核电厂老化和寿命管理戴忠华刘鹏大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC) 518124摘要本文概述了IAEA对核电厂老化管理的基本要求和所推荐的实施老化和寿命管理的方法；介绍了DNMC实施老化和寿命管理的工作方法和实践。
文章指出老化和寿命管理工作首先要将精力集中在核电站的关键设备上，然后逐步扩大范围；并且随着经验数据的积累，工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。
关键词核电厂老化寿命管理1.概述通常，核电站的设计寿命为40年。
目前，一些国家早期建造的核电站已经接近它的设计寿命，为了延寿到60年寿命，必须对核电站进行全面的安全和经济评估，以及相关的改造。
但是，仍然有一部分核电站由于在建造和运行阶段，没有实施良好的老化管理，而被迫退役，例如美国，这部分退役的核电站将占美国核电站总数的20％左右。
从而，20世纪80年代后，如何在核电站实施有效的老化和寿命管理成为了一个国际关注的课题。
各个国家都在这方面注入了大量精力进行研究和改进，对于保证核电站安全裕度、挖掘核电站的经济潜力、提高核电竞争力方面做出了重要贡献。
其中，IAEA为了规范化老化和寿命管理工作，在吸取了各个国家的的良好实践后，归纳和总结出了一套系统的老化和寿命管理方法，并且编写成了技术导则，为国际上老化和管理的开展奠定了坚实的基础;美国NRC制定了一系列法规要求，为核电站老化管理提出了明确具体的要求，规范核电站老化管理工作的开展。
在十年安全审查中，大亚湾核电按照核安全局的要求，对核电站的老化管理状况进行了认真的审查，通过本次审查中发现的不足，结合国际先进的经验和良好实践，开展了一系列活动，以求不断完善核电站老化和寿命管理体系。
2.老化和寿命管理的方法IAEA核电厂寿命管理技术工作组（TWG-LMNPP）依据成员国的建议，推荐实施设备老化和寿命综合管理。
图1标明了设备部件的老化和寿命管理之间的总体关系；理解老化机理和参数就可以管理和改进部件的老化曲线，从而延长了部件的寿命。
部件延长的寿命可以定义为是一个期间，在此期间内，设备部件可以安全、经济地运作。
为示范的目的，图1中假定安全裕量要求值本身也作为依经验和公众可接受度变化的函数随时间而改变。
时间（time）图1. 部件的老化和寿命管理之间的总体关系IAEA推荐的实施设备老化管理的方法，主要包括三个部分(参见技术系列报告第338号，1992年版)，即选择实施电厂老化管理的部件(SSCs)清单，以及分两个阶段进行的老化管理研究方法，其要点如下：(1)选择实施电厂老化管理的安全相关设备(SSCs)清单，以及与电厂可用率密切相关、寿命管理关注的设备(寿命管理扩充SSCs)清单，有重点地实施老化和寿命管理；在实施老化和寿命综合管理时，可按国际核电厂的运行经验和良好实践，并结合本电厂的实际，选定老化和寿命综合管理SSCs 清单，在实施过程中补充完善；(2)理解选定部件的老化机理，选择或开发有效的和现实可行的部件老化监督和缓解方法、措施，即老化管理研究方法的第I阶段：基础性老化研究；(3)老化管理研究方法的第II阶段：综合性深入的老化研究；(4)老化管理研究成果应用的方式是，通过在线监督、定期试验和在役检查活动，以及维修和运行方面改进行动的有效实施，有效地管理所选部件的老化降级，将老化降级限制在允许的范围；并力求实现设备部件的服役寿命测算等。
鉴于安全性和经济性都是核电的生命线，因此在作出老化和寿命管理措施、行动类别的选择，实施时机的选择，以及电厂是否延长寿命继续运行这类决定时，经济性方面的考虑也是十分重要的。
