核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式)
核电厂关键设备老化管理研究
核 电厂关键设备老化 管理研究
张 圣 王双飞 王青青 张 涛 马沂荩
备。 老化管理研究所推荐 的安全重要设备是其 中一个子集 ， 同时
也包括了一些 电厂寿命重要设备 。 （） ２ 对选定设备 的有效老化机理研究 。①对老化 、 退化过程 的认识 ； ②对老化的监测研究 ， 即怎样在失效前检测 出设备的老 化、 退化 ； ③及 时减缓老化及其影 响的方法研究以确保所要求 的
（） １老化管理设备选择 。 目前虽然所有核电站都有不 同形式 的维护 、 验和检查 大纲 ， 试 这些大纲都有 助于探测 与减缓老化 、 退化 ， 但为 了对不同的电厂设备确定适宜 的老化管理措施 ， 应当
采用一种系统化 的老化管理分类 。将核电站设备分成几个主要 的子集 ：电厂寿命重要设备 、电厂安全重要设备及 电厂其他设
二 、 设 施 老 化 的 概 念 核 核 电站 的 系统 、结 构 或 设 备 由 于 一个 或 几 个 老 化 机 理 的综
安全裕度得 以保持 。老化管理研究通常使用国际上 比较成熟的
分 阶段方法 ， 它可将 注意力集 中于每阶段 的重要的研究任务上 。 跟踪调查相关 的运行经验 ， 深入研究对设备老化 的认识 ， 并确定 在必要时开发有效 、 实用 的监测和减缓设备老化的技术。 对所选 设备的研究 是综合性和系统化的。 （） ３ 老化管理实施 的基础 。 为了在核 电站中有效地进行老化 管理活动 ， 必须在电厂的运行管理中建立并执行老化管理大纲 。
核电厂老化管理大纲及其要素
核电厂老化管理大纲及其要素
陶革;高轩;赵传礼;陶钧;马回明
【期刊名称】《核安全》
【年(卷),期】2022(21)6
【摘要】建立并实施有效的老化管理大纲,是核电厂对安全重要的系统、构筑物和部件进行老化管理并确保电厂在整个服役期间(包括延寿运行期间)都能保有足够安全裕度的重要方法之一。
本文对老化管理大纲要素进行了论述,并重点对国际上广泛认可的两类标准老化管理大纲体系进行了详细分析和要素对比,梳理出了有效的老化管理大纲应包含的要素内容,可为国内核电厂老化管理大纲的编制和审查提供参考和支持。
【总页数】8页(P47-54)
【作者】陶革;高轩;赵传礼;陶钧;马回明
【作者单位】中核核电运行管理有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】X946
【相关文献】
1.核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发
2.老化管理大纲确保秦山核电厂延寿
3.核电厂电缆老化管理大纲的开发
4.基于功能组的核电厂预防性维修大纲管理
5.浅谈核电厂预防性维修大纲管理方式
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秦山第二核电厂仪控系统的老化管理
秦山第二核电厂仪控系统的老化管理张兵【摘要】After a brief introduction of the instrument control systems,this paper mainly focuses on the running situation of the equipment,the analysis of the aging problem of the instrument and control system,and points out that their exist some problems such as the instrument control equipment spare parts' missing,technology ageing and equipment function deterioration.It presents some aging tactics of the equipment management methods to solve the technology problem of aging in Qinshan nuclear power plant phase II,in order to improve the reliability of the nuclear power plant instrument control system equipment,to ensure long term stable operation.% 在简单介绍秦山第二核电厂仪控系统状况的基础上，本文分析了仪控系统设备老化情况，指出秦山第二核电厂仪控设备存在备件缺失、技术老化和设备功能劣化的问题。
通过物项替代、设备改造和部件维修等手段解决设备技术老化问题，提高核电厂仪控系统设备的可用率，保障核电厂的长期稳定运行。
【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2013(000)003【总页数】3页(P64-66)【关键词】仪控;设备;老化;管理【作者】张兵【作者单位】中核核电运行管理有限公司，海盐 314300【正文语种】中文【中图分类】TK380 引言秦山第二核电厂1、2号机组分别于2002年4月和2004年5月投入商业运行，是国家“九五”期间唯一采用“以我为主、中外合作”的方式建设的国产化核电项目。
压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理
压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理谢岱良 李鸿飞 李上元 王志敏（广西防城港核电有限公司，广西 防城港 538001）【摘 要】压水堆核电厂安全壳贯穿件是安全壳内外流体输送、设备或人员进出、电缆穿行等工作的关键部件，文章对贯穿件结构和材料进行阐述，从老化管理角度对压水堆核电厂安全壳贯穿件老化机理进行分析，包括腐蚀、疲劳、机械磨损，并开展基于戴明循环（PDCA ）的管理，在对安全壳贯穿件老化机理充分认知的基础上提出管理策略。
