核电站安全壳老化管理
核电厂老化管理的内容
核电厂老化管理的内容核电厂老化管理是指针对核电厂设备和设施老化现象进行的一系列管理措施，以确保核电厂安全运行和延长设备寿命。
核电厂设备的老化是指在长期运行和工作环境下，受到热力、辐射、压力、环境侵蚀等因素的影响导致其性能逐渐下降和老化的现象。
核电厂老化管理的主要内容可以分为以下几个方面：1.老化评估：对核电厂设备和设施进行全面和系统的评估，确定其老化程度和对安全的影响，以确定需要进行修理、更换或升级的设备和部件。
通过对设备进行定期检查和测试，对设备和部件的老化情况进行评估，及时发现问题并进行维修和替换，保证设备的安全和可靠性。
2.老化监测：通过对设备和部件的监测和测试，对其老化过程进行实时监测和分析，以了解设备和部件的老化情况，预测设备寿命和性能下降的时间，及时采取相应的措施，避免设备老化导致的故障和事故。
3.老化预防：通过采取预防措施，减缓设备和部件的老化速度，延长设备的使用寿命。
预防措施包括定期维护保养、设备更新和升级、环境控制和监管等，以减少设备运行环境对设备的侵蚀和破坏，提高设备的抗老化能力。
4.老化修复和替换：当设备和部件存在严重老化现象时，需要进行修复和替换。
修复包括对设备进行维修、翻新和加固等措施，以恢复其正常运行和性能。
替换则是指将老化严重的设备和部件进行更换，更新为新的设备和部件，提高设备的性能和可靠性。
5.老化管理体系建设：建立完善的核电厂老化管理体系是保证核电厂安全运行的重要保障。
核电厂老化管理体系应包括老化管理政策和目标、老化评估和监测方法、老化预防和修复措施、责任和权限分配、培训和教育等内容，以确保核电厂的老化管理工作得到有效实施和监督。
核电厂老化管理的重点在于通过评估、监测和预防等手段，及时发现和处理设备和部件的老化问题，减少设备老化对核电厂安全运行的影响，延长设备的使用寿命。
同时，关注老化管理的科学性和系统性，建立健全的管理体系，提高管理水平和效果，确保核电厂的长期安全运营。
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。
2023年核电厂老化管理的内容
老化识别与评估技术
老化机理及特征分析
1.核电厂设备老化原因与机制的研究，制定更有效的老化 管理方案
老化机理的深入研究：探索核电厂内部各设备和部件老化的原因和机制，包括材料老化、热老化、辐射老化等多种因 素，以便制定出更有效的老化管理方案。
2.实时监测与评估核电厂设备老化特征，及时把握老化状 态，为精准管理提供依据
老化管理方法
检查和评估
Inspection and evaluation
核电厂
Nuclear power plant
老化
aging
非破坏性检测技术
Non destructive testing technology
定期巡检
Regular inspections
预防和修复
Prevention and repair
老化管理的前景与发展趋势
老化机理及评估方法
1.材料与设备老化机理、评估与监测方法、风险评估
材料老化机理、设备老化机理、老化评估方法、老化监测方法、老化风险评估等。
2.材料、设备老化机理及评估方法
其中，材料老化机理主要包括氧化老化、热老化、光老化、湿热老化等；设备老化机理主要包括机械磨损、腐蚀、疲劳等；老化评估方法主要包括可靠性评估、安全评估、经济评估等；老化监测方法主要包括震动监测、温度监测、压力 监测等；老化风险评估主要包括风险识别、风险评价、风险控制等。
围绕检测与评估，我们可 以更好地了解系统的运行 状态并为其提供改进建议
管路系统
Pipeline
system
控制与保护系统
Control and protection system
预防与维护
1. 定期检查和维护设备：核电厂的各种设备和设施需要定期 进行检查和维护，确保其正常运行和提高其寿命。这包括定 期检查设备的功能和性能，清理和更换老化的零部件，以及 进行必要的维修和保养工作。此外，还需要进行设备的技术 改进和升级，以适应新的技术和安全标准。 2. 提升操作和管理水平：运营和管理人员是核电厂老化管理 的重要参与者。他们需要接受专门培训，掌握最新的操作和 管理技术，以及应对老化问题的方法。此外，建立有效的管 理体系，制定规范和标准，建立监测和报告机制也是必要的。 通过提升操作和管理水平，可以有效地预防和应对各种老化 问题，确保核电厂的安全和可靠运行。
核电厂老化管理的内容标准范本
安全管理编号：LX-FS-A26871 核电厂老化管理的内容标准范本In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior oractivity reaches the specified standard编写：_________________________审批：_________________________时间：________年_____月_____日A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑核电厂老化管理的内容标准范本使用说明：本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性，导向性的规划，并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则，使整体行为或活动达到或超越规定的标准。