3.国际上实施设备老化和寿命管理的经验3.1概述拥有较多核电厂的国家都在建立各自的核电厂寿命管理大纲，它们的方法各自不同，IAEA核电厂寿命管理技术工作组（TWG-LMNPP）现正努力使这些方法和谐协调起来。
现在许多国家，如美国、日本、英国、西班牙等国已宣布了其寿命目标，核电厂的运行寿命正在成功地被延长。
例如：至2003年，美国有19台核电机组已获得US NRC的批准，将运行执照从原来的40年延长至60年。
在实施庞大的评估计划之后法国核电机组可能有40，50，60年或更长的运行寿命（取决于10年定期安全审查）。
在日本，领先的运营公司开展的研究表明，只要实施恰当的维护措施，压水堆的寿命可达到60年。
在某些国家，机组运行执照期间被认为是寿命，而且不需要与技术限值相联系。
而在其它国家，机组安全寿命是必须实施的安全法规的一个指标，而且成为寿命评估的首要一步。
考虑到监管机构、设备供应商、电厂管理层和其它感兴趣机构对机组寿命管理采用的不同方法，除美国之外的大多数国家或地区，核电厂的寿命管理主要有如下4个步骤：1）高水平的日常运行和维修活动，利用有效的经验反馈方法和机构，采用持久的改进，来提高安全性和实施改进的费用/效益比；2）按“特大维修”大纲，制定和实施维修和更换大型设备、部件的预期计划；3）利用新的参考基准和更新的安全水平，每10年进行一次全面的安全审查；4）制定核电厂寿命管理大纲，标明可能影响电厂寿命的决定，改进运行和维修，并包含有关老化现象的新的研究项目。
当计划核电厂的老化管理和寿命管理的各种活动时，都必须综合考虑安全性、可用率、费用及辐照剂量等。
而设备可靠性管理方法就是在电厂一级或系统一级综合考虑这几个方面的有效方法。
3.2法国核电厂寿命管理法国电力公司(EDF)从1983年起实施一项“寿命管理计划”，旨在理解和预测老化问题。
按照该计划，经常地评估可能影响核电厂寿命的每一件事情（如技术、工业、经济和法律、保险等），目的是确定并实施为达到预期寿命所需要的措施。
由于电力市场的条例松绑，许多核电厂都不得不改善其经济竞争力，如果维修费用并不过分高，延长现有机组的寿命，是在竞争激烈的市场情况下，提供持续的电力生产的现实可行手段。
而如果现有某台机组的寿命缩短大约10年，提前支出的退役、拆卸费和机组更新费可达数十亿欧元。
EDF寿命管理计划分以下两种情况：●不可更换的两种部件—反应堆容器及安全壳，关于900MWe PWR容器至少可服役40年的综合案卷，目前正由法国核安全当局进行审查；对于安全壳，900MWe机组安全壳的寿命至少为40年已经被普遍地接受。
而1300Mwe机组的安全壳，需按各自的情况进行监督和采取解决措施；●完全或局部可更换的部件，包括更换费用昂贵的部件，诸如蒸汽发生器（已在7个机组上更换了蒸汽发生器）和堆容器封头（已在40个机组上更换了堆容器封头）。
正在实施雄心勃勃的研究开发计划，以便理解设备、部件老化降级的机理，诸如侵蚀、腐蚀、疲劳、磨损、热老化，辐照老化，以及这些机理的动力学；对真实的设备也进行了实验研究，以便确认研究开发工作，为此对于1991年关闭的Chooz A电站（300MWe PWR开展了一项重要的服役后检验、试验和研究评估计划）。
EDF寿命管理计划由总公司组织各方面的专家分专业组，投入相当多的资源加以实施，例如，反应堆容器及一回路管道部件的寿命管理项目，分别有5-6个专业组，各由数十至近百名成员组成，经过3-5年的研究、分析评估，才提出推荐性寿命管理行动供决策层审批。
电力公司的主要职责是安全地和经济地运营核电站；只要延寿的竞争性得到论证，现有机组的延寿可行性就一直存在，就绝对有必要跟踪安全法规条例的任何变化，做好延寿的准备。
