核电厂老化和寿命管理现状与进展
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三、美国 截至 2009 年 7 月底，美国拥有 104 座在役核反 应堆： 35 座沸水堆和 69 座压水堆。其中多数是在 上个世纪七十年代和八十年代初建成投入运行的。 美国目前大多数机组已经达到或接近其寿期末。早 在上个世纪八十年代早期，美国 NRC 就开始系统地 组织核电厂老化管理的研究。截止 2009 年 12 月， 美国已经批准 59 台机组延寿申请，相当于新建了 29 台核电机组。NRC 正在审查其他的许可证更新 / 延期申请，预计最终 100 多座在运行反应堆中约有 85 座能够获得延期批准。 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 NRC 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问题的全面处理，集中 体现在核电厂执照更新申请程序中。核电厂执照更 新主要关注被动和长寿命 SSCs 老化管理活动，而能 动的和短寿命的 SSCs 的老化管理主要体现在维修 规则 10CFR50． 65 要求中。美国 NRC 在上个世纪 九十年代初就了解到运行核电厂有申请延期运行的 要求，于是在 1991 年 12 月发布了 10CFR54 ─核电 厂运行执照延期更新的要求。1994 年 9 月，NRC 提 出了该规则的修改稿。1995 年 5 月，发布了最终的 修订稿。10CFR54 的最终修改稿将重点放在长寿命 的非能动结构和部件的老化效应以及限定时段老化 分析上，并允许电厂可以较多地依赖于执照申请基 准、维修规则和核电厂现有大纲。自该规则发布后， NRC 和工业部门开展了各种实施该规则的活动，包 括用于指导 NRC 审查人员进行执照更新审查的包 括： SRP － LR─核电厂运行执照延期更新申请书的 标准审查大纲（ NUREG － 1800） ； GALL 报告（ Generic Aging Lessons Learned，NUREG － 1801） ； 检查手册 （ MCs） 和检查程序 （ IPs） ； NRC 审评人员的暂行指
（ 二） IAEA 的老化和寿命管理导则能够把握住 重点，将有限的资源更有效地利用，从而使老化管理 的效果更加明显。
（ 三） IAEA 的老化和寿命管理导则所述的老化 管理方法和措施能够进行自我更新、完善，保证这些 方法和措施持续有效性。
（ 四） IAEA 的老化和寿命管理导则给出的方法 非常注重审查，以确保自身的有效性。
收稿日期：2011 － 05 － 26 作者简介：马明俊（ 1977—） ，男，国核示范电站有限责任公司干部，目前主要从事核电厂安全综合管理工作。
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期有效的工作，形成的老化和寿命管理法规、导则和 技术文件是系统的、全面的。这些法规、导则和技术 文件具有如下一些特点：
（ 一） IAEA 的老化和寿命管理导则指导性强， 可操作性弱。
课题，许 多 国 家 和 组 织 都 开 展 了 广 泛、深 入 的 研 究［3］，包括 IAEA、美国、法国、日本以及其他的一些பைடு நூலகம்国家。