资料内容可按真实状况进行条款调整，套用时请仔细阅读。
秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。
非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。
所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。
1 秦山第二核电厂废物流管理程序秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。
为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：放射性废物管理大纲放射性废气排放程序放射性废液排放程序放射性废液和废气系统的运行管理废液和废气处理设备的一般运行原则放射性固体废物的跟踪放射性固体废物的管理工业废物的管理放射性废物进出控制区管理规定以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理详细版
文件编号：GD/FS-1212（管理制度范本系列）核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理详细版The Daily Operation Mode, It Includes All Implementation Items, And Acts To Regulate Individual Actions, Regulate Or Limit All Their Behaviors, And Finally Simplify The Management Process.编辑：_________________单位：_________________日期：_________________核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理详细版提示语：本管理制度文件适合使用于日常的规则或运作模式中，包含所有的执行事项，并作用于规范个体行动，规范或限制其所有行为，最终实现简化管理过程，提高管理效率。
，文档所展示内容即为所得，可在下载完成后直接进行编辑。
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 anddegradation mechanism, and describes such aspects as the environmental qualification, 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。
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。
2024年核电厂老化管理的内容
2024年核电厂老化管理的内容2024年核电厂老化管理的内容主要包括以下几个方面：检测评估、预防维护、设备更新和技术创新。
一、检测评估核电厂老化管理的首要任务是通过检测评估来了解设备的老化状况。
在2024年，我们可以借助先进的无损检测技术、超声波检测技术和红外热像仪等工具来对设备进行定期检测。
同时，通过实施系统化的老化评估，对设备的老化程度进行定量评估，从而制定相应的老化管理策略。
二、预防维护预防维护是核电厂老化管理的重要环节。
2024年，我们将加强预防性维护措施，例如定期清洁、润滑和调整设备，确保其正常运行。
同时，我们将加强设备的定期检修和校准，确保其性能始终处于良好状态。
此外，我们还将制定设备操作规程和管理制度，培训和提高操作人员的技术水平，以减少人为操作失误对设备老化的影响。
三、设备更新设备更新是核电厂老化管理的重要手段之一。
随着科技的不断进步，新一代的核电设备将会相继问世。
在2024年，我们将积极推动设备的更新，将老化程度较大的设备逐步更换为新型设备。
同时，我们还将加强与设备生产厂商的合作，共同研发和改进设备，以提高设备的可靠性和安全性。
四、技术创新技术创新是核电厂老化管理的核心要素。
在2024年，我们将继续推动技术创新，通过引进新技术、新材料和新工艺，提升设备的抗老化能力和寿命。
例如，采用先进的材料、涂层和防腐技术，延缓设备老化的速度；引入智能化监测系统和大数据分析技术，及时发现设备异常和老化迹象，为老化管理提供科学依据。
