执照更新中经验反馈对核电厂老化管理实践的影响

杨晓蕾,张鲁山,崔 涛,孟凡江,石秀强

(1.上海核工程研究设计院股份有限公司,上海 200233;2.山东核电有限公司,烟台 265116)

通用老化经验报告(GALL报告)是美国核管会发布的用于指导核电厂运行执照更新审查的技术文件,其通过表单化的结构对构筑物、系统和部件的材料信息、服役环境、老化效应及机理以及对应的老化管理大纲等通用老化经验进行总结,是美国开展核电厂执照更新申请审查的基准文件[1]。美国在核电厂执照更新申请和审查过程中积累了大量经验和数据,形成了较为完备的老化管理和执照更新申请监管文件和审查体系。

我国核电机组的运行许可证延续策略参照了美国执照更新模式。相比美国,我国核电厂许可证延续方面的实践和经验较少,相关体系和法规标准仍处于不断完善的过程中。因此,国内第一个核电厂运行许可证延续项目(秦山320MWe机组运行许可证有效期延续项目)在依据《〈核电厂运行许可证〉有效期限延续的技术政策(试行)》的同时,也参照了许多美国核电厂执照更新相关的法规、导则和技术文件[2], 其中GALL报告是核电厂执照更新审查中重要的参考依据之一。基于在执照更新申请和审查过程中发现的新问题和新的经验反馈,NRC以ISG(Interim Staff Guidance)文件的形式,对GALL报告的内容进行更新和补充。相关经验反馈的消化吸收及其对我国核电厂的适用性评估,对我国开展日常老化管理和许可证延续工作,完善相关法规要求和监管体系,确保核电厂运行的安全性和经济性有着十分重要的意义。笔者调研了GALL报告及相关ISG文件的发布背景,全面分析了变更内容,提炼其涉及的老化管理新对象、新技术和新要求,并对执照更新中经验反馈对我国核电厂老化管理实践的影响进行初步评价,以期为我国核电厂老化管理工作提供技术支撑和经验参考。

1 GALL报告的发展历程

1999年,为对当时核电厂使用的老化管理大纲(AMP)进行评估,明确NUREG-1800中用于确定现有AMP充分性的标准,NRC着手对核电厂通用老化经验反馈报告进行整理和编制。基于1996年出版的NUREG/CR-6490《Nuclear Power Plant Generic Aging Lessons Learned (GALL)》,在全面总结美国核电厂老化相关工业报告、研究报告和执照更新申请审查经验的基础上,于2001年发布了NUREG-1801 GALL报告(0版),完成了报告的整体框架和主体内容[3],为核电厂执照更新申请和审查人员提供老化管理审查的总结及表单化、通用老化经验反馈。2005年,NRC对GALL报告(0版)进行了修改和更新,发布了GALL报告(1版)。2010年,基于国内外运行经验反馈和执照更新审查过程中积累的新经验,NRC发布了GALL报告(2版),该报告也成为美国和其他国家开展执照更新申请和审查工作的重要依据。而随着执照更新审查工作的不断开展,积累了更多新的执照更新经验反馈,NRC在20112016年间先后发布了10份ISG文件,以对GALL报告的内容进行补充和完善更新。GALL报告相关文件的发展历程如图1所示。

图1 GALL报告相关文件的发展历程Fig.1 Development of the GALL report and its related documents

10份ISG文件发布原因主要可分为三种:第一种是GALL报告中引用的文件在GALL报告第2版发布后进行了升版,需要对升版后文件对GALL报告的适用性进行分析。如LR-ISG-2011-02《蒸汽发生器老化管理大纲》的发布,GALL报告中XI. M19蒸汽发生器老化管理大纲中引用的参考文件NEI 97-06,在GALL报告第2版发布后,于2011年升版为NEI 97-06 Rev3,因此发布LR-ISG-2011-02对升版后的NEI 97-06对蒸汽发生器老化管理的适用性进行了评估。第二种是由于不同大纲或老化管理条目间存在冲突,为保持一致性对GALL报告进行的修改。如LR-ISG-2011-01《含硼水环境下不锈钢构筑物和部件的老化管理》中指出,GALL报告并没有将压水堆中含硼水环境中的不锈钢热交换器部件的热交换能力降低作为需要关注的老化效应,而其在沸水堆中却是由XI.M2章《水化学大纲》和XI.M32章《一次性检查大纲》共同管理的老化效应。因此,发布相应的ISG文件对GALL报告的条目进行变更以使上述内容保持一致。第三种是随着核电厂运行时间的延长及执照更新审查经验的积累,对核电厂老化管理有了更深入的理解和认识,因此需要对原有GALL报告内容进行修改和补充。例如LR-ISG-2013-01《管道和储罐内表面涂层或衬里老化管理》的发布,是审查人员在执照更新申请审查的过程中发现,老化导致的管道涂层或衬里的完整性失效会造成金属基材的材料损失及下游设备性能退化,因此开发出一个新的老化管理大纲(XI.M42)以对管道和储罐内表面涂层/衬里相关的老化效应进行老化管理。