二、国际原子能机构 国际原子能机构是一个专门致力于和平利用原 子能的组织，核电厂的老化管理研究是 IAEA 开展 的众多活动之一。从上世纪 80 年代开始，IAEA 便 开展了核电厂老化和寿命管理相关活动，IAEA 组 织各成员国对核电厂老化相关的安全问题开展信息 和资料交换，组织开展研讨会，并形成了《核电厂老 化的安全问题》初稿文件，该文件于 1990 年 1 月以 IAEA 技术文件 （ IAEA － TECDOC － 540 ） 的 形 式 出 版。经过十几年的努力，在 2002 年 6 月，IAEA 召开 了有关核电厂老化管理的技术会议，出版了核电厂 老化管理导则的文集，形成了核电厂老化管理方面 较为完整的指导性文件。包括： ― 《核电厂老化管理的数据收集与记录保存》 ― 《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与审查》 ― 《安全有效的核电站寿命周期退役管理》 ― 《轻水堆长期运行的电厂寿期管理》 ― 《核电站寿命管理过程： 重水堆的指南和实 践》 ― 《水慢化堆长期运行的安全问题： 最终报告》 IAEA 在核电厂老化和寿命管理方面进行了长
［关键词］ 核电厂； 老化管理； 寿命管理； 执照更新 ［中图分类号］TU378 ［文献标识码］A ［文章编号］1003 － 4145［2011］专辑 － 0062 － 03
一、引言 2011 年 3 月，位于日本东北部的福岛第一核电 站在强烈地震和海啸等诱因下，发生燃料棒破损和 放射性物质外泄事故。事故发生时，福岛第一核电 站 1 号机组在一个月前刚刚获得继续运行 10 年的 延寿许可。虽然事故发生在 40 年的设计寿命之内， 与延寿无关，但此次事故还是引起人们对核电站老 化 和 延 寿 问 题 的 关 注。 当 前 国 际 原 子 能 机 构 （ IAEA） 成员国拥有 400 多座运行的核电厂，其中约 有 20% 的运行年限超过 30 年，70% 的运行核电厂 的运行年限超过 20 年［1］。随着运行年限的增加，老 化失效所致性能劣化引起的核电机组故障率越来越 高。根据 对 核 电 厂 可 靠 性 数 据 系 统 （ NPRDS ） 的 1977 － 1986 年 数 据 进 行 了 调 查 分 析，结 果 表 明， 31% 的失效事件归因于老化失效。 造成老化失效的原因有很多，主要包括磨损、腐 蚀、辐 照 脆 化、热 疲 劳、热 老 化 和 振 动 等 多 个 方 面。 老化对核电厂安全的影响主要表现在老化对核电厂 纵深防御完整性的影响，其影响要素包括： 增加部件 失效概率，增加部件、设备共因故障概率以及对系统 性能产生不利影响［2］。所谓老化管理（ AM） 是指为 了控制 SSCs 的老化劣化而采取相应的设计、运行及 维修等方面的措施，而寿命管理（ PLM） 则是老化管 理与核电厂经济性的结合。 目前，老化和寿命管理已经成为了一个国际性
2011 年 5 月
山东社会科学 SHANDONG SOCIAL SCIENCES
核电厂老化和寿命管理现状与进展
马明俊 周拥辉 张 建 贺群武
（ 国核示范电站有限公司，山东 威海 264300； 苏州热工研究院核安全中心，江苏 苏州 215004）
［摘要］ 本文探讨了国内外核电厂老化和寿命管理方法、法规和实践。总体来说，IAEA 的法规和导则指导性强，美国的法规和实践可操作性强，法国的法规和实践则较为系统化和 标准化。针对这些特点，结合我国老化管理现状，本文给出了我国在进行核电厂老化和寿命 管理实践以及建立相应的法规导则体系时应注意的问题。
（ 二） IAEA 的老化和寿命管理导则能够把握住 重点，将有限的资源更有效地利用，从而使老化管理 的效果更加明显。
（ 三） IAEA 的老化和寿命管理导则所述的老化 管理方法和措施能够进行自我更新、完善，保证这些 方法和措施持续有效性。
（ 四） IAEA 的老化和寿命管理导则给出的方法 非常注重审查，以确保自身的有效性。
收稿日期：2011 － 05 － 26 作者简介：马明俊（ 1977—） ，男，国核示范电站有限责任公司干部，目前主要从事核电厂安全综合管理工作。
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期有效的工作，形成的老化和寿命管理法规、导则和 技术文件是系统的、全面的。这些法规、导则和技术 文件具有如下一些特点：
