关于《核动力厂老化管理》导则的修订建议和思考

侯春林，初起宝，马若群，吕云鹤，孙柳烨

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

1 核动力厂老化管理的重要性

老化是指由于物理、化学或生物等因素的综合作用，可能会引起构筑物、系统和设备（SSCs）的物理性能随时间和（或）使用的逐渐劣化。核动力厂老化管理是指为维持核动力厂运行的安全，及时探测SSCs 的老化效应，量化与老化有关的安全裕度的降低程度，而且要在核动力厂完整性或安全功能丧失之前采取老化管理活动的一系列的动作过程。老化管理在于保证核动力厂内安全重要的构筑物和设备的状态能被长期有效地跟踪、监测，并且通过各种可量化的信息、可采集的数据来描述构筑物和设备是否能够完成其功能，是否发生了由于老化引起的功能降低，进而为构筑物和设备的监督、检测、维修、预防和缓解等方面的管理提供基于老化效应及机理的理论依据。

核动力厂定期安全评价中要设置多个安全要素，老化是其中一个安全要素；在核动力厂运行许可证延续申请中，老化管理是重要的一项安全论证内容，中国核动力厂的老化管理工作主要依据《核动力厂老化管理》在核动力厂的建造、调试、运行各阶段开展。营运单位应当对核动力厂SSCs 开展老化管理，根据系统化的老化管理方法编制、实施、审查和改进老化管理大纲，以确保安全重要构筑物、系统和设备在其整个运行期间能够执行所必需的安全功能。营运单位应在核动力厂寿期初建立老化管理专用的数据收集和记录保存系统（理想状况下数据应从建造初期开始收集）。可靠的老化相关数据，运行、维修和工程部门的相关人员应参与数据收集和记录保存系统的开发及维护工作。根据老化管理大纲在构筑物或设备的预定功能损失之前对老化效应进行检查，收集和记录最新实施的老化管理大纲的数据和信息。老化管理大纲（AMP）中规定的检查、监测、取样、试验和评估等有效的老化管理活动，保证核动力厂在运行期间内预定功能的正常使用，为核动力厂安全运行提供论证支撑。

截至2022 年底，我国已有55 台机组投入运行，只有秦山核动力厂和大亚湾核动力厂的运行时间超过20 年，其他的核电机组运行时间均不超过10 年。一方面，大多数核电机组投入运行时间较晚，运行时间不长，中国核动力厂的老化管理的体系相对薄弱，有些核动力厂在运行前还未编制完备的老化管理大纲；另一方面，核动力厂运行期间所需安全功能的可用性需要老化管理实施保障。核动力厂老化管理需要考虑随时间和使用过程的变化，即需要同时考虑构筑物、系统和设备实物老化和技术过时两方面的影响。核动力厂安全、可靠运行的一个重要因素就是对核动力厂安全重要构筑物、系统和设备开展主动的老化管理，核动力厂的老化管理也应贯穿设计、制造、建造、调试、运行等各个阶段，及早地对核动力厂开展老化管理，积累老化相关的经验数据，有利于提高核动力厂运行安全水平。

随着国内核动力厂运行机组数量越来越多，运行时间越来越长，核动力厂SSCs 的老化效应越来越引起人们的关注。确保这些核动力厂在整个运行期间的安全功能正常运行，是核工业界的一项重要任务，因此，《核动力厂老化管理》导则也显得尤为重要。

2 现行老化管理导则修订必要性

2.1 现行《核动力厂老化管理》（HAD103/12-2012）的基本情况

2012 年，国家核安全局发布了核安全导则《核动力厂老化管理》（HAD103/12-2012），该导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）和《核动力厂运行安全规定》（HAF103-2004）这两份规定的有关条款的说明和补充。

HAD103/12-2012 是以国际原子能机构（IAEA）在2009 年出版的导则《核动力厂老化管理》（NS-G-2.12）为基础，为核动力厂安全重要的SSCs 开展有效的老化管理提供指导，可用于营运单位编制、实施和改进核动力厂老化管理大纲。

但由于自HAD103/12-2012 实施以来，IAEA对《核动力厂老化管理》进行了大量内容的更新和补充，为了紧跟国际最新的技术政策，我国亟须优化核动力厂的老化管理的能力和加强核动力厂老化管理的监管工作。

2.2 IAEA 老化管理相关导则的更新发展

2015 年，IAEA 发布《国际通用老化经验反馈报告》（IGALL）。该报告参考了美国核管会（NRC）《核电厂老化管理通用经验报告》（GALL）的编制经验，吸收各成员国核电厂的老化管理经验，总结了各核电机组SSCs 的材料、环境、老化效应及机理，老化管理大纲及相关的的老化管理经验。为各国核电厂老化管理和运行许可证延续的工作提供了参考。