综上可知,10份ISG文件充分吸收了核电厂执照更新申请审查过程中获取的最新核电厂运行经验以及不断发展的对老化机理的理解和认识,修正了GALL报告中存在不一致的条目和表述,评估了最新的法规、报告等文件对GALL报告的适用性。ISG文件是对GALL报告的进一步补充和修正,是开展日常老化管理和许可证延续等工作的重要参考。

2 执照更新经验反馈的主要内容

10份ISG文件涉及的最主要内容是针对GALL报告中老化管理大纲的变更[4]。由表1可知,10份ISG文件中涉及变更的主要老化管理大纲共12个,且均为机械设备相关老化管理大纲。特别需要注意,在原本41个机械设备相关老化管理大纲的基础上,新增了XI.M42《管道和储罐内表面涂层或衬里老化管理大纲》。通过分析这些ISG文件可知,其主要对与机械设备相关的老化管理大纲进行了更新,涉及蒸汽发生器、管道和储罐、压水堆堆内构件、不锈钢部件等老化管理对象,关注应力腐蚀开裂、硼酸腐蚀、点蚀、缝隙腐蚀、保温层下腐蚀、侵蚀、腐蚀产物导致的流体阻塞及结垢等导致的开裂、材料损失、内表面涂层/衬里完整性失效、壁厚减薄和热交换能力下降等老化机理和老化效应。

表1 10份ISG文件的主要内容

此外,ISG文件中对GALL报告的术语及定义也进行了修改和补充,主要涉及材料术语及定义(GALL报告IX.C章)、老化效应术语及定义(GALL报告IX.E章)、老化机理术语及定义(GALL报告IX.F章)中的12个术语条目,其中新增的术语及定义为5个,修改的术语及定义为7个,具体涉及的术语及定义条目如表2所示。

表2 ISG文件对GALL报告中术语及定义的变更

3 执照更新经验反馈对我国核电厂老化管理实践的影响

3.1 蒸汽发生器的老化管理

蒸汽发生器是压水堆的关键设备,其老化失效可能会造成核电厂的计划外停堆,对核电厂的安全运行有着重要影响。因此,应充分识别核电厂蒸汽发生器老化机理和效应,并制定合理有效的老化管理策略。

GALL报告第2版给出了蒸汽发生器老化管理大纲,可用以指导核电厂蒸汽发生器的老化管理工作。基于运行经验反馈结果可知,除了GALL报告第2版中蒸汽发生器老化管理大纲规定的老化管理内容外,核电厂蒸汽发生器的隔板组件以及传热管与管板间的焊缝处,发生过由应力腐蚀开裂形成的裂纹缺陷,影响蒸汽发生器的结构完整性,危害其安全功能的实现。因此,NRC发布LR-ISG-2016-01[14],给出隔板组件、传热管与管板间焊缝发生一回路应力腐蚀开裂(PWSCC)敏感性的评估方法,并将相应的老化管理对策纳入蒸汽发生器老化管理大纲。具体来说,运行经验表明,当材料中Cr的质量分数高于18%时,镍基合金的耐PWSCC性能显著增加,至今几乎没有含18%～22%Cr的材料发生过开裂,690镍基合金中Cr的质量分数为27%～31%,具有较好的PWSCC抗性。而600镍基合金中Cr的质量分数为14%～17%,若同时存在焊接残余应力或其他附加应力,有可能会发生PWSCC。因此,应对隔板组件和传热管与管板焊缝的材料、环境和应力情况进行综合分析,结合运行经验和电厂实际情况,对隔板组件及传热管与管板焊缝的PWSCC敏感性进行分析,对敏感部件进行定期目视检查,并通过水化学大纲和蒸汽发生器老化管理大纲对敏感部件的PWSCC进行有效的老化管理。除了隔板组件及传热管与管板焊缝PWSCC的老化管理建议外,LR-ISG-2016-01[14]还提出了由硼酸腐蚀导致的蒸汽发生器管道下封头和管板发生材料损失的相应老化管理对策。