综上所述，2024年核电厂老化管理的内容将主要集中在检测评估、预防维护、设备更新和技术创新等方面。
通过科学合理的管理措施，我们将有效延缓设备老化的速度，确保核电厂的安全稳定运行。
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。
2024年核电厂老化管理的内容(2篇)
2024年核电厂老化管理的内容秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。
非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。
所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。
1秦山第二核电厂废物流管理程序秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。
为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：放射性废物管理大纲放射性废气排放程序放射性废液排放程序放射性废液和废气系统的运行管理废液和废气处理设备的一般运行原则放射性固体废物的跟踪放射性固体废物的管理工业废物的管理放射性废物进出控制区管理规定以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。
2三废处理方法和系统运行管理秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法，含氢废气采用贮存衰变法降低其放射性，废液根据其所含化学成分和放射性水平采取蒸发、过滤或除盐方法，固体废物一般用水泥固化，对于低计量率的废树脂和可压缩固体废物则压缩在标准金属桶中。
三废处理系统的运行经历了1号机组一个完整的燃料循环周期，运行实践证明，三废处理系统有能力收集、处理和排放两个机组运行时的正常废物流，特别是含氢废气处理系统，在运行人员和调试人员的共同努力下，使废气的产生量大大低于设计值。
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。
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理经验
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理经验核电厂是一种极为复杂的设施，需要进行严格的安全管理。
在核电厂中，许多的仪器和控制电缆都承担着至关重要的任务。
这些设备需要经过严格的管理，尤其是老化管理，以确保厂内的安全性和稳定性。
一、老化管理的意义核电厂中的仪器和控制电缆都是长期使用的，随着时间的推移，这些设备也会出现老化情况。
其实，设备老化会给核电厂的稳定性和安全性带来巨大的风险。
如果不及时处理，不仅会给生产带来损失，还容易造成事故。
二、老化管理的措施1. 定期检查核电厂需要每年进行一次全面检查，以检查设备是否存在老化问题，如防护壳的损坏，控制电缆的老化等。
检查时需要进行彻底的检查，对于发现的问题，要及时予以修复或更换。
2. 更新设备随着科技和技术的不断发展，许多设备也在不断更新和升级，更先进的设备可以提高效率，同时也可以减少老化出现的风险。
3. 维护管理对于设备的维护管理也非常重要，定期进行保养是非常必要的。
在保养期间，可以清洗设备，更换需要更换的零部件，并定期检查设备的工作状态，如发现异常情况，要及时处理。
4. 警示标识核电厂中，仪器和控制电缆都需要设置警示标识，以提示工作人员注意设备的老化情况。
同时，在设备附近还需要设置安全提示牌，以及设备使用要求的说明书，以帮助工作人员了解设备的使用方法和注意事项。
三、老化管理的效果通过对核电厂中的仪器和控制电缆进行老化管理，可以有效地预防老化问题的出现，提高设备的使用寿命，降低老化所带来的风险，更好地保证了核电厂的安全性和稳定性。
核电厂中的仪器和控制电缆需要进行严格的老化管理，确保其始终处于良好状态，正确使用和保养，预防出现老化问题，并制定完善的保养计划和管理措施，以确保核电厂的安全和可靠运行。
核电厂老化管理的内容(正式)
编订：__________________审核：__________________单位：__________________核电厂老化管理的内容(正式)Deploy The Objectives, Requirements And Methods To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level.Word格式 / 完整 / 可编辑文件编号：KG-AO-6361-95 核电厂老化管理的内容(正式)使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对目的、要求、方式、方法、进度等进行具体的部署，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。