在法国，像某些其它欧洲国家那样，定期的安全审查是按10年为基础来实施的，经安全监管当局同意的这一程序包含以下几个主要部分：●澄清作为机组执照申领基础的安全法规条例（法规、准则、适用的规格书等）要求；●考虑经验反馈以及大多数新近投运机组的执照申领基础，重新评价安全法规条例的要求；●评估电厂的真实状况与当前执照申领基础（即安全法规条例要求）之间的差异，列出相应的改进项目清单；●确认机组未来10年的运行将满足经重新评价的安全法规条例要求。
为此就需要制定完善化计划，而且要求对关键的解决措施进行详细的定性和定量分析；完善化计划首先就是确定：是否需要按法规条例要求采取措施，来维持核安全水平。
如果不需要，完善化计划则按照费用—效益平衡原则来制定。
当安全法规条例演变时，就可能导致无法接受的费用增加，或完善化改进项目影响到原设计的重大技术特性而变得不可行。
确定论方法和概率论方法要恰当地综合起来应用，以便获得更为平衡的改进项目计划。
需要考虑的因素是实施的可行性、费用、风险、辐照剂量、放射性废物量及其它因素。
EDF核电机组高度标准化这一事实，使得必须预先了解可能影响主要部件的重大老化降级，并且确定现实可行的长期部件更新/更换战略。
“特大维修”是指全国性计划，一般电站机组寿期内计划只实施一次，而且费用巨大和/或对可用率有大的影响的维修操作。
EDF的“特大维修”活动（例如更换蒸汽发生器、容器封头、控制棒驱动机构，某些发电机定子重绕线圈等）每年花费约2.5～3亿欧元，而EDF每年的定期维修费用通常是15亿欧元。
“特大维修预测”计划包括：识别可能实施的“特大维修”操作，并确保采取各种适当措施，使这些操作实施时对电网运行性能的影响减至最小。
特别是要避免在同一时期内不得不实施大量的重要操作。
这一计划定期地评审最敏感部件的设计、制造条件和运行经验，识别这些部件可能发生的重大老化降级现象；评估潜在的后果，并提出为达到至少40年寿命需采取的最恰当的战略。
为了延寿获得成功，电力公司必须增进对老化机理的了解，向核安全局阐明机组（特别是关键部件）延寿的可行性，并且以树立榜样般的方式运营好现有的机组。
延寿计划的第一步是关注各种设备部件设计寿命的技术终点这一问题。
部件的老化取决于运行状况和检修状况。
而部件老化对电厂延寿的影响取决于更换这些部件的困难程度。
对于某一个部件，它的设计、制造、运行历史，维修政策以及研发（R&D）项目都必须加以考虑。
从寿命管理的角度考虑，某些部件由于更换的困难性或费用昂贵，被识别为关键部件，EDF选定的关键部件有：反应堆压力容器，主回路大直径管道、蒸汽发生器、主冷却剂泵、稳压器、控制棒驱动机构、反应堆堆内构件、安全壳、汽轮机、发电机、仪表控制系统（I&C）、电缆等。
依据目前掌握的情况，并无设备问题会阻碍核电厂达到和超过40年寿命目标，虽然反应堆压力容器和安全壳需要加以特别的关注，但在适当的设备监督及维修状况下，EDF认为运行的PWR机组达到40—50年寿期是合理的目标。
值得关注的是，EDF于1983至1996年间实施了一项“寿命管理计划”，积累了不少寿命管理经验，制定并实施了“特大维修更换计划”。
但2001至2002年间，EDF按核安全监管当局的要求，更新了“老化敏感的设备和构筑物清单”。
搞了十多年《寿命管理计划》之后，从2002年11月起转为搞《老化和寿命管理》，计划于2003-4至2004-12期间制订总体计划，准备老化示范案卷，确定补充研究项目及运行维修的改进项目，将于2004-12至2008年间结合准备900MWe机组的第3次十年安全审查，完成老化示范案卷，并实施相关改进决定。