2018 年11 月，IAEA 将《核电厂老化管理导则》（NS-G-2.12）、《核电厂安全长期运行》（SRS No 57）、《核电厂老化管理的执行和审查》（SRS No 15）3 份文件合并为《核动力厂老化管理和长期运行安全评估》（SSG-48）。该导则补充并提出了有关满足IAEA《核动力厂安全：设计》（SSR-2/1）和《核电厂安全：调试和运行》（SSR-2/2）中关于老化管理和长期运行有关要求的建议。

2.3 我国核动力厂老化管理要求的变化

2015 年12 月，国家核安全局发布核电厂运行许可证有效期延续指导文件《〈核电厂运行许可证〉有效期限延续的技术政策（试行）》（以下简称“技术政策”）。技术政策对老化管理的要求，需要反映在新修订的《核动力厂老化管理》中。

自《核动力厂运行安全规定》（HAF103-2004）实施以来，国内外核动力厂运行的安全理念发生了很多变化，也积累了大量的实践经验。2022 年，国家核安全局发布《核动力厂调试和运行安全规定》（HAF103-2022），考虑到国内运行机组老化管理工作的不断深入开展，HAF103-2022 增加了有关老化管理的内容，同时根据国内老化管理的实践和经验，形成第10 章老化管理，主要对编制、实施、审查和改进老化管理大纲，实施数据收集和记录保存，审查、检查和评价老化管理大纲的有效性，老化管理对象筛选原则等方面提出了安全要求。HAF103-2022 对老化管理要求的变化，也需要反映在新修订的《核动力厂老化管理》中。

本次将对IAEA 这些年的新发布内容进行消化和吸收，结合国内核动力厂的运行和审评经验，进行《核动力厂老化管理》（HAD103/12-2012）的修订完善。

3 HAD103/12-2012 的不足

3.1 HAD103/12-2012 与SSG-48 的主要差异

为方便修订HAD103/12-2012，将HAD103/12-2012 与SSG-48 进行了主要章节和内容的差异对比，主要章节对比见表1。

表1 总体章节对比结果Table 1 Overall section comparison results

HAD103/12-2012 和SSG-48 的主要内容差异总结如下：

SSG-48 将导则范围拓宽至安全重要物项的设备鉴定和运行许可证延续期间的安全规定。导则还可供核动力厂的乏燃料储存设施和放射性废物管理设施使用。

SSG-48 增加核动力厂应采用系统化的方法建立老化管理大纲，以保证实施老化管理时保持一致性。核动力厂维修大纲、设备合格鉴定大纲、在役检查大纲、监督大纲和水化学大纲是已有的大纲，这些大纲在适用时可用于管理不同的老化效应及机理。

SSG-48 只关注技术过时，不涉及知识过时与当前法规、标准的符合性。

SSG-48 说明如果核动力厂确定许可证延续，就应该基于定期安全审查的结果或者评估结果（包括范围筛选、老化管理审查和本导则规定的时限老化分析），提供运行许可证延续期间老化管理的充分性论证。

SSG-48 建议采用主动、有效的老化管理策略，即对影响核动力厂安全的SSCs 开展主动的老化管理，而不是在构筑物、系统和设备失效后再被动弥补。通过采用主动老化管理以维持和改进核动力厂安全性能。主动的老化管理目标不是消除老化，而是尽可能有效地对老化现象进行预防、缓解和控制。主动的老化管理需要不停地提高认知和改进，以避免问题的重复发生，同时持续改进老化管理大纲。

SSG-48 在各个阶段老化管理中，增加了长期停堆和运行许可证延续两个阶段的要求。

SSG-48 不在是运行期间的老化管理，而是修改为老化管理，这就说明核动力厂在设计、建造、调试、运行等各个阶段均需要进行老化管理。老化管理要素中包括组织机构设置、数据收集和记录保存、实施老化管理的SSCs 的筛选、老化管理审查、老化管理大纲的开发和编制、老化管理大纲的实施和改进，删除了原导则中的状态评估，增加了时限老化分析。

SSG-48 在老化管理审查中要求核动力厂应基于老化效应对筛选范围内SSCs 执行要求的预定功能的能力的影响评估，并考虑SSCs 的当前实际状态，识别出适用的老化管理大纲，对SSCs 的老化进行有效的老化管理。删除了NS-G-2.12 的老化管理审查中老化的认知、老化的监测、老化效应的缓解，最终形成老化管理审查报告，HAD103/12-2012 的老化管理审查流程与NS-G-2.12 一样。

SSG-48 增加了许可证延续相关各个大纲的描述及流程接口。

3.2 HAD103/12-2012 与现行实践的差异

HAD103/12-2012 中将导则分为7 章，将组织机构和老化数据收集和记录均放在第4 章运行期间的老化管理中，在其他阶段的老化管理中缺少相关要求。

HAD103/12-2012 中将老化管理审查分为老化的认知、老化的监测和老化效应的缓解，而实际老化管理时，老化的监测和老化效应的缓解都是老化管理大纲中的一部分内容，老化的认知是识别核动力老化效应和机理的过程，老化管理审查实际分为识别老化效应及机理和识别适用老化管理大纲两部分内容更精确。

