核电厂老化管理审查方法分析与研究

吕云鹤，初起宝，王 臣，曾 珍，车树伟，马若群，*

（1.生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082；2.中机生产力促进中心，北京 100044）

自20世纪80年代开始，国际上已开始普遍关注到核电厂在服役过程中构筑物、系统和部件（Structure System and Components，简称SSCs）所出现的老化现象，并开展相关研究以缓解SS⁃Cs的老化对核电厂安全运行的影响，进而延长核电厂的运行期限［1］。目前，国际上应用较多的核电厂执照更新（License Renewal，简称LR）或运行许可证延续（Operating License Exten-sion，简称OLE）体系主要有两类，即美国核管理委员会（Nuclear Regulatory Commission，简称NRC）执行的LR体系［2-3］和国际原子能机构（Internation⁃al Atomic Energy Agency，简称IAEA）倡导的长周期运行（Long Term Operation，简称LTO）体系［4］。我国国家核安全局在借鉴国际良好实践的基础上，于2015年制定并颁布了OLE技术政策［5］，用于指导国内核电厂OLE的申请和审查工作。

尽管各体系在论证核电厂延续运行的整体评估范围内SSCs筛选、老化效应识别、老化管理大纲（Ageing Management Program，简称AMP）审查的方法上存在一定差异，但在核电厂整体评估（Integrated Plant Assessment，简称IPA）流程上却是相同的。如图1所示，核电厂整体评估实质上是完成了评估范围内的SSCs筛选和老化管理审查（Ageing Management Review，简称AMR）［6-7］，AMR则包括了老化效应识别、AMP审查以及对老化管理活动实施的评估，而我国OLE技术政策中并未对AMR审查方法给出具体明确的要求。

图1 IPA流程Fig.1 Process of IPA

而美国作为国际上拥有在运机组数量最多的国家，截至2020年年底，美国NRC总共受理了97台机组的LR申请，其中89台机组通过了审查并继续运行［8-9］。此外，美国NRC还完成了6台机组的第二次LR申请审查，该6台机组的运行期限由60年延续到80年，另有4台机组正在进行第二次LR审查，预计2021年年底前还将会有5台机组提交第二次LR申请。美国通过对近百台机组的LR审查，已建立了一套较为完善的审查流程，针对核电厂LR过程中的评估范围界定、物项筛选、老化管理审查、时限老化分析等开发了较为完整的技术文件体系和审查流程。因此，对国内外商用核电厂老化管理审查现状进行研究，尤其是对美国LR体系下的AMR方法进行分析与研究，可以为我国核电厂后续AMR审查提供支持，并为完善我国OLE体系提供参考和借鉴。

1 国内外老化管理审查现状

1.1 美国执照更新体系下的AMR

美国是开展核电厂老化管理研究，且实施核电厂LR体系较早的国家。如表1所示，在经过近40年的研究和经验积累，美国已经制定了一套较为完整的法规导则文件体系，用于支撑核电厂LR的各个环节。

表1 美国核电厂LR申请指导文件Table 1 Guidance documents of nuclear power plants LR application in the U.S.

在上述完整的技术文件体系下，美国NRC已经形成了一套具有良好实践的LR流程。如图2所示，美国LR安全审查流程主要由安全评估审查和现场检查组成，而SSCs的筛选及其老化管理审查作为整个LR安全审查过程中的重要内容［2］，在安全评估审查和现场检查中均有明确的要求。

图2 LR审查流程Fig.2 Process of the review for LR application

按照10 CFR 54.21（a）（3）的要求［10］，对于筛选出的SSCs，必须证明其老化降质得到了充分有效的管理以保障其预期功能在延续运行期间内符合当前安全基准的要求。由此可知，美国LR体系中老化管理审查的目的是为了确保老化效应得到有效控制，不会影响SSCs执行其预期功能，进而保证核电厂在延续运行阶段维持在一个可接受的安全水平。

此外，老化管理审查作为LR申请文件的主要内容，在该部分内容中申请者需要对老化效应的识别方法、识别过程以及识别结果进行评估，并对管理老化效应的AMP有效性进行评估，同时还需要进行现场核查来评估老化管理活动的实施情况，LR体系下的AMR流程如图3所示，NRC针对审查流程中的每一个环节都有具体明确的方法指导。

图3 LR的AMR流程Fig.3 Process of AMR for LR

1.2 IAEA长周期运行体系下的AMR

IAEA所提倡的LTO体系是基于核电厂全寿期老化管理来实现的，一般是基于定期安全审查结果来评估核电厂是否能够进入到下一运行周期［11］。而IAEA于2018年发布了安全导则SSG-48《核电厂老化管理和支持长周期运行大纲的开发》，该导则修订并取代了IAEA于2009年发布的NS-G-2.12《核动力厂老化管理导则》［12］，同时还取代了IAEA较早发布的2份安全报告。该导则考虑了全球范围内核电厂老化管理方面取得的进展，并扩大了其适用范围，包括对维持核电厂在延续运行期间的安全进行了规定［4］。

