属间的焊缝、压力容器和堆焊层的交界面、安全端与接管的焊缝、阀门或泵与管道的焊缝（碳钢过渡到不锈钢）低温敏化（高温）不锈钢部件、铸造部件热脆化（高温）铁素体不锈钢、不锈钢铸件辐照脆化反应堆压力容器、堆内构件和堆内支承件氢脆（低温）高强度低合金组件、压力容器堆焊层（铁素体相）压力容器堆焊层和容器壁的交界面、锚固螺钉、压力容器和稳压器的支撑件机械磨损、微动磨损（低温和高温）转动设备粘合和磨损泵和阀门内的部件蠕变和肿胀（高温）堆内构件（受辐射）绝缘脆化和退化电缆、电机绕组、变压器 热击穿 （绝缘材料）电容器、固态装置局部放电变压器、电感器、中高压设备氧化继电器和断路器的触点、润滑剂、与电气设备相连的绝缘材料表2 秦山核电厂作老化管理审查的设备应重点考虑的老化因素3设备名称重点考虑的老化因素（部位）反应堆压力容器1） 辐照脆化(下部筒体)；2）疲劳（进出口管、驱动机构管座、上封头与法兰连接处；3) 应力腐蚀开 裂（封头贯穿件）堆内构件1） 辐照脆化（堆芯吊篮焊缝、螺钉与销钉）；2）疲劳（堆芯吊篮焊缝）；3）SCC（围板-幅板螺 钉）；4）磨损（中子测量指套管）蒸汽发生器1）腐蚀（二次侧内部构件）；2）应力腐蚀开裂（传热管）；3）疲劳（给水管咀）；4）磨损稳压器1）疲劳（喷雾管咀）主管道1）疲劳 （U型段）；2）热脆化（弯头）稳压器波动管1）热分层问题主冷却剂泵1）疲劳（泵体）；2）热脆化（泵体）离心式上冲泵1）疲劳；2）热脆化稳压器安全阀1）疲劳停冷系统电动闸阀1）疲劳1E级电缆1）热老化；2）辐照脆化；3）机械振动疲劳1152，1153变送器1）湿热老化；2）振动老化；3）机械疲劳；4）过载冲击SPEC 200 组件和机柜1）热老化预应力混凝土安全壳1）安全壳衬里的锈蚀；2）长期预应力作用下混凝土的徐变；3）预应力钢束松弛 对某些特别重要的设备，应做实际运行工况下的详细的老化状况分析。例如，反应堆压力容器是核电厂关键的不可更换设备，其寿命直接影响到电厂寿命，对此，拟结合辐照监督检查推算到目前为止压力容器材料实际的断裂韧性，对并对压力温度限值作相应的修订，对承压热冲击后果分析结果作修正。同时，根据到目前为止实际的运行瞬态发生次数，作实际运行工况下容器的疲劳分析。由此，对容器的剩余寿命进行预测，对容器承受热冲击的能力进行评估。对蒸汽发生器，虽然它是可更换的设备，但更换的代价巨大，同时，根据国外经验，该设备发生故障的频度较高，需要予以特别的关注，应从材料、结构力学等方面作实际工况下设备状况的综合分析。 通过对设备老化管理的审查，找出设备本身的和管理上的强项和弱项，对于弱项要提出相应的纠正措施，结合核电厂中长期改造规划予以落实。对于强项，也要进行总结，将个别设备管理上的强项推广到其他设备的管理上。4 老化管理大纲的审查 按照IAEA的要求，为了适时地发现并减缓对核电厂安全和可靠性重要的SSCs的老化影响，以保证它们的完整性和功能特性，应制订相应的老化管理大纲并加以贯彻、实施。IAEA所要求的老化管理大纲是一个系统化的完整体系，具有综合性和超前主动性，通过PDCA(Plan-Do-Check-Act)的循环起到协调核电厂老化管理相关活动的作用。这一系统化的老化管理大纲的概念由IAEA于1999年正式推出4，对各核电厂而言，还需要有一段时期的消化、理解的过程。因此，在定期安全审查中，对老化管理大纲的审查主要体现在对与核电厂的运行、检查、维修等活动相关的管理大纲或程序的审查之中。通过审查，判断核电厂日常的运行、检查、维修等大纲或程序是否考虑了老化管理的因素，是否有利于及时探测到老化现象并能在相关大纲或程序的指导下采取适当措施加以缓解。除了对大纲或程序等书面的材料进行审查外，还要通过现场观察、与相关技术人员交谈等手段考察这些大纲或程序是否真正得到了贯彻和实施。需要审查的管理大纲或程序主要有：1）预防性维修大纲；2）在役检查、监督、试验和监测大纲；3）数据采集和记录管理大纲；4）设备合格鉴定大纲；5）具体设备的管理大纲；6）化学控制大纲；7）各种操作程序；8）运行经验、重大事件的分析与研究等反馈大纲；9）备品、备件管理大纲；10）以可靠性为中心的维修技术和概率安全分析等相关的大纲。5 结语 在核电厂定期安全审查中作老化管理审查有助于促进核电厂针对设备的老化问题建立必要的大纲和管理程序，用于及时探测并缓解老化进程。老化管理审查具有很强的综合性，需要从结构设计、力学、材料、腐蚀、运行、维护、环境控制等多方面作充分的技术准备。老化管理审查不能代替核电厂日常的老化管理，核电厂日常的老化管理应该是长期的、范围更广的、经常性的活动，需要从理念、规章、技术储备、管理实践等各方面作出努力。 参 考 文 献1 HAF0312 运行核电厂的定期安全审查（送审稿） 19992 IAEA Technical Reports Series No. 338, Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety, 19923 窦一康等 作为老化管理审查对象设备的筛选论证报告（PSR-AG-DO002），上海核工程研究设计院（内部报告）， 2001年12月4 IAEA Safety Report Series No. 15 Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management，1999Ageing management Review for SSCs of NPPDOU YikangShanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute,Shanghai , Abstract: Ageing management is one of the main factors to be considered during Periodical Safety Review (PSR). This paper emphasizes some important aspects for ageing management review on systems, structures and components (SSCs) of NPP: 1) Screening on SSCs on the basis of safety importance and feasibility and economy of component replacement, so that the limited resources can be focused on typical, safety and economic significant SSCs; 2) Ageing mechanism description for the screened SSCs on the basis of specific structures, materials, operation conditions and environments, etc; 3) Reviewing on effectiveness of existing management programmes/procedures to determine whether they can be used to timely detect and mitigate ageing degradations; 4) Investigating actual status of reviewed SSCs and giving conclusion remarks; 5) Some suggestions will be given focused on weakness discovered during the review. Through ageing management during PSR, the ageing management system will be improved from various aspects, such as organizational structure, management procedure, operation, inspection and surveillance, maintenance and replacement. Thus, the safety and economy of NPP operation can be enhanced. Key words: NPP, SSCs, ageing management, review作者简介窦一康。上海核工程研究设计院研究员级高级工程师，1982年毕业于复旦大学计算数学专业，现从事计算力学、反应堆结构力学、核电站设备老化与寿命管理等方面的研究和项目管理工作。