【关键词】压水堆；核电厂；安全壳贯穿件；老化管理【中图分类号】TL38 【文献标识码】A 【文章编号】1008-1151(2019)07-0034-04Aging Management of Containment Penetrations in Pressurized WaterReactor(PWR ) Nuclear Power PlantAbstract: The containment penetration of pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant is the key component of fluid transportation inside and outside the containment, equipment or personnel entering and leaving, cable traversing and so on. The structure and material of penetration are described. The aging mechanism of PWR nuclear power plant containment penetration is analyzed from the perspective of aging management, including corrosion, fatigue and machinery. The management based on Deming Cycle(PDCA) was carried out, and the management strategies were put forward on the basis of fully understanding the aging mechanism of containment penetrating parts.Key words: PWR; nuclear power plant; containment penetration; aging management1 引言安全壳作为核电厂的第三道安全屏障，必须保证具有足够的强度和密封性能，在正常运行期间和事故工况下防止放射性物质泄漏至外界环境中。
建立核电厂老化管理核安全监管要求的建议
建立核电厂老化管理核安全监管要求的建议一、背景上世纪八十年代初期，美国核管会（NRC）开始关心并调查核电厂的老化问题，国际原子能机构（IAEA）随后于1985年发起了有关核电厂老化问题的信息交流，并于1989年启动了一个专门针对核电厂老化的综合项目，目的是帮助成员国加深了解核电厂SSC’s的老化对安全的影响，以及如何对这些SSC’s进行有效的老化管理。
在美国，从组织调查SSC’s老化相关运行事件开始，到最终建立以执照更新为框架的老化管理监管体系，NRC在过去的二十多年中，充分依靠政府、研究机构、独立实验室、核电厂业主和供应商等各方力量，在核电厂老化与寿命管理方面引导了大量的技术和管理研究工作，形成了联邦法规、管理导则、标准审查大纲、基础技术文件（GALL报告）等一系列完整的法规体系文件，用于规定和指导全美一百多台在役机组，系统地进行核电厂SSC’s 的老化管理。
美国核电厂老化管理的目的除了继续保持核电厂现有的安全水平外，另外的一个目的就是获取延寿批准，而作为这项工作的直接成果，NRC目前已经批准了30台机组获得延寿运行20年的申请，这也符合美国原子能法的要求。
IAEA自1989年启动核电厂老化综合项目后，于1990年出版了TECDOC-540“核电厂老化的安全问题”，综述了核电厂老化的安全问题、材料的老化机理，以及SSC’s老化的有效管理方法，这是一篇在全球核能界得到广泛传播并产生深远影响的技术文件。
在此后1991至1999近十年间，IAEA以技术文件或安全报告的形式，先后出版了“核电厂老化管理数据采集和记录保存”、“核电厂安全重要部件的老化管理方法”、“核电厂老化管理大纲的实施和审查”、“运行核电厂的设备质量鉴定”等一系列指导核电厂实施老化管理的通用性指南文件。
在典型部件老化管理示范性研究的基础上，从1998至2003五年多的时间里，IAEA以技术文件的形式，先后出版了针对单个安全重要SSC’s老化管理的专用指南文件，其中包括蒸汽发生器、安全壳混凝土构筑物、重水堆压力管、压水堆压力容器和堆内构件、安全壳内仪表和控制电缆、压水堆一回路管道等。
仪表安全管理措施
仪表安全管理措施（实用版）编制人：__________________审核人：__________________审批人：__________________编制单位：__________________编制时间：____年____月____日序言下载提示：该文档是本店铺精心编制而成的，希望大家下载后，能够帮助大家解决实际问题。
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核电站安全壳老化管理
下延伸到与平台交接的上方。裂缝宽度一般不大, 在 0 05~ 0 2 mm 之间, 与以前详检的变化不大 , 可 以推论裂缝宽度在两次检查期间发展不明显。为了 更好地分析裂缝对混凝土耐久性的影响 , 采用超声 检测法[ 12] 检测裂缝深度 , 并对个别地方采用人工凿 开的方法进行实际校正。检查发现裂缝深度不大, 平均深度为 5 mm 左右。结合裂缝开展的形状和特 征 , 可以判定裂缝为混凝土收缩裂缝 , 对混凝土安全 壳结构安全影响不大 , 但对裂缝处局部混凝土耐久 性老化有不利影响。由于外部有害成分很容易从裂 缝处进入混凝土内部 , 在裂缝开展的局部区域内的 混凝土更容易受碳化、 氯离子的影响 , 从而在裂缝局 部区域形成混凝土老化薄弱层, 进一步加速局部混 凝土老化。 3 1 3 碳化影响分析 对混凝土碳化深度计算 , 经典理论基于 Fick 的 第一扩散定律[ 6- 7] : X = K t , 其中 t 为时间, X 为碳 化深度。 安全壳在浇注后已经 15 年 , 最大碳化深度 为 3 10 m m, 可 以 推 算 出 扩 散 定 律 系 数 K 为 0 801。即 X = 0 801 t 。 检测混凝土保护层平均厚 度为 48 6 m m, 最小厚度 38 mm 。由此可以算出碳 化达到钢筋表面的时间大致为 38 = 0 801 t , t = 2 251 年。当 t > 100 年时, 理论上一般可以保证整体 建筑结构在使用阶段不会因为碳化引起混凝土老化 而结构失效。 但是, 在整体上混凝土碳化的速度不一定能保 证安全壳在使用过程中局部混凝土的加速碳化。尤 其在混凝土存在缺陷的区域 , 碳化速度要远远超过 正常表面混凝土的碳化速度 , 特别是在裂缝处混凝 土碳化要远远大于正常混凝土表面。依靠碳化对安 全壳老化寿命进行判断 , 正常构件可以达到 100 年 使用寿命, 但在局部缺陷区域, 碳化的影响需要根据 缺陷发展情况进一步跟踪分析。 3 1 4 氯离子影响分析 本次检测结果中混凝土中氯离子含量未超过国 家相关 规范标准 [ 7- 8] 。从切片 分析检 测中可 以发 现 , 从外到里的各层氯离子含量未有明显差异, 未发 现氯离子在混凝土中明显的扩散。因此 , 氯离子对 安全壳混凝土老化寿命的影响暂时未表现出来。但 是由于反应堆处在离海岸线 500 m 范围内, 海风中 的氯离子对反应堆的影响应作为以后观察检测的重 点。 3 1 5 抗渗性能影响分析 1095 研究表明, 在其他条件不变的情况下 , 混凝土渗