其中，对于LTO体系下的AMR方法，如图4所示，SSG-48要求核电厂应基于老化认知的情况，来识别评估范围内SSCs的老化效应及老化机理，并识别出适用的AMP，进而论证核电厂对老化效应进行了有效管理，能够使机组维持在安全运行状态。但与美国LR体系相比，SSG-48仅对AMR给出了原则性要求，缺少具体可行的方法指导。

图4 LTO的AMR审查流程Fig.4 Process of AMR for LTO

1.3 国内核电厂的AMR

如图5所示，按照我国核安全监管要求，核电厂的老化管理主要通过两种形式完成，即定期安全审查和OLE审查。其中，核安全导则HAD 103/11《核动力厂定期安全审查》［13］中规定老化要素作为定期安全审查的14个要素之一，应进行独立审查，以确定核电厂老化管理体系是否建立，核电厂SSCs的老化效应是否得到有效管理。而OLE技术政策是对国内核电厂运行许可证到期后开展延续申请和审查的指导文件，针对OLE范围界定和筛选给出了具体的原则和方法，但对于SSCs的AMR则仅给出了原则性要求，核电厂应对其使用的AMR方法进行描述，并证明SSCs的老化效应得到了合理控制，且不会影响其在延续运行期间执行预期功能。其中，对于核电厂所使用的AMR方法，并未给出具体明确的要求。

图5 国内核电厂老化管理要求Fig.5 Aging management requirements for nuclear power plants in China

虽然HAD 103/12《核动力厂老化管理》［14］中规定核电厂对审查范围内的SSCs进行AMR时，要获得老化的认知、老化的监测、老化效应的缓解三个方面的信息和知识，但对于采用何种AMR方法来获得上述信息并未给出具体可执行的指导。通过我国秦山核电厂OLE申请和审查实践可知，其采用的AMR方法主要是参考美国LR体系推荐的方法以及国内外核电厂的运行经验。因此，对美国LR体系下的AMR方法进行深入分析和研究，有助于推动我国核电厂运行许可证延续申请的审查工作。。

2 美国AMR方法分析与研究

2.1 老化效应识别

老化效应识别和评价过程的实质就是收集需要进行AMR的构筑物、设备的材料和服役环境信息，并梳理分析某部件在特定服役环境下的老化降质对该部件执行预期功能的影响。美国核能研究所（Nuclear Energy Institute，简称NEI）于1995年和2017年分别发布了行业指南用于指导美国核电厂在首次LR以及后续LR中执行10 CFR 54的要求，以满足NRC的监管要求。其中介绍了几种美国LR体系中常用的老化效应识别方法，即材料-环境-影响因素分析法、区域分析法、基于预期功能丧失的分析法三种方法［15-16］。然而，不论核电厂选择何种方法，进行老化效应识别的前提条件都是一样的，都需对部件的材料、服役环境、预期功能等信息进行汇总分析。

通过对三种方法进行对比分析可知，材料-环境-影响因素分析法侧重于除材料、服役环境等因素外，随着核电厂运行时间的增加，其他影响因素的暴露，所导致的一些潜在老化效应的影响。区域分析法侧重于复杂环境对部件老化行为的影响，其实质是将复杂环境划分成几个环境信息相近的区域，再通过几个区域的环境信息对部件老化行为的影响来判断其对部件预期功能的影响。基于预期功能丧失的分析方法实质是一种排除法，申请者基于设计工况条件来证明某种老化效应不会影响部件执行其预期功能，进而不需要对该老化效应进行管理。

由上可知，三种方法之间的差异主要是在进行老化效应识别时的侧重方向不同，但其结果是一致的，均要给出影响部件在延续运行期间执行其预期功能的老化效应识别结果。由于美国拥有多台机组的老化管理审查实践和数据积累，美国核电厂现阶段开展审查一般是参考NRC的技术文件NUREG-1801《核电厂老化管理通用经验（GALL）报告》［3］进行一致性审查来识别部件的老化效应，而上述三种方法则更多是应用于核电厂特有老化效应的识别过程。

以国内OLE审查为例，由于国内相关标准和规范尚不健全［5］，在申请和审查过程中参考了国际或其他国家标准。其中，老化效应识别主要是参考了美国的方法，对比GALL报告开展一致性审查，但由于国内外机组在设计、建造、运行等过程中存在的差异性，GALL报告中所列条目并不能完全包络国内机组的实际情况，而对GALL报告中未包络的情况再按照特有老化效应的识别进行审查。