下载后就可自由编辑。
秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。
非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。
所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。
1 秦山第二核电厂废物流管理程序秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。
为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：放射性废物管理大纲放射性废气排放程序放射性废液排放程序放射性废液和废气系统的运行管理废液和废气处理设备的一般运行原则放射性固体废物的跟踪放射性固体废物的管理工业废物的管理放射性废物进出控制区管理规定以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。
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
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理集团企业公司编码：（LL3698-KKI1269-TM2483-LUI12689-ITT289-核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理摘要：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:Basedonsurveyingthedocumentsofthemanagementofageingofi n-containmentinstrumentationandcontrolcablesusedinNPPs,thispaperb rieflyintroducestheI&Ccableconstructionanddegradationmechanism,anddes cribessuchaspectsastheenvironmentalqualification,conditionmonitoringm ethods,lifepredictionetc.ofI&Ccable,which,asauthorshope,willbehelpfulf orlaunchingtheresearchinthisfieldinChina.Keywords:InstrumentationandControl;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。
核电厂老化管理的内容范文（二篇）
核电厂老化管理的内容范文一、引言核电厂作为一种高风险行业，需要进行全面的老化管理来确保安全和可靠运营。
老化是指设备、结构和系统随着时间的推移而逐渐变得不再能够满足其设计要求的现象。
核电厂的老化管理涉及到设备和结构的检测、评估、维护和修复等方面，并需要通过有效的管理措施来延缓老化过程，保障核电厂的长期运行。
二、老化检测和评估1. 在核电厂中，老化的设备和结构可能会导致安全事故和故障的发生，因此需要对关键设备和结构进行定期检测和评估。
这包括使用无损检测技术对主要设备和结构进行定期检查，以检测潜在的老化问题。
2. 在老化检测中，可以使用各种技术，如超声波检测、X射线检测和振动检测等，来评估设备和结构的老化情况。
通过这些检测技术，可以确定设备和结构的剩余寿命，并采取相应的维护和修复措施。
3. 在老化评估中，需要对设备和结构的老化情况进行全面的分析和评估。
这包括对设备和结构的材料状况、功能状况、结构完整性和运行寿命等方面进行评估，以确定设备和结构的使用寿命和维护需求。
三、维护和修复1. 核电厂老化管理的一个核心方面是维护和修复。
通过定期的维护工作，可以确保设备和结构的正常运行，延长其使用寿命。
维护工作包括设备和结构的清洁、润滑、调整和校准等方面。
2. 当设备和结构发生故障或老化时，需要进行修复工作。
修复工作包括设备和结构的维修和更换。
修复工作需要根据设备和结构的具体情况进行，以确保其正常运行和安全性。
3. 在维护和修复过程中，需要严格按照相关规范和标准进行操作。
维护和修复工作需要由专业人员进行，并需要记录和审查，以确保工作质量和安全性。
四、老化预防1. 除了对老化设备和结构进行检测、评估、维护和修复外，核电厂还需要通过一系列的管理措施来预防老化。
这包括定期的设备和结构检查，以发现和解决潜在的老化问题；及时更新和升级设备和结构，以适应不断变化的技术和需求；加强人员培训和管理，提高工作质量和安全性。
2. 另外，核电厂还需要建立一套完善的老化管理机制。