核电厂生命周期全过程的老化管理
核电厂生命周期全过程的老化管理作者：王炼刚来源：《现代企业文化·理论版》2017年第14期摘要核电厂设备会因某种或多种机理老化的问题而失去效用，为了预防重要设备可能发生的失效现象，确保其安全，老化管理的措施是极其必要的。
本文以国际原子能机构的核电厂老化管理和核安全导则为基础，针对核电站的各个方面多角度的进行老化管理工作。
以此来提升核电厂的核安全水平。
关键词核电厂生命周期老化管理日本福岛核电站事故的发生，给我国核电业敲响了警钟，虽然因此对国内的核电发展情况更加予以重视，并提出了更为严格的要求，但目前核电厂并没有对能源的结构进行改进，在目标上，节能减排和加速核电事业的发展是不变的。
因此，应积极学习最新的核电厂老化管理方法，加快落实，以切实保证核安全。
一、全寿期老化内容的管理（一）老化管理的策略工作以核动力厂设计安全规定与核动力运行安全规定作为核电厂老化管理的依据。
在核动力设计规定中，在一个单元内讲到了设备阶段老化管理的要求，在正常的运行下，与假想事故等一些其他环境下的老化与磨损程度，在一定情况下，对实验、检测与检查等一系列措施。
在核动力厂的安全规定上说明，运营者需要积极推出管理老化管理的相应对策，以按照设计、搭建、试验、运行与退役的不同阶段，开展不同阶段的老化管理策略工作，将以往传统的老化管理更新为全寿期的老化管理。
与此同时，运营者应明确自身职责，作为核电厂全寿期老化管理的主要负责人，对于各个方面，和老化管理的各个项目都要予以有效控制。
（二）遏制老化失效的方法核电厂各个阶段的生命周期需求生成的活动，是一系列技术的主导、活动的责任与实施的主要负责人，重要环节上有着两个重要因素，一是在设计阶段上要积极开展保障核安全设备的鉴定活动，以确保设备在初始工作时，就处于稳定的运行状态，二是在运行阶段设立系统的完善的管理标准，并展开与老化管理相应的活动。
而在核安全相关的设备周期上，需要以鉴定设备的方式来证明是否运行正常，可以在运行故障未来临时，按照其设计目标科学合理的执行相应的安全功能的活动。
核电厂仪表和控制系统法规标准体系概述
第30卷 第11期2023年11月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.11核电厂仪表和控制系统法规标准体系概述孙 娜，吴 茜，宿俊海（华龙国际核电技术有限公司，北京 100036）摘 要：国内核电厂仪控设计遵循的法规标准基本从IEC 及IEEE、IAEA 等标准转化而来，经过多年的完善及技术积累，标准体系基本完善，内容基本完整，但仍存在部分标准版本较早，某些设计要点无参考标准、技术水平滞后的情况。
本文对国内外现有的核电厂仪控系统设计依据的法规标准进行分析，总结出国内当前核电厂仪控系统设计的法规标准体系，用于指导华龙一号电厂初步设计工作。
关键词：核电厂；仪控系统；标准体系中图分类号：TL48 文献标志码：AOverview of the Regulatory Standard Architecture of Instrumentationand Control System for Nuclear Power PlantSun Na ，Wu Qian ，Su Junhai（Hualong Nuclear Power T echnology Co., Ltd., Beijing, 100036, China ）Abstract：The regulatory standards for instrumentation and control system design and implementation of nuclear power plants in China are basically transformed from IEC, IEEE, IAEA and other standards. After years of combing and technical accumulation, the standard architectural is basically perfect and the content is basically complete, but there are still some earlier versions of standards, some design points have no reference standards, and the technical level is lagging behind. In this paper, the existing domestic and foreign nuclear power plant instrument control system design based on the regulations and standards are analyzed, summed up the regulations and standards of the current unclear power plant instrument and control system design, which can be used to guide the preliminary design work of HPR1000 nuclear power plant.Key words：nuclear power plant ；instrumentation and control system ；regulatory standards architecture收稿日期：2023-06-14作者简介：孙娜（1980-），女，辽宁人，硕士，高级工程师，从事核电厂仪表和控制系统设计。
核电厂老化和寿命管理现状与进展
讨 究 研 探 一 与 . 一
5核 电 厂
和实 践 6 (2 00 6 年 ) :
.
