华龙一号老化管理体系研究及技术问题探讨

闫兵兵 施红星 梁广学 李明超 常玉鑫

（广西防城港核电有限公司，广西 防城港 538000）

0 引言

华龙一号（HPR1000）堆型是在国内外现有核电技术的基础上进行充分研究和融合优化，开发的自主创新的三代百万千瓦级压水堆核电技术。作为自主开发的三代核电技术，华龙一号机组的老化管理体系暂未明确。

通过行业管理要求及标准法规的梳理[1]，本文在充分吸收国内外压水堆核电站老化管理、寿命评价、运行许可证论证工作经验的基础上，结合“华龙一号” 设计、制造技术和示范项目安全审评经验反馈，开展“华龙一号”老化管理基础技术研究，对华龙一号的老化管理体系及关键老化问题进行探讨。

本文致力于落实“华龙一号”全生命周期老化管理体系及管理技术，提升“华龙一号”经济性、安全性以及国际化[2]、标准化、自主化水平，为促进我国核电站老化管理技术的发展提供技术基础。

1 国内外老化管理情况

国际上，国际原子能组织（IAEA）正在根据成员国技术需求编制相应的老化与寿命管理指导文件。美国正在研究核电站60～80年的二次执照更新计划，其延寿论证方法论仍待进一步调研。法国正在研究EDF旗下58个反应堆的批量延寿，但其论证主要基于由40年延长至60年。我国也正在开展秦山一期及大亚湾核电的许可证延续工作。

华龙一号作为我国自主开发的三代核电技术，当前在老化管理领域开展的工作相对有限，尤其是设计寿命延长至60年（不同于二代核电40年设计寿命），且SSCs设计存在诸多改进与不同点的情况下，经过长期服役，SSCs的老化机理与老化效应尚不清晰，管理上存在潜在的薄弱环节。国内外核电行业老化与寿命管理方面的当前经验与成果是否能直接应用于华龙一号堆型，还待进一步核实与验证。因此有必要根据华龙一号堆型技术不同点的梳理，开展老化管理体系与老化管理技术的开发。

1.1 国内老化管理要求

国内目前运行和在建的压水堆机组类型主要包括M310、CPR1000、EPR等。国内中核集团（CNNC）由各电厂的技术支持处/老化防腐科接口机组的老化管理工作，支持单位有105所、核动力工程设计研究院、728所等；中广核集团（CGNPC）由各电厂的技术部/老化防腐科接口机组的老化管理工作，支持单位有苏州院、研究院、设计院等。核电厂老化与寿命管理工作属于长期工作[3]，根据IAEA技术报告、国际上的经验和国内核电厂现状，将核电厂40年寿期内的工作分为以下几个阶段进行：

（1）第一阶段：核电厂运行的前20年，主要工作是制定老化与寿命管理大纲、建立老化和寿命数据库、建立老化趋势分析和寿命评估模型，并适时地实施监测、缓解和纠正老化的措施；

（2）第二阶段：第20年～第30年，开展老化趋势分析和寿命评估工作，关键重大设备的更换准备，以及延寿申请准备；

（3）第三阶段：第30年～第40年，提出延寿申请，进行关键重大设备的更换和评估。

我国也正在开展秦山一期及大亚湾核电厂的许可证延续工作，该工作促进了我国核电行业老化与寿命管理、许可证延续等监管要求的制定。

1.2 国外老化管理要求

1.2.1 IAEA监管要求[3]

IAEA老化与寿命管理文件体系可以分为以下三个层次，分别为安全要求（Safety Requirements）、安全导则（Safety Guide）以及技术导则和技术文件。当前IAEA对核电厂老化管理主要体现在物理老化与非物理老化（即过时问题），老化管理工作贯穿核电厂整个寿期（包括退役），兼顾定期安全审查（PSR）以及许可证延续要求。

1.2.2 美国监管要求

早在1982年，美国NRC 就提出了核电厂老化效应研究的一揽子计划。经过近十年的研究，NRC在1991年12月颁布了10 CFR Part 54，对核电厂执照更新建立了程序、准则和标准。并在1995年5月对该法规做了重大修改，之后NRC发布了管理导则RG 1.18（核电厂执照更新申请的内容和格式）和相应的SRP（NUREG1800 核电厂执照更新申请的标准审查大纲），2001年对这两个文件进行了升版。NRC对执照更新申请建立了一整套申请程序文件要求、时间要求、现场检查等制度。