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
核电厂老化管理的内容模版
核电厂老化管理的内容模版一、背景介绍1. 核电厂老化管理的重要性2. 核电厂老化管理的目的二、核电厂老化管理体系1. 质量管理体系2. 风险管理体系3. 健康管理体系4. 安全管理体系三、核电厂老化管理的主要内容1. 设备老化管理a. 设备老化分析方法b. 设备寿命评估方法c. 设备老化预警与控制方法2. 材料老化管理a. 材料老化机制分析b. 材料老化检测方法c. 材料老化控制方法3. 人员老化管理a. 人员健康监测与评估方法b. 人员老化防护措施4. 系统老化管理a. 系统老化分析方法b. 系统老化评估方法c. 系统老化监测与维护方法四、核电厂老化管理的实施步骤1. 建立老化管理组织架构2. 制定老化管理规章制度3. 开展老化管理培训4. 实施老化管理工作5. 进行老化管理评估五、核电厂老化管理的挑战和解决方法1. 技术挑战a. 老化机制研究b. 老化预测方法改进c. 老化控制技术突破2. 经济挑战a. 老化管理成本控制b. 老化管理效益评估c. 老化管理投资回报分析3. 组织挑战a. 老化管理组织架构优化b. 老化管理流程优化c. 老化管理人员培养六、案例分析1. 案例一：某核电厂老化管理的成功经验2. 案例二：某核电厂老化管理的挑战与解决七、结论核电厂老化管理是确保核电厂设备、材料及系统安全、可靠运行的重要手段。
通过实施科学、系统的老化管理，可以延长核电厂的寿命，提高运行效率，降低运行风险。
为核电厂迈向可持续发展提供有力保障。
八、参考文献。
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工作。 0 引 言 基于长期的电厂老化、 长寿命化研究工作, 不少 国家已建立了核电厂寿命管理体系。本文在调研国 外核电站老化管理现状的基础上, 结合某核电站的 实际环境测评状况和运行情况, 并经过现场老化探 测 , 探讨核电厂适用的安全壳的老化管理方法和寿 命评价方法等技术方案。包括核电厂老化机理的确 定、 针对老化机理的老化探测、 老化运行控制与老化 降解方法、 老化薄弱环节分析与老化管理管理程序 的建立和寿命评估。 老化分析与寿命评估所涵盖的范围是某电站 1 号反应堆安全壳的混凝土部分、 预应力体系以及钢 内衬和贯穿件三大部分 , 研究范围包括: 1) 混凝土材
[ Байду номын сангаас- 10]
起的预应力损失发展进入平缓阶段, 这 38 年时间里 的计算预应力损失的增量非常小。
图 2 A IC902 计算出的单根预应力钢绞线预应力损失预测曲线
3 3 钢衬里与贯穿件锈蚀速度分析 钢材的锈蚀主要由于大气中氧、 水分及其他杂 质的作用引起, 如果钢材在施工时除锈、 防锈技术不 好 , 或结构在使用中防锈层失效而出现锈层, 由于钢 材和锈层具有不同的电位, 一旦出现锈层 , 会加速腐 蚀作用。安全壳的钢内衬工作环境为高温高湿, 如 果钢内衬的防锈涂层因某种原因被局部破坏 , 或者 涂层厚度没有达到要求的话, 很容易发生锈蚀。日 本曾对不涂防护层的低碳钢挂片试验, 根据年平均 锈蚀速 度推算 : 沿 海地 区和 重工 业 区内 在 8 4~ 16 8 年时间内, 就将锈蚀 1 mm 厚的钢板。美国的 挂片试验也表明: 不涂层的两面外露钢材在大气中 的锈蚀也相当 8 5 年为 1 m m 。如果按照以上试验 的经验结果进行初步预测的话, 某核电站的钢内衬 在防锈涂层遭到破坏的情况下 , 40 年锈蚀深度可达 到 5 mm , 且 如出 现以下 情况, 锈蚀速 度可大 大加 快 : 1) 锈蚀处有积水; 2) 不同材料交界面处有积水或 涂层脱落; 3) 焊缝处涂层脱落。 贯穿件由于有可能部分裸露于外界环境 , 更容 易受到雨水的侵蚀和大气中氯离子的腐蚀 , 并且贯 穿件的材性与钢内衬材性不同, 存在自然电位差 , 容 易形成锈蚀 , 是整个安全壳钢构件锈蚀的薄弱环节, 因此对贯穿件的定期锈蚀检查是十分必要的。 4 老化运行控制 老化运行控制是在核电厂日常运行期间 , 为控 制各种老化的发展进行日常的检查和数据记录的工 作 , 此项工作对核电站老化管理和寿命预测提供长 期的检测数据和管理经验。主要的工作包括: 1) 对 裂缝的定期普查, 对裂缝的开展情况进行常年的记 录 , 如裂缝宽度、 深度、 新发现 裂缝的时间部位等。 2) 定期进行碳化深度检测 , 建立常年的数 据记录。 3) 氯离子浓度的长期监测。 4) 堆腔内混凝土温度的 监控系统建立与长期监测。 5) 安全壳应变监测系统
ASSESSMENT AND MANAGEMENT OF AGEING OF CONCRETE CONTAINMENT BUILDINGS FOR NUCLEAR POWER PLANTS
Yang L in W ang Yo ng huan L in Songtao