因此，按照上述识别过程，以国内某压水堆核电厂M310机组的蒸汽发生器（Steam Genera⁃tor，简称SG）传热管为例，SG传热管为镍基690合金材质，传热管内外服役环境不同，内部环境介质为一回路反应堆冷却剂，外部环境介质为二回路水，传热管是一回路压力边界，同时也承担着将堆芯热量传递给二回路的换热功能，则其常见的老化效应识别结果应如表2所示。

表2 传热管几种常见的老化效应识别结果Table 2 Identify results of several common aging effects of SG

2.2 老化管理大纲审查

AMP作为核电厂老化管理的主要程序文件，是核电厂实施老化管理措施和活动的依据文件。如表3所示，按照AMP的主要用途可将其分为四类［15］。在某些情况下，针对某个部件所涉及的老化效应可实施多个AMP来确保其老化效应得到有效管理，也就是说AMP是通过对老化效应的管理来保证构筑物或部件的使用性能。因此，核电厂通过对这些大纲进行审查和评估，可以证明相应部件的老化效应能得到有效控制，不会影响部件执行其预期功能，进而保证机组在延续运行期间能够安全可靠运行。

表3 老化管理大纲类型Table 3 Classification of ageing management program

在对AMP进行审查和评估时，一般是通过充分性和有效性审查来完成的。美国核电厂LR实践表明，对特定老化效应所识别出的AMP进行充分性和有效性审查，主要是与GALL报告所提供的AMP进行一致性审查，确认AMP与大纲10要素的一致性。在此过程中，核电厂通过对大纲10要素进行逐一评估，可获得AMP中存在的弱项，再对AMP中所存在的弱项进行适当的修改、补充和完善，从而判断大纲对其管理范围内的老化效应是否充分和有效。

除此之外，由NRC开展AMR审查的流程可知，NRC在评估核电厂AMP的充分性和有效性时，会通过现场检查来进一步核实AMR范围内SSCs的实际情况以及AMP的实施效果，以确认AMP是否能够有效预防或缓解老化效应，并能够保证构筑物或部件在延续运行期间执行其预期功能。

2.3 老化管理活动实施的评估

老化管理活动实施的评估既是AMR审查的一部分内容，同时也是对AMR结论的验证。对老化管理活动实施情况的评估，一般分为两部分进行，一是通过AMP审查对管理老化效应的老化管理措施进行评估，这里面就涵盖了AMP的修订或新增，二是通过现场检查对核电厂AMP审查和实施效果进行评估。美国NRC针对核电厂LR过程的现场检查提出了明确要求，对LR过程中不同阶段的现场检查均编制了现场检查程序，如表4所示。

表4 LR检查程序Table 4 LR inspection procedure

LR批准前的现场检查主要是为了进一步核实核电厂已实施或即将实施的老化管理活动是否合理可靠，并与法规标准的要求相一致。检查内容包括对核电厂物项筛选结果、SSCs的实际状态、AMP开发实施情况及相关实施记录等进行现场核查，为NRC的安全审查意见提供进一步的支撑。

其中，AMP的现场检查作为此次检查的重要内容，通过对核电厂提交的LR申请以及审评过程中所涉及的AMP进行抽查，核实AMP与LR申请、最终安全分析报告增补、核电厂程序以及相关支撑文件之间的一致性，查验核电厂监测、预防性维修、纠正行动、在役试验和检查等专有信息的记录和结果，并对现场实际情况进行巡视，以确认AMP能够以适当的方式来管理已识别的老化效应。目前，国内并没有针对OLE审查的现场检查程序和指导文件，在具体实施中是以国外实践经验为参考，并结合审评需要来开展的。因此，在后续OLE审查中有必要编制现场检查大纲和程序，有助于提升国内核电厂AMR审查的效率和质量。

3 结论

国内核电厂运行许可证延续审查时所使用的AMR方法基本上是借鉴了美国的方法，同时结合国内实际情况进行了适应性修改。但参与审查工作的各方人员在审查过程中对参考标准和文件的理解上往往存在一定差异，导致审查深度不一致，且尚未形成一致可行的标准体系和方法。因此，本文通过对国内外主要老化管理体系下的AMR审查方法进行研究，并系统地梳理了美国核电厂LR体系下AMR审查的老化效应识别、老化管理大纲审查以及LR检查的方法和内容，并对国内核电厂后续OLE审查中的AMR审查提出了建议：

（1）充分总结国内OLE经验，并消化吸收国外良好实践，完善国内核电厂AMR审查流程，建立国内核电厂AMR审查的标准方法，确保核电厂SSCs老化效应识别的有效性。

（2）完善核电厂AMP体系建设，确保AMP能够有效预防或缓解老化效应，并提升AMP的可执行性。

（3）全面收集和吸收国内外AMR现场检查经验，并联合国内核电厂、设计院和研究单位等共同编制OLE现场检查大纲和程序，完善国内AMR体系，提高国内核电厂AMR的审查效率。