1.2.3 法国老化管理要求

法国目前对老化与寿命管理还没有专门的法规，但在十年定期安全评审中要求对核电厂的老化情况做出评价。经10年定期安全评审，至1997年底，EDF已经更换了7个机组的蒸汽发生器和24个反应堆压力容器顶盖。

2 华龙一号技术不同点初步分析

华龙一号机组在遵守我国法律法规的基础上，选用了以下标准作为核岛设计的基础规范。

（1）机械设备设计：采用《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》（RCC-M 2007版），参照美国机械工程师学会（ASME）适用部分；

（2）电气仪控设计：采用《压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则》（RCC-E 2005版）；

（3）土建设计：采用适用的中国工业及行业标准，对于国内规范没有的内容可参考国外适用的规范和标准；

（4）核燃料组件设计：采用《压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则》（RCC-C 2005版）；

（5）防火设计：采用《防火设计技术规范》（ETC-F 2010版）；

（6）在役检查：采用《压水堆核电厂在役检查规则》（RSE-M 1997版 + 1998附件（或补遗） +2000补遗 + 2005补遗）。

核电厂在正常运行、灾害、事故过程中的安全是依靠构筑物、系统和部件（SSCs）执行安全功能来实现的。分级的目的是为物项的设计、制造、建造、调试和运行选择适当的要求，以确保物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量，进而保证安全功能的实现。华龙一号机组的安全分级主要参照IAEA SSG-30、 IEC61226进行安全分级。

2.1 机械领域

2.1.1 核岛

（1）反应堆结构

华龙一号反应堆结构主要包括以下四个部分：即反应堆压力容器（RPV）和顶盖、反应堆堆芯、堆内构件（RVI）、控制棒驱动机构（CRDM）。RPV是反应堆冷却剂系统的主要设备之一，华龙一号机组反应堆压力容器的结构主要分为三部分：容器组件、顶盖组件和紧固密封组件。华龙一号压力容器采用一体化顶盖；堆芯测量仪表全部由顶盖引入，下封头取消贯穿件；采用一体化堆芯段筒体和一体化法兰接管段组件，容器的主要零件整体锻造而成，无纵焊缝，正对堆芯的高中子通量区无环焊缝；取消底部过渡段支撑凸台；采用C型密封结构；

（2）主管道

C P R 1 0 0 0 反应堆冷却剂主管道材料为Z3CN20.09M，为铸造奥氏体不锈钢，铁素体含量为12%～20%，长期运行存在热老化脆化现象。由于管道壁厚较厚且组织晶粒粗大，给超声检测带了一定困难。华龙一号反应堆冷却剂主管道材料为X2CrNi19.10（控氮），为锻造奥氏体不锈钢，铁素体含量小于1%，长期运行不存在热老化脆化现象。由于采用了锻造工艺，晶粒细化（目标细度3级以上），可以通过超声对焊缝进行无损检测；

（3）蒸汽发生器

蒸汽发生器功能作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置；在事故工况下，作为反应堆的最终“热阱”，导出堆芯热量；作为连接一、二回路的设备，蒸汽发生器在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障，防止由于水受辐照活化及少量燃料包壳破损产生的放射性泄漏到二回路中，使二回路设备不受放射性污染。华龙一号机组采用的蒸汽发生器是立式、自然循环、倒U型管式蒸汽发生器，其型号为BWC-97；

（4）稳压器

稳压器是反应堆冷却剂系统（RCP）的主要设备之一，正常运行时保持RCP系统压力稳定在定值上；压力瞬态变化时，将RCP系统压力控制在规定的范围内，当RCP系统压力超过稳压器安全阀阈值时，安全阀自动开启，把稳压器内的蒸汽排放到稳压器卸压箱，使RCP卸压，稳压器作为一回路系统的缓冲容器，应有足够的容积，以吸收一回路系统水容积的迅速变化（通过水位变化），在启堆时使RCP系统升压，停堆时使RCP系统降压。

2.1.2 常规岛及BOP

（1）汽轮机

华龙一号汽轮机是由上海电气集团的下属公司上海汽轮机厂有限公司设计制造。与CPR1000机组汽轮机类似，机型为单轴、三缸四排汽、中间再热凝汽、反动式半转速饱和蒸汽汽轮机。由于主汽流量和机组容量不同，相关设计参数有变化；