(20 06 年 ) ; . 年); . 5核 电厂 安 全长 期 运行 6 (2 00 8 年 ) ; 安 全 长期 运 行 计 划 范 围 和 内容 的建 议 6 (20 07
同行审 查 和 综 合 性 大 纲 审 查 , 对 A M P 的 独 立 性 ! 正规 程 度 ! 评 估 过 程 的 严 密 程 度 进 行 审
N U R EG 一 0 8 1 1
5核 电厂 老 化 的通 用 经 验 6 ( 即
G A L L 报 告 ) , 它 汇 编 了 约 50 0 份 电厂 老 化 研 究 的 资料 " 与 其 他 一 些 国 家 ( 如 法 国 ! 日本 和 韩 国 等 ) 不 同 的 是 , 美 国没 有 核 电 厂 定 期 安 全 审
查 , 而是利用 N R C 新 的核 电厂监督 程 序对 运 行核电厂实行在线监督 "而美 国对核 电厂老化
查 , 不 断改 进 A M P , 不但保证 了 A M P 现阶段 的有效性 , 同时也 为 A M P 在随后 的时间 内的 有效性提供保 障 "
(4 ) 注 重 审查 以确保 有 效性 "
部件 ! 安全 壳 内的仪 表 和控 制 电缆 ! C A N D u
反 应 堆组 件 和 P W R 一 回路 管 道 "上 述 部 分 技 术 文 件 已被 应用 于 指 导我 国核 电厂 相 应 设 备 实 施 老 化管 理 "例 如 秦 山 核 电厂进 行 蒸 汽 发 生 器
见 , 它们介绍了国际 良好 的老化和寿命管理 实 践 , 以帮助用户努力提高安全水平 "这些导则
核电厂老化及老化管理
又如，如果某一个核电厂的蒸汽发生器频繁堵 管，已经到了不堪使用的地步。那么，可以根据 数据推断，具有大体相同运行历史的同类蒸汽 发生器，也将依次需要更换。于是，就可以从容、 合理安排计划，按计划顺序逐个进行更换。从而 既可使设备更换井然有序，经济上和时间上的 获益也很可观。
不仅如此，由于法国与美国对核电厂的结 构和设备可靠性的要求不完全相同— ——法国安 全当局要求每隔 １０ 年，对整个核电厂状态作一 次全面、仔细的检查、分析，以确保结构和设备 在下一个 １０ 年中不致因老化而影响到正常运 行。至于某些“部件”因为老化而出现的“小” 问题，则可利用充足的零部件储备，及时局部替 换（或加以修复）。因此，他们每一次进行分析， 所用的基本输入，都是更新过的、“最近测到” 的数据，数据质量极好，分析结果的可信度也 高。美国人对核电厂设计有总的使用寿命指标 （如 ６０ 年），但并无每隔一定时间进行详细复 审（包括完整的概率安全评价）的要求。可见， 老化数据库对法国特别有用、特别重要。我国的 情况与法国不尽相同，但他们的做法，对我们的 工作具有很大参考价值。
象。造成机械损伤最常见的驱动因素，通常是部 件外部受力引起的内部应力（应变），包括残余 应力在内。
（３）电化学引起的退化过程— ——常见的例 子有腐蚀介质引起的局部腐蚀、点蚀等。这种过 程一般都是环境影响（如流体介质）和内力（如 残余应力）相互作用的结果。
以上，只是对老化机制大略的、宏观的说 明。十分具体、细致地了解老化机制，目前仍有 相当困难。例如，燃料组件中定位格架与燃料棒 之间微幅流致振动所引起的局部损伤积累机 制，涉及到振动激励机制问题，至今还不十分清 楚。我国秦山核电厂一号机组反应堆堆内构件 下部支撑结构的连接件（小螺栓）脱落问题，流 致振动固然是主要原因，但通过仔细分析追溯、 重现结构失效的过程及最终结果，还有很大困 难。不能排除，这里可能存在至今尚不为我们所 知的其他干扰因素。详细了解老化机制的困难， 还在于许多驱使“部件”老化的因素，并不是单 独地孤立地起作用的，它们往往是相互错综交 叉的一个复杂过程。例如，构件上多条微细裂纹 汇合而成一条较大的裂纹；又如，腐蚀往往发生 在一个既有环境因素（如流体介质）、又有较大 拉应力作用、并同时存在辐照条件的复杂情况 之中。多因素的相互作用，通常并不能按线性叠 加作简单处理，因此，要构建数学模型来定量或 半定量地预测老化过程变得极为困难。 1.3 老化管理方法
核电厂老化和寿命管理（DNMC戴忠华）
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。
国家能源局公告 第7号
42 NB/T20450.2-2017 压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第 2 部分：焊接材料
2017-04-01 2017-10-01
43 NB/T20450.3-2017 压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第 3 部分：焊接工艺评定
2017-04-01 2017-10-01
44 NB/T20450.4-2017 压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第 4 部分：产品焊接和热处理
2017-04-01 2017-10-01
55
NB/T20456-2017 核电厂钢板混凝土结构施工及质量验收规程