（ 一） IAEA 的老化和寿命管理导则指导性强， 可操作性弱。
课题，许 多 国 家 和 组 织 都 开 展 了 广 泛、深 入 的 研 究［3］，包括 IAEA、美国、法国、日本以及其他的一些பைடு நூலகம்国家。
二、国际原子能机构 国际原子能机构是一个专门致力于和平利用原 子能的组织，核电厂的老化管理研究是 IAEA 开展 的众多活动之一。从上世纪 80 年代开始，IAEA 便 开展了核电厂老化和寿命管理相关活动，IAEA 组 织各成员国对核电厂老化相关的安全问题开展信息 和资料交换，组织开展研讨会，并形成了《核电厂老 化的安全问题》初稿文件，该文件于 1990 年 1 月以 IAEA 技术文件 （ IAEA － TECDOC － 540 ） 的 形 式 出 版。经过十几年的努力，在 2002 年 6 月，IAEA 召开 了有关核电厂老化管理的技术会议，出版了核电厂 老化管理导则的文集，形成了核电厂老化管理方面 较为完整的指导性文件。包括： ― 《核电厂老化管理的数据收集与记录保存》 ― 《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与审查》 ― 《安全有效的核电站寿命周期退役管理》 ― 《轻水堆长期运行的电厂寿期管理》 ― 《核电站寿命管理过程： 重水堆的指南和实 践》 ― 《水慢化堆长期运行的安全问题： 最终报告》 IAEA 在核电厂老化和寿命管理方面进行了长
［关键词］ 核电厂； 老化管理； 寿命管理； 执照更新 ［中图分类号］TU378 ［文献标识码］A ［文章编号］1003 － 4145［2011］专辑 － 0062 － 03
一、引言 2011 年 3 月，位于日本东北部的福岛第一核电 站在强烈地震和海啸等诱因下，发生燃料棒破损和 放射性物质外泄事故。事故发生时，福岛第一核电 站 1 号机组在一个月前刚刚获得继续运行 10 年的 延寿许可。虽然事故发生在 40 年的设计寿命之内， 与延寿无关，但此次事故还是引起人们对核电站老 化 和 延 寿 问 题 的 关 注。 当 前 国 际 原 子 能 机 构 （ IAEA） 成员国拥有 400 多座运行的核电厂，其中约 有 20% 的运行年限超过 30 年，70% 的运行核电厂 的运行年限超过 20 年［1］。随着运行年限的增加，老 化失效所致性能劣化引起的核电机组故障率越来越 高。根据 对 核 电 厂 可 靠 性 数 据 系 统 （ NPRDS ） 的 1977 － 1986 年 数 据 进 行 了 调 查 分 析，结 果 表 明， 31% 的失效事件归因于老化失效。 造成老化失效的原因有很多，主要包括磨损、腐 蚀、辐 照 脆 化、热 疲 劳、热 老 化 和 振 动 等 多 个 方 面。 老化对核电厂安全的影响主要表现在老化对核电厂 纵深防御完整性的影响，其影响要素包括： 增加部件 失效概率，增加部件、设备共因故障概率以及对系统 性能产生不利影响［2］。所谓老化管理（ AM） 是指为 了控制 SSCs 的老化劣化而采取相应的设计、运行及 维修等方面的措施，而寿命管理（ PLM） 则是老化管 理与核电厂经济性的结合。 目前，老化和寿命管理已经成为了一个国际性
2011 年 5 月
山东社会科学 SHANDONG SOCIAL SCIENCES
核电厂老化和寿命管理现状与进展
马明俊 周拥辉 张 建 贺群武
（ 国核示范电站有限公司，山东 威海 264300； 苏州热工研究院核安全中心，江苏 苏州 215004）
［摘要］ 本文探讨了国内外核电厂老化和寿命管理方法、法规和实践。总体来说，IAEA 的法规和导则指导性强，美国的法规和实践可操作性强，法国的法规和实践则较为系统化和 标准化。针对这些特点，结合我国老化管理现状，本文给出了我国在进行核电厂老化和寿命 管理实践以及建立相应的法规导则体系时应注意的问题。