（2）二回路汽水管线

华龙一号蒸汽发生器出口管线干度较高，二回路汽水管线采用碳钢或低合金钢，并进行控Cr；对于疏水器后的管道，采用不锈钢，以减少及避免FAC的发生；

（3）额外冷却系统（ECS）

ECS系统为华龙一号特有系统，其在下列工况执行余热排出安全功能：a）在部分复杂事故序列（DEC-A）工况（如完全丧失热阱（TLOCC），全厂断电（SBO））及严重事故工况（DEC-B）下，通过安全壳热量导出系统（EHR）移出堆芯及安全壳内余热；b）在部分 DEC-A工况（如TLOCC，SBO）及严重事故工况（DEC-B）下， 通过冷却反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统（PTR）A、B列移出燃料 厂房乏燃料水池的衰变热。ECS系统设置了中间回路，确保放射性介质与厂区外环境保持隔离；

（4）二次侧非能动余热排放系统（ASP）

ASP的设计主要针对DEC事故，应对的工况为需要应急给水系统（ASG）投运以排出一回路热量且ASG失效的事故工况，在这些工况中ASP能够持续排出一回路热量。此外，ASP还可在所有需要通过ASG-VDA系统进行排热的超设计基准事故工况的长期阶段为ASG提供水源，在PTR冷却回路机械系统完全失效的超设计基准事故工况的长期阶段为乏燃料水池补水。ASP系统的主要设备设计寿命为60年。

2.2 电仪领域

华龙一号机组电气仪控系统方案与工艺系统方案进行匹配，其系统方案本身与CPR1000机组相比没有本质改变。在电气仪控设备上，目前评估设备容量均在供货商可供货范围内，无需进行研发。

华龙一号机组安全相关的仪控系统包括：反应堆紧急停堆系统；专设安全设施驱动系统；安全停堆所需的仪表控制系统；安全重要的信息系统；安全重要的联锁系统以及专设安全设施支持系统的仪表控制系统。在仪控系统设计方面，华龙一号特有KIL系统与KIF系统，分别提供了对泄漏监测以及热疲劳监测的能力。

2.2.1 泄漏监测系统KIL

KIL系统监测在NS/RHR模式（＞90℃）至RP模式下反应堆冷却剂压力边界（ RCPB）的不可识别泄漏，以及RP模式下监测LBB技术应用对象安全壳内主蒸汽管线的泄漏。KIL系统为操作员提供早期的泄漏预警和相关泄漏信息（如泄漏率大小、泄漏源位置），以便运行过程中采取合适的纠正措施。

KIL系统采用隔间温度监测、管道和保温层之间湿度监测确定泄漏源；采用冷凝液流量监测、疏水坑液位监测确定泄漏率大小。KIL系统采用周期性泄漏率定期试验作为泄漏率定量监测手段的补充，采用安全壳大气的温度和放射性监测辅助判断泄漏。KIL系统核岛内电缆使用寿命大于60年，厂家自带电缆使用寿命不小于仪表使用寿命。

2.2.2 热疲劳监测系统KIF

疲劳失效是指材料在循环载荷作用下，局部高应力部位损伤逐渐积累，经一定循环次数后形成裂纹或裂纹在循环载荷作用下不断扩展导致发生完全断裂的失效形式。通过疲劳监测系统，可以掌握关键设备及管道的真实疲劳状态，合理挖掘其疲劳设计的安全裕度，为电厂定期安全审查（PSR）或电厂延寿提供真实的数据支撑。疲劳监测系统能够通过测量一回路热疲劳敏感区域的温度场获取热应力分布信息，进而计算管道疲劳使用系数和评估寿命。

在电气系统设计方面，主要对发电机、主变以及柴油机进行技术不同点分析。

（1）发电机

发电机是将机械能转化为电能的装置，基本工作原理是基于电磁感应定律。华龙一号发电机基本为国产，如由上海发电机厂生产，其结构与CPR1000机组相似，主要是额定容量等有差异；

（2）主变

主厂变（GEV）系统是核电厂发电并入电网或从电网倒送电供给厂用电源的枢纽部分，主要设备是主变压器和厂用变压器。华龙一号较CPR机组相比，主厂变功能无变化，但各变压器的容量均有所增加；

（3）应急柴油机

华龙一号较CPR1000机组相比，应急柴油发电机厂家均为上海电机厂，基本结构相同，每台机组配置3台应急柴油发电机（LHP、LHQ、LHR），比CPR1000多出一台LHR；增加两台SBO柴油发电机组LHU/LHV（3500KW）；应急柴油发电机的容量增大。