2017-04-01 2017-10-01 56 NB/T20457-2017 非能动压水堆核电厂钢制安全壳部件制造及质量验收规程
2017-04-01
2017-10-01
57 NB/T20458-2017 压水堆核电厂建安阶段清洁度管理规定
2017-04-01 2017-10-01
9
NB/T20434-2017 RK 压水堆核电厂反应堆首次装料试验
2017-04-01 2017-10-01 10 NB/T20435-2017 RK 压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验
2017-04-01
2017-10-01
11 NB/T20436-2017 压水堆核电厂水化学控制
2017-04-01 2017-10-01
30
NB/T20442.15-2017 核电厂定期安全审查指南第 15 部分：组织机构和行政管理
2017-04-01 2017-10-01 31 NB/T20443-2017 RK 核电厂运行辐射防护规定
2017-04-01
2017-10-01
能源局新行标2015
代替标准
采标号
批准日期 2015-07-01 2015-07-01 2015-07-01 2015-07-01 2015-07-01 2015-07-01 2015-07-01
实施日期 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01 2015-12-01
代替标准 DL/T 429.6-1991 DL/T 449-1991 DL/T 626-2005 DL/T 641-2005 DL/T 657-2006 DL/T 703-1999 DL/T 753-2001 DL/T 774-2004 DL/T 803-2002 DL/T 853-2004 DL/T 859-2004 DL/T 889-2004 DL/T 903-2004
核电厂建设工程核岛建筑安装工程费用 定额 核电厂建设工程常规岛建筑安装工程费 用定额 核电厂建设工程机械台班费用定额 核电厂建设工程预算定额 第 1 部分： 核岛建筑工程 核电厂建设工程预算定额 第 2 部分： 核岛装饰工程 核电厂建设工程预算定额 第 3 部分： 核工艺设备安装工程 核电厂建设工程预算定额 第 4 部分： 核岛工艺管道安装工程 核电厂建设工程预算定额 第 5 部分： 核岛通风空调安装工程 核电厂建设工程预算定额 第 6 部分： 核岛电气设备安装工程 核电厂建设工程预算定额 第 7 部分： 核岛自动化控制仪表安装工程 核电厂建设工程预算定额 第 8 部分： 核岛通信设备安装工程 核电厂建设工程预算定额 第 9 部分： 核岛防腐、保温工程
代替标准
核电厂构筑物、系统和部件老化管理方法概述
核电厂构筑物、系统和部件老化管理方法概述随着核电站的运行时间的增长，核电站的构筑物、系统和部件的老化问题已逐渐成为一个重要的管理问题。
为了保障核电站的安全运行，需要采取一系列的老化管理措施。
首先，核电站需要对构筑物、系统和部件进行定期检测和评估，及时发现老化问题。
对于已经出现老化问题的构筑物、系统和部件，需要进行及时维修或更换。
其次，需要根据核电站的不同情况，制定相应的老化管理计划和技术规范，确保老化管理工作的有效开展。
此外，还需要加强人员培训和技术交流，提高核电站的老化管理水平。
总之，核电站的构筑物、系统和部件的老化管理是一个复杂的工程，需要综合运用各种技术手段和管理方法，才能在保障核电站安全运行的同时，延长核电站的寿命。
- 1 -。
核电厂老化管理的内容（三篇）
核电厂老化管理的内容核电厂老化管理是核电工业中的一个重要环节，它涉及到核电厂设备和组件的寿命控制、老化机制的研究、老化预测和评估、老化监测和检测、老化修复和更新等多个方面。
核电厂设备和组件的老化是一个长期过程，它会影响核电厂的安全性、可靠性和经济性，所以老化管理对于核电厂的长期运行非常重要。
首先，核电厂老化管理的内容之一是设备和组件的寿命控制。
核电厂的设备和组件有着不同的设计寿命，核电厂必须建立寿命控制的机制，确保设备和组件在标准寿命期内运行。
这需要对设备和组件的寿命进行评估和预测，并制定相应的维护和修复计划。
其次，核电厂老化管理还包括老化机制的研究。
核电厂设备和组件的老化是由于长期的辐射、腐蚀、热载荷等因素所致，对老化机制的研究能够帮助我们深入了解老化过程以及如何延长设备和组件的使用寿命。
研究还可以为设备和组件的更新和改进提供重要的依据。
第三，核电厂老化管理还包括老化预测和评估。
核电厂需要通过对设备和组件的老化预测和评估来确定它们的寿命状态，并为相关的维护和修复提供依据。
这需要采用可靠的评估方法和技术手段，例如利用老化模型、历史数据和监测技术进行预测和评估。
第四，核电厂老化管理还包括老化监测和检测。
核电厂需要通过监测和检测手段来实时监控设备和组件的老化状态，及时发现问题并采取相应的措施。
这包括使用各种传感器、监测系统和无损检测技术来进行实时监测和检测。
最后，核电厂老化管理还包括老化修复和更新。
对于老化严重的设备和组件，核电厂需要及时进行维护、修复或更新，以确保其安全性和可靠性。