HAD103/12-2012 将过时管理分为技术、知识、法规和标准过时的管理，而核动力厂实际进行老化管理时，只关注备品备件的更换，即技术过时管理。

HAD103/12-2012 缺少时限老化分析内容，而实际老化管理内容主要有构筑物、系统和设备的范围界定与老化筛选，老化管理审查和时限老化分析。

4 老化管理的主要内容

基于老化管理的审评工作经验，核动力厂的老化管理应在整个寿期内实施，包括设计、制造或建造、调试、运行等各个阶段的活动。这一老化管理理念对核动力厂SSCs 设计、制造、鉴定、调试、运行、维修等各阶段的老化管理活动提出新的要求。在制造和建造阶段，核电运营单位和设备供应商之间应加强信息交流，做好数据交接等工作。在设计阶段应采用恰当的材料以确保核动力厂的安全功能得到保障。调试阶段是验证SSCs 功能、收集基准运行数据的阶段，营运单位应测量和记录安全重要构筑物、系统和设备老化管理相关的初始数据，应尽早识别可能引起老化效应的参数，并在核动力厂寿期内进行跟踪和控制。老化管理应在运行阶段建立系统的老化管理大纲，每一个都应有大纲范围、认知的老化机理，预防、缓解和监测方案，优化老化管理活动，保证SSCs 的运行和使用环境。建立长期、准确、有效的跟踪方式，实现对老化管理范围内的设备和构筑物长期有效的跟踪，并通过各种可量化的数据来评价其当前的状态，持续研究，提出改进措施，保证核动力厂运行期间的各项安全功能。

老化管理是一项跨学科的活动，涉及核动力厂的各个方面。老化管理审查是定期安全评价中和许可证延续（OLE）申请文件中主要的安全论证内容。实物老化管理分为范围界定和对象筛选、老化管理审查、时限老化分析3 大块主要内容。首先是界定筛选原则和老化管理对象筛选；随后对筛选范围内的每一个构筑物构件和设备部件开展老化管理审查，在老化管理审查中需要对老化效应的识别方法、过程及结果进行审查，并对每一个老化管理大纲的有效性进行评估，评估过程中应结合老化效应识别和机理分析，改进和编制核动力厂老化管理大纲，保证其有效实施，老化管理审查过程中还需要现场踏勘以核查评估老化管理活动的实施情况；时限老化分析首先要识别全面的时限老化分析清单，再评价时限老化分析是否能覆盖核电厂整个运行期间。对于技术过时管理，应识别存在的技术过时问题，处理所有已确定的技术过时问题并持续改进。

5 修订建议和思考

通过分析HAD103/12-2012 与SSG-48、现行实践的差异，结合审评监管和经验、核动力厂的老化管理的核心内容，针对现行《核动力厂老化管理》导则，本文提出的修订建议和思考如下：

（1）《核动力厂老化管理》导则修订应以实际可执行为基本原则，借鉴已有的老化管理审评经验，基于国内外核动力厂老化管理的基本逻辑，应按照老化管理目的、老化管理范围和对象、老化管理方法、老化管理大纲编制和实施、安全重要SSCs 的全寿期老化管理要求、老化数据收集和记录保存，对框架结构进行全面优化调整，细化各个章节的内容，重点放在老化管理方法上。

（2）核动力厂老化管理是贯穿于寿期内的设计、建造、调试、运行各阶段的，应及早地对核动力厂开展老化管理，建议在导则中明确营运单位应采用合适的方法建立数据库来保存历史数据，并记录关注因素的趋势和发展过程等，积累相关数据，有利于核动力厂运行趋势分析。

（3）基于国内已有的老化管理审评经验，建议在老化管理导则修订中将老化管理方法分为系统化的老化管理方法，构筑物、系统和设备的范围界定和对象筛选，老化管理审查，时限老化分析和技术过时管理。

（4）充分借鉴国际良好的老化管理经验，建议在老化管理导则修订中明确老化管理范围界定、对象筛选原则和老化管理审查过程，将老化管理审查分为老化效应及机理识别、确定适用于管理老化的大纲、实际状态评估和编制老化管理审查报告4 方面内容。

（5）建议在导则中重点关注技术过时管理，新增时限老化分析内容。在导则修订中补充时限老化分析的物项筛选原则和具体内容，保证构筑物、系统和设备受运行及环境条件长期影响的分析和评价论证在假定的运行期限内是有效的。

全面修订《核动力厂老化管理》导则，会对核动力厂的设计、制造和建造、调试、运行、检查、维修、定期安全评价、许可证延续等带来新的内容，老化管理的核安全监管要求将会变得更全面、更具体、更便于实施。核动力厂老化管理导则的修订和后续实施，将会显著提高核电机组的安全运行水平。