基于上述分析,核电厂在开发蒸汽发生器老化管理大纲的过程中,应考虑将隔板组件、传热管与管板的焊缝、下封头及管板纳入老化管理大纲的管理对象,结合核电厂实际情况和运行经验反馈对PWSCC和硼酸腐蚀敏感部位进行筛选和分析。建议核电厂对蒸汽发生器的隔板组件、传热管与管板的焊缝、封头及管板等进行目视检查,以识别是否存在锈蚀、开裂等异常现象,对裂纹等缺陷扩展对安全性的影响进行判断。同时依据一回路水化学大纲和蒸汽发生器老化管理大纲或其他电厂特定老化管理大纲进行老化管理,以确保蒸汽发生器预期功能的顺利实现,保障核电厂运行的安全性。

3.2 含硼水环境中不锈钢部件的老化管理

通常,压水堆一回路水化学控制较为严格,在溶解氧质量浓度低于5 μg/L以下的环境中,含硼水环境中的不锈钢部件不易发生腐蚀[15]。然而,一旦含硼水发生泄漏和浓缩,溶解氧含量超标,浓缩的含氧硼酸溶液的腐蚀性将显著增加,这会增加不锈钢部件发生点蚀、缝隙腐蚀、应力腐蚀开裂等局部腐蚀的风险。

因此,基于LR-ISG-2011-01要求[5],针对服役于溶解氧质量水浓度高于5 μg/L含硼水环境中的不锈钢部件,在使用水化学大纲进行老化管理的基础上,增加一次性检查大纲共同对因上述局部腐蚀导致的材料损失和开裂等老化效应进行老化管理。此外,还应使用一次性检查大纲和水化学大纲对含硼水环境中不锈钢传热管由于结垢导致的热交换能力下降的老化效应进行老化管理。具体而言,在使用一次性检查大纲进行上述老化管理时,应重点识别并关注那些正常工况下不会发生明显老化降质,但可能存在局部介质浓缩或积聚从而导致局部环境劣化造成非预期老化降质的部件。针对上述部件采用目视检查、体积检查、表面检查等无损检测方法开展一次性检查,以证明没有发生会影响预期功能的严重老化降质,进而验证老化管理大纲的有效性。在检查时机的选择上,既应充分识别并保证可能影响预期功能实现的老化效应都得到及时有效的管理,又应充分识别一些潜伏期较长的老化效应。基于上述要求,一次性检查的时机通常安排在运行许可证到期前10 a内。通过对含硼水环境中不锈钢部件开展一次性检查,确保对其进行了充分的老化降质检查,并对水化学大纲的有效性进行验证,确保延续运行期间不锈钢部件的老化不会影响其预期功能的实现。

3.3 埋地管道的老化管理

由于核电厂埋地管道长期埋设在地下较深的位置,对埋地管道进行监测和维护较为困难,其老化降质难以被探测,这给埋地管道的老化管理和安全运行带来一定的隐患。基于LR-ISG-2011-03[7]的要求,当核电厂不使用阴极保护系统对埋地管道提供保护时,应对埋地管道附近的土壤进行监测,诸如对土壤电阻率、加速腐蚀的细菌、pH、湿度、氯化物、硫化物和氧化还原电位等进行测试,对土壤的整体腐蚀性进行评估,并向监管部门提交相关测试结果和分析报告以说明不进行阴极保护的合理性,或由有资质的人员提交相关分析以证明安装或运行阴极保护系统是不适用的。此外,当核电厂不使用阴极保护系统时,增加埋地管道的检查频率,为保证埋地管道在许可证延续运行期间能够满足现行执照标准的功能提供证明。LR-ISG-2011-03还对探测到异常状况时抽样检查的范围进行了修改,同时对回填料的质量进行关注。同样的, LR-ISG-2015-01[13]指出,如果核电厂埋地碳钢或铜合金管道没有涂层,执照更新申请人还应对没有使用涂层的情况进行说明,并提供相应的技术依据。ISG文件还修改了阴极保护的验收准则、极化电位上限等相关的内容。