这需要进行诊断和分析，制定相应的修复和更新计划，并进行必要的维修和改进工作。
总之，核电厂老化管理是核电工业中不可或缺的一项工作。
通过对设备和组件的寿命控制、老化机制的研究、老化预测和评估、老化监测和检测、老化修复和更新等多个方面的管理，核电厂可以延长设备和组件的使用寿命，提高核电厂的安全性、可靠性和经济性。
在未来的发展中，核电厂老化管理将会越来越重要，也需要不断创新和改进。
论核电站仪控设备的老化机理及管理问题
论核电站仪控设备的老化机理及管理问题摘要：从理论上分析了仪控设备老化对核电站安全性的影响，并据此指出了仪控设备老化管理的关键要素。
针对仪控系统涉及的各类传感器、电子元器件、继电器、电缆及连接器等部件的老化机理进行了深入剖析，从实施的角度论述了老化管理的过程和策略，并特别针对电子设备过时淘汰问题进行了讨论。
关键词：核电站；老化管理核电站的系统、构筑物和部件(SSC)因受腐蚀、振动及辐照等影响，性能随服役年数增加而下降，导致核电站安全裕量减小，非计划停堆和设备维修次数增加。
20世纪80年代起，世界核电大国纷纷对核电站老化管理进行了研究，对压力容器、堆内构件及安全壳内电缆的老化机理有了深入了解。
目前业界对仪控设备老化管理的认识有一定的片面性。
仪控系统特别是保护和安全系统对核电站安全可靠运行所起的作用无可替代，仪控设备老化对核电站运行经济性同样有重要影响。
我国秦山一期和大亚湾核电站投入运行都已近20年，仪控设备的老化问题日益突出。
总结消化吸收先进国家仪控设备老化管理的经验，有助于提高我国仪控设备的老化管理水平。
1仪控设备老化总体分析核电站运行环境恶劣，仪控设备尤其是现场测量元件易受温度循环、高压、高湿、振动冲击、腐蚀以及电离辐射的影响发生性能劣化。
不同仪控设备因其安装位置、所处环境以及物理特性不同，老化机理也不尽相同。
一般认为仪控设备老化包括物理老化和过时淘汰两个方面。
物理老化是指SSC的物理性能随时间或使用而发生变化的过程；过时淘汰是指物项或系统因厂商停止生产等原因而致使无法通过正常渠道采购的过程。
过时淘汰通常经历两个阶段，即初步淘汰和完全淘汰。
在初步淘汰阶段，制造商停止产品生产，但随后一段时间仍提供替代产品和维修等服务；在完全淘汰阶段，制造商全面停止与产品相关的所有技术支持和服务。
笔者重点研究仪控设备的物理老化及其管理技术，在不至于引起歧义的情况下将物理老化简称为老化。
从核电站安全分析的角度对保护系统仪表通道的老化管理进行研究。
福清核电厂安全壳的老化管理
福清核电厂安全壳的老化管理马谷剑; 陈平【期刊名称】《《核安全》》【年(卷),期】2019(018)001【总页数】7页(P40-46)【关键词】安全壳; 核电厂; 老化管理; 核安全【作者】马谷剑; 陈平【作者单位】福建福清核电有限公司福清 350318【正文语种】中文【中图分类】TM623.8国内二代加压水堆核电厂安全壳厂房为抗震I类、安全2级构筑物，主要包括安全壳主体结构和内部结构。
安全壳厂房是继核燃料包壳、压力容器和密闭的一回路承压系统之后的第三道安全屏障。
根据《核动力厂设计安全规定》(HAF102)[1]中的规定，安全壳的功能是在运行状态及事故工况下屏蔽辐射并且包容放射性物质，保护使其免受外部自然事件和人为事件的影响。
国内核电厂安全壳厂房多数为钢筋混凝土结构，钢筋混凝土虽然是一种耐久性材料，但经验表明，钢筋混凝土构筑物经常受一些因素影响(如设计缺陷、使用劣质材料、施工不当、暴露于侵蚀性环境等)而发生老化降质[2]，特别是由于国内大部分核电厂处于高温高湿的滨海地区，海风和雾气中含有的氯离子极易沉积于构筑物混凝土表面，并向其内部渗透，引起钢筋的锈蚀，进而损害钢筋混凝土构筑物的安全性和可靠性，常见的安全壳老化缺陷见表1。
为确保核电厂安全壳的安全性、完整性，核安全局发布了《核动力厂设计安全规定》《核动力厂运行安全规定》《核动力厂老化管理》等法规导则，要求电厂开展对安全壳全寿期的老化管理，此外安审中心在组织电厂开展十年定期安全评审期间会进一步审查安全壳老化管理的情况，评审结果并作为运行许可证更新能否通过的重要依据之一。
因此，安全壳厂房需要进行有效的老化管理以确保其在全寿期内健康运行，以满足核电厂安全运行的需要。
表1 安全壳老化缺陷及影响Table 1 Aging defects and influence of the containment老化缺陷对安全壳的影响空洞和蜂窝水容易进入,降低结构完整性和强度混凝土穹顶起霜钢筋腐蚀导致强度降低;金属衬里腐蚀穹顶开裂和剥落水易于进入衬里和钢筋带有钢筋束的廊道开裂钢筋腐蚀导致强度降低锚固件预应力降低,锚固件完整性受损脆化,徐变和疲劳在意外荷载或水侵入的情况下,微裂纹可能更容易聚结形成大的裂纹1 安全壳老化管理现状1.1 安全壳老化管理的规定要求国外核电相关机构，如国际原子能机构(IAEA)、美国电力研究协会(EPRI)、美国核管会(NRC)等针对安全壳厂房内钢筋混凝土部件、钢部件和预应力系统已有深入的老化机理研究及分析，并已制定了一些系统性的老化管理大纲，内容包括定期检查、性能试验、监测、预防性以及纠正性维修等，这一系列措施有助于安全壳混凝土构筑物的老化管理。