2.3 构筑物领域

华龙一号机组采用单堆布置方案，并通过分区设计，确保不同列安全系统的实体隔离。目前CEPR1700和AES2006均是采用这种单堆布置方案。在华龙一号设计过程中，对布置方案的合理性、运行维修的便利性、在役检查的可达性等多角度进行了评价。

在安全性上，华龙一号更加安全，主要体现在：华龙一号采用单堆布置，消除了机组间相互影响，提高了机组的独立性，具有更好的厂址适应性和电网适应能力；采用双层安全壳，反应堆厂房、主控室和燃料厂房具备抗大飞机撞击能力；内置IRWST，消除安注水源切换失效风险；3个安全系列实体隔离，A、B系列空间分隔，可保证事故后果仅限于一个系列，其他两个系列仍可保障安全功能；远堆停堆站考虑了事故后可居留性要求；主回路低位布置，整体筏基有利于隔震。

2.4 小结

根据以上对华龙一号机组与CPR1000机组在技术不同点上的比较，可以发现，华龙一号机组的技术路线是以我国CPR1000机组为基础，充分借鉴三代核电技术的先进理念和我国在核电领域的设计、建造、调试及运行的经验，并参考了近年来核电发展及研究领域的成果与福岛后的经验教训，循序渐进式形成的具有知识产权的堆型，总体技术路线是始终一贯的，又在安全性与可靠性方面进行了大量加强。因此，其对老化管理的要求也发生了不同程度的变化。

由于老化管理模块标准众多，且多数标准未编制或未完成报批，因此附件1中仅给出示例《压水堆核电厂蒸汽发生器老化管理指南》。

下面根据对上述章节的总结，给出华龙一号老化管理不同点的初步结论：

（1）对于华龙一号参照的法规及标准，需要关注对老化管理审查、许可证延续等领域的影响；

（2）对于华龙一号安全分级、抗震分级等的改变，应在SSCs老化敏感筛选分级等方面调整相应的理论与方法；

（3）对于华龙一号新设立的系统应分析其是否在老化管理关注的范畴之内；

（4）对于机械、电仪与土建领域技术不同点的分析，建议：

a：在机械领域，尤其是NSSS部分，一回路主设备均发生了不同程度的变化，其中绝大部分是在设计阶段考虑到老化问题而进行设计改进，对这些设备的老化管理指南应做适当的修改。对于新设立的额外冷却系统（ECS）与二次侧非能动余热排放系统（ASP）等，应根据老化机理理论分析与试验研究来确定是否需要制定专用的老化管理标准；

b：在电仪领域，相对于老化管理方面，改动不大，但需要关注电缆、柴油机方面老化管理的变化。对于新设立的泄漏监测系统（KIL）与热疲劳监测系统（KIF），应充分考虑在老化状态评估和寿命评估等领域充分利用好新设系统所采集的数据；

c：在土建领域，由于华龙一号的单堆布置特点以及双层安全壳设计，改动相对较大，建议在构筑物老化管理方面充分考虑华龙一号的特点，对变动较大的关键构筑物可单独编制老化管理指南。

3 华龙一号老化管理体系建议

根据以上分析，对华龙一号老化管理体系建议主要如下：

（1）华龙一号作为三代压水堆核电技术，是在二代及二代加技术上发展起来的。总体上，当前国内的老化管理法规、标准适用于华龙一号堆型；

（2）华龙一号老化管理工作应按照当前国内老化管理（HAD 103/12）[4]、定期安全审查(HAD 103/11)[5]以及《核电厂运行许可证》有效期限延续的技术政策（试行）[6]开展，老化工作应包含物理老化与非物理老化，且贯穿电厂整个生命周期；

（3）华龙一号机组在设计时已考虑到二代及二代加机组的老化问题，对SSCs进行了设计提升，从根本上减少了大量老化问题；

（4）华龙一号与二代及二代加技术相比，设计理念更新，广泛吸收了国外的先进成果，新设了非能动系统、监督系统及安全设施。因此，需要对这些老化问题开展专门的研究工作，确定其潜在老化问题及相应管理措施，并最终补充进入中国版核电厂老化管理通用经验（CGALL）中。

4 结语

本文在国内外核电业界老化管理监管要求的基础上，以我国二代及二代加核电老化实践为参考，剖析了华龙一号机组技术特点，给出了华龙一号机组老化管理体系建议。华龙一号机组在设计中已考虑到二代及二代加机组中典型的老化机理，通过改进从根本上减少了这些问题。对于新增的SSCs，国内应尽快开展老化机理研究工作，并提出相应的管理策略，以进一步提高华龙一号机组的安全水平。