( Centr al Research Inst itute of Building and Constructio n o f M CC Co. , L td, Beijing 100088, China) Abstract: In the light of ex perience o f other co untr ies , it is the best time to begin the components ag eing management and the lift manag ement o f a nuclear pow er plant after commercial o per ation fo r 5 years After a long ter m research on ag eing and longev ity , many co untr ies have built the ageing and lo ng evit y manag ement system for a nuclear po wer plant Based on researching on t he situatio ns of ageing management of other count ries, combined wit h the situatio ns o f the environment and pr ocess of so me nuclea r pow er plant, and site det ecting , it is explored deeply the pr oper pr og ramme of the ag eing manag ement and assessment of the concrete containment building s for a NP P, including ag eing mechanism, ageing detecting , contro ling of ag eing pro cess, r epair ing metho ds, w eak link ana lysis and building of the management pr og ramme. Keywords: ageing of concrete containment; ag eing management; longev ity assessment
第一作者 : 杨林 , 男 , 1980 年 5 月出生 , 工程师。 收稿日期 : 2009- 03- 10
根据国家核安全局关于定期安全审查 ( PSR) 规 定的要求 , 需要对核电厂内部与核安全相关的构筑 物、 系统和部件进行老化审评。目前国内已建的核 电站均处于沿海地区, 安全壳除要求能够承受因事 故产生的压力外 , 还要承受台风、 地震等外部荷载和 氯离子含量很高的海风的侵蚀 ; 这些环境因素的影 响会导致混凝土表面碳化, 引起钢筋和预应力系统 腐蚀 , 降低承载力, 影响使用寿命。 构成反应堆第三道安全屏障的安全壳结构是与 反应堆压力容器一样 , 不可更换的。目前对安全壳 除了在安装调试阶段及十年进行一次打压试验和大 修期间进行土建预防性维修检查外 , 对安全壳老化 管理尚未做更多工作, 为了加强安全壳老化评估和 寿期评估 , 应起动安全壳老化方面研究和评估管理 1094 Industr ial Constructio n V o l 39, Supplement, 2009
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
气性测试指标和混凝土碳化深度的开平方大致呈线 型关系。本次测 试数据和研究 结果十分吻合。因 此, 根据结果分析, 安全壳混凝土抗渗性能良好 , 混 凝土碳化和氯离子在混凝土中扩散对安全壳老化的 影响系数较小, 混凝土抗渗性可以较好地保证混凝 土老化以非常低的速率发展。考虑到安全壳钢筋保 护层厚度 , 在安全壳正常使用年限内的正常状态下 , 非缺陷结构的混凝土不致于发生较为严重的老化破 坏。 3 1 6 碱 - 集料反应和碱测试结果分析 检测结果分析表明, 混凝土粗细骨料均不含活 性材料, 混凝土 碱含量未超过国 家规范标准 , 发生碱- 集料反应对安全壳老化的影响概率很小。 3 1 7 钢筋锈蚀测试结果分析 混凝土中钢筋锈蚀一般为电化学锈蚀, 锈蚀机 理主要有混凝土碳化和氯离子侵入 , 钢筋锈蚀最严 重的部位应在混凝土裂缝处, 故首先对裂缝处混凝 土内钢筋的锈蚀状况进行了检测, 然后对扶壁、 筒壁 底部、 上部环梁、 穹顶等部位及贯穿件处进行锈蚀检 测。钢筋锈蚀仪的检测结果表明 , 现有混凝土保护 层以下钢筋没有发生锈蚀的迹象, 工作状况良好。 3 2 预应力系统老化预测计算 根据美国混凝土学会 209 委员会 1982 年报告