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核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式)Standardize The Management Mechanism To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level.编订：__________________单位：__________________时间：__________________Word格式 / 完整 / 可编辑文件编号：KG-AO-4606-62 核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式)使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对管理机制、管理原则、管理方法以及管理机构进行设置固定的规范，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。
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摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。
仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper brieflyintroduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describessuch aspects as the environmentalqualification, condition monitoring methods, life prediction etc. of I&C cable, which, as authors hope, will be helpful forlaunching the research in this field in China.Key words: Instrumentation and Control; Cable; Ageing; Containment; NPP随着核电厂数量的增加及运行时间的延长，核电厂设备的老化效应越来越引起人们的关注，如何对核电厂的老化实施有效管理、确保在役核电厂的安全性和可靠性，引起了国际原子能机构（IAEA）和世界核电大国的严重关注，并已开展了广泛的工作。
作为核电厂安全重要部件之一，安全壳内仪表与控制电缆的老化评估与管理也得到了深入的研究，取得了较多的研究成果。
IAEA和国际主要核能机构已发表了不少专题报告[1]-[4]。
我国的秦山、大亚湾核电厂投入运行已有10多年的历史，虽然运行时间不是很长，但已面临安全壳内仪控电缆的老化问题，随着服役时间的增加，这一问题会更加突出。
目前，国内还没有对安全壳内仪控电缆老化评估及寿命管理的系统研究，笔者在相关文献资料的基础上，介绍核电厂安全壳内仪控电缆老化管理的内容，以期对开展这项工作有所帮助。
1 仪控电缆及其使用环境核电厂包含了成千上万公里不同型号及规格的电缆，这些电缆构成了中压动力回路、低压动力回路、控制回路、仪表回路、接地回路等，表1为双机组核电厂各种回路的分布情况1.1 仪控电缆的用途及组成仪表电缆是一种低压、低容量的电缆，连接各种各样的变送器、传感器，传输数字或模拟信号；控制电缆也是低压、低容量的，应用于控制开关、泵、阀门等的操作机构、继电器和接触器的控制回路。
构成仪控电缆的主要部分有：导体、绝缘材料、屏蔽、护套、多芯导体间的填充物、外部包扎带。
所谓电缆的老化，指的是电缆结构中有机材料的老化。
虽然填充物和外部包扎带也是有机物，但对电缆老化的影响并不大，因此，研究的重点是针对绝缘材料和护套。
电缆所使用的绝缘体和护套的组成是由一些添加剂和填料合成的聚合材料，在核电厂中，仪控回路使用乙烯基、丙烯基合成的橡胶，玻璃纤维，以及以氯磺化聚乙烯、聚乙亚胺等为绝缘材料的电缆。
1.2 仪控电缆的工作环境安全壳内部仪控电缆放置在不同的使用环境下，最重要的影响因素是自然环境，主要是有氧气存在时温度、湿度、核辐照的影响，温度、湿度、核辐照的值应从设计文件中取得。
在正常运行情况下，安全壳内不会受到湿度的影响。
辐照的影响可从相关技术数据中获得，在40年时间内，正常运行情况下，安全壳内辐照的最大累计值为3×107rad。
安全壳内的仪控电缆一般不会受到震动的影响，除非有特殊要求，否则，不考虑由于震动引起的老化问题[5]。
2 电缆的老化机理在现场环境下，电缆的绝缘和护套等聚合物材料随着时间的推移会发生各种缓慢的、不可逆的化学变化和物理变化，这些变化就是电缆的老化过程。
从宏观上来看，表现为材料的延伸率降低，即材料的抗拉强度减弱；护套材料的硬度或抗压模量增大；材料的密度增加；电气性能改变(如介质损耗增加)。
电缆的老化机理可分为影响分子结构的化学老化机理和影响材料混合物成分的物理老化机理。
2.1 化学老化机理（1）高分子链断裂：一个高分子链断裂为2个或多个新链，一般为烷氧基或过氧化根断链，导致物质性质的改变。