目前,埋地管道的老化管理是各个核电厂密切关注的内容,很多核电厂也在开发埋地管道专项老化管理大纲,建立埋地管道风险分级策略以及埋地管道检查与评估的技术方法[16],以对埋地管道进行更加有针对性的老化管理,从而使其在运行许可证延续运行期间的预期功能与当前基准保持一致。

3.4 管道壁厚减薄的老化管理

壁厚减薄是一种常见的管道老化效应,GALL报告第2版中开发了XI.M17流动加速腐蚀大纲来对受流动加速腐蚀(FAC)影响的特定部位进行识别、检查,采取相应的纠正措施及时修复或更换受到流动加速腐蚀影响发生壁厚减薄的管道,以保证其预定功能的实现。然而,电厂实际运行经验表明,即使更换了具有更高耐FAC性能的管材(高Cr材料),管道依然会发生壁厚减薄。除流动加速腐蚀外,气蚀、闪蒸、液滴冲击和固体颗粒冲击等也会导致壁厚减薄,且这些老化机理在本质上各不相同,因此并不能通过GALL报告第2版中已有的老化管理大纲对失效的部位进行有效预测和管理,需要采用新的方法解决老化问题。

因此,LR-ISG-2012-01[10]将气蚀、闪蒸、液滴冲击和固体颗粒冲击等导致的壁厚减薄的相关要求加入到GALL报告中,建议根据相关运行经验和电厂特定情况,开展敏感部件的筛选和识别,并对管道壁厚进行周期性的检查,制定相应的监测计划等,从而对管道因气蚀、闪蒸、液滴冲击和固体颗粒冲击等导致的壁厚减薄进行有效的老化管理。

3.5 消防水系统干式喷水管道的老化管理

消防水系统干式喷水管道在有液体流经后,若没有进行适当的排水、干燥等操作,可能发生腐蚀并造成腐蚀产物堆积。运行经验表明,干式喷水管道排水干燥不当导致的腐蚀产物堆积会造成管道阻塞,使喷头无法提供灭火所需的水流,无法执行其预期功能。

根据LR-ISG-2012-02[12]的相关要求,应对核电厂消防系统的干式管道进行排查,对存在流体流动的消防干式管道进行周期性检查,使用流量测试和壁厚评估等方式对可能发生的材料损失进行老化管理。当消防水系统的管道不能完全排干或会发生水的积聚时,应进行扩充检查,包括在运行许可证到期前5 a开始,以每5 a的频率进行流量试验或充分冲洗以探测是否存在因腐蚀产物堆积造成的管道阻塞问题,或者对无法排干或存在滞水的管道进行100%内表面检查。运行许可证延续运行期间应每5 a对无法排干或存在滞水的管道长度的20%进行壁厚检查,以识别可能存在的降质,同时下一个5 a检查选取的位置应与之前检查的位置不同。

4 结束语

(1) 基于执照更新申请和审查中发现的新问题和核电厂运行过程中新的经验反馈,NRC以ISG文件的形式,对GALL报告第2版的内容进行更新和补充讨论。建议将ISG文件作为国内核电厂日常老化管理、定期安全审查和运行许可证延续等工作的重要参考文献,为相关老化和寿命管理工作提供有力的技术支撑和经验参考。

(2) 通过对美国执照更新中的经验反馈进行调研,对相关ISG文件的发布背景和主要内容进行全面梳理,总结了其对GALL报告中老化管理大纲的变更影响,并分析相关经验反馈对蒸汽发生器、含硼水环境下不锈钢部件、埋地管道、管壁减薄及消防水系统干式喷水管道等老化管理实践的影响。建议核电厂对照相关内容,对相应老化管理大纲、程序及技术文件是否需要补充、修改作出评价,识别老化管理的潜在偏差项并及时改进,持续提升核电厂老化管理水平,确保核电厂的安全稳定运行。

(3) 建议建立国内老化经验反馈和管理平台,形成良好的核电厂运行经验反馈渠道和反馈机制,指导核电厂老化管理体系的持续优化和改进。同时,在消化吸收国际上核电厂老化管理和执照更新技术体系基础上,结合国内已有运行许可证延续申请经验和成果以及国内运行许可证延续工作的实际特点和需求,进一步完善运行许可证延续技术体系,逐步形成适合国内核电厂运行许可证延续实践和核电厂群堆化老化管理需求的指导文件和技术体系。