（2）交联反应：在2个相邻高分子间共价键的结构发生交联，使原先物质的有效成分减少。
（3）氧化反应：这是一种自由基的链式反应，在氧化反应开始阶段，在温度和辐照的影响下，由于共价键的断裂而产生反应性物质，即自由基，氧化反应既导致断链，又生成交联，这取决于氧化链式反应过程中各阶段的分子运动情况，它随着聚合物中添加剂的不同而不同。
（4）氧扩散控制过程：聚合材料中自由基的初速率大于溶解氧扩散的速率时，老化快慢由氧扩散来控制。
（5）协同效应：当各个环境因素的综合影响大于其各个单一影响之和时，会产生这种效应，如对聚合物而言，既受热，又受到辐照。
2.2 物理老化机理（1）增塑剂蒸发：材料表面的增塑剂向周围的空气中挥发，其留下的空隙又被由材料的核心向表面扩散的增塑剂所填塞，这2种挥发和填塞的分子运动并存，强弱由温度所决定。
（2）增塑剂迁移：在使用增塑材料的多层电缆中，增塑剂在不同材料层间迁移，直到各层材料中的增塑剂达到均衡状态。
3 环境鉴定为了保证电缆的设计裕度，必须采用环境鉴定的方法，通过加速老化试验，模拟电缆在运行寿期末经受设计基准事件，验证电缆可以保证其功能，从而证明电缆在服役期的可靠性能。
许多国家环境鉴定依据的标准是IEEE-323[6]、IEEE-383[7]，前者是针对核电厂所有1E级设备的一个通用的标准，后者叙述了针对1E级电缆的试验方案。
3.1 加速老化试验在正常运行时，湿度、化学物质等对电缆的老化影响很小，加速老化试验是模拟电缆在实际运行中受到的热、辐照等环境因素，表3为主要核电大国进行热老化和辐照老化的试验条件[8]。
不管是热老化还是辐照老化，试验容器都是通风的，这样可以模拟安全壳内氧气的存在。
（1）进行聚合物的热老化，普遍应用Arrhenius 方程：ts/ta=exp[Ea/B(1/Ts-1/Ta)]其中：Ts为在役温度，Ta为加速老化温度，ts为对应于在役温度Ts的老化时间，ta为对应于加速老化温度Ta的老化时间，Ea为活化能，B为波尔茨曼常数。
Arrhenius方程既可用于在给定的测试时间下求取加速老化温度，也可用于在给定的加速老化温度下求取测试时间。
但该方程受制于以下3个条件：老化仅由单一化学反应所引起；就是对同一种材料，在不同的温度范围内，其活化能是不同的；通过在不同温度和时间范围内对材料的样本进行试验，得到诸如老化时间及温度条件的试验参数。
这样，某一材料在一定范围内的时间与温度的对应关系外推至另一范围时，有可能不一定成立。
确定活化能的精确值是加速老化试验的关键，除了通常采用的伸长测量法之外，还有微观量热法、气体分析法、化学发光法等。
（2）对大多数有机材料而言，辐照的影响仅与材料受到的辐照总量有关，而与辐照率及种类无关，这就是等量剂量/等量损伤的模式。
辐照老化采用伽玛源，如钴60，在辐照率不大于1Mrad/hr的情况下，针对正常运行条件，加速老化剂量可达50Mrad。
如果不止一种放射源，则可依此进行试验。
（3）对大部分材料来说，对其进行热老化及辐照老化的试验并没有严格的先后次序，一般来说，先进行热老化试验，再进行辐照老化试验，然后是主管道破裂（MSLB）及失水事故（LOCA）条件下的试验。
在某些情况下，如有氧环境，对于某些材料如PVC 制成的护套，加速老化时要考虑辐照率和老化次序的协同效应的影响。
氧气对老化的作用很显著，在试验容器中，要保证氧气的供给。
3.2 设计基准事件试验经过人工老化的电缆应能承受最严重的设计基准事件，如LOCA、HELB、MSLB，在这些事件中，将会受到高能辐照、热的气体或蒸汽、喷水、化学溶液以及其它流体的作用。
下面介绍LOCA试验的情况。
（1）在热老化过程完成之后，电缆需承受整个服役期应受到的辐照加上LOCA时的辐照量，即50Mrad加上150Mrad，辐照速率在1Mrad/hr之内，一般也使用钴60作为放射源。
被照射过的试样在特别设计的压力容器中进行试验，以承受发生设计基准事件时产生的压力、温度、湿度以及喷出的化学物质。
不同种类的反应堆，LOCA的环境条件变化很大，就是在同一个安全壳内，各个部位的LOCA的环境条件也不一样，如果实际情况有所不同，可以做出相应的调整。
（2）在LOCA试验之后，应能承受IEEE-383中规定的耐压试验。
4 状态监测环境鉴定是目前证明核电厂内电缆可以完成其设计使用功能的通用的方法，但是，由于受试验条件的限制以及存在的不确定因素，环境鉴定中的加速老化试验是建立在一些假设条件之上的，因此必然带来一些鉴定结果与实际情况的差异，这就提出了对电缆进行现场监测的要求，以保证其正常运行的能力。
在安全壳内环境下，聚合物首先出现氧化、交联、断链、氢过氧化物分解以及其它的化学结构和分子的变化；化学结构的变化引起物理参数的变化，如分子重量或密度、玻璃转化温度及融点温度、耗氧量及其消耗速度；化学及物理变化会影响绝缘材料的电气性能的变化。
针对这些变化，相应有各种监测的方法[8]。
4.1 针对化学变化的监测方法除了前3种方法可以在现场的电缆上进行测试之外，其余的方法需要从电缆绝缘材料上刮下几毫克的试样，在实验室完成试验。
4.2 针对物理变化的监测方法除了刻压模量法之外，所有其它的方法都是破坏性的，都需要不同大小的样品。