福清核电厂安全壳的老化管理

核妾全

Nuclear Safety

2019年2月

Vol. 18,No.l Feb. 2019

福清核电厂安全壳的老化管理

马谷剑，陈平

(福建福清核电有限公司，福清350318)

摘要：安全壳是核电厂继核燃料包壳、反应堆压力容器之外的第三道安全屏障。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，进而损害构筑物的安全性和可靠性。 安全壳厂房的老化问题需要制定主动的老化管理策略及相应的措施，以确保在整个电 厂寿期内维持其功能，实现核安全屏障的完整性。关键词：安全壳；核电厂；老化管理；核安全中图分类号：TM623.8文章标志码：A

文章编号：1672-5360 ( 2019 ) 01-0040-07

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

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 钢筋的镑蚀，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

收稿日期：2018-11-01

修回日期：2019-01-10

Table 1 Aging defects and influence of the containment

老化缺陷空洞和蜂窝

对安全壳的影响

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

水易于进人衬里和钢筋

带有钢筋束的廊道 钢筋腐蚀导致强度降低开裂锚固件

脆化，徐变和疲劳

预应力降低，锚固件完整性受损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

核电厂实践

l

i.i

安全壳老化管理现状

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

作者简介：马谷剑（1989—），男，安徽马鞍山人，工程师，学士，老化管理专业，现主要从事核电厂老化管理工作

马各釗等，福清柏电广妾全壳的老化營理41

(IAEA)、美国电力研究协会（EPRI)、美国核

续的相关标准尚不健全[7]。

管会（NRC)等针对安全壳厂房内钢筋混凝土

1.2国内核电厂安全壳老化现状

部件、钢部件和预应力系统已有深人的老化机 国内核电厂大多实施了包括预防性维修大 理研究及分析，并已制定了一些系统性的老化 纲、定期试验大纲、预防性防腐大纲、在役检 管理大纲，内容包括定期检查、性能试验、监 查大纲等多种技术管理类大纲，这些大纲对安 测、预防性以及纠正性维修等，这一系列措施 全壳厂房及其部件制定了一系列检查、评估和 有助于安全壳混凝土构筑物的老化管理。NRC 治理措施，但这些大纲都是针对各自不同的目 相继颁布了 NUREG-1800[3]、NUREG-1801[4]

标和范围而制定并实施的，对老化管理的要求 (艮P Generic Ageing Lessons Learned ( GALL) 是分散的，甚至是不全面的，在信息和数据交 Report,简称GALL报告）等一系列关于核电厂

流、管理接口等方面也不能满足老化管理的要 运行许可证延续的相关文件，体系较为完善， 求[8]。此外，由于早期核电厂对安全壳老化管 保障了安全壳的长期可靠运行。此外，IAEA参 理认知不足，安全壳老化相关的基础数据缺乏, 考

GALL报告于2015年也颁布了 IGALL[5](即

难以满足核电厂全寿期老化管理的需要。

International Generic

Ageing Lessons

Learned

(IGALL) Guideline，简称 IGALL 导则）0 国内

2安全壳老化管理策略

核电厂寿命管理采用IAEA文件体系[6]，目前 国内法规、导则、技术政策及标准，都直

国家核安全局（NNSA)也已经颁布了一系列

接或间接地对安全壳的老化管理进行了规定和 法规

（HAF系列）和

导则（HAD系列），对安

要求，国内核安全法规文件体系示意图如图1 全壳混凝土构筑物的老化管理都有相关规定和 所示，涉及到的安全壳老化管理的相关法规、 要求，但是我国目前关于核电厂运行许可证延

导则、技术政策和标准见表2。

图1国内核安全法规文件体系示意图

Fig. 1 Domestic nuclear safety regulation document system

42

表2

核妾全Vol. 18,No.l

安全壳老化管理相关文件体系表

Table2 Document system of containment aging management

文

《核动力厂设计安全规定》

法规

《核电厂运行安全规定》

《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的 安全功能和部件分级》《核电厂维修》

导则

《核电厂安全重要物项的监督》 《核动力厂老化管理》[9]《核动力厂定期安全审査》[1Q]

《核电厂运行许可证》有效期限延续的技

技术政策

术政策（试行）

核电厂维修规则技术政策（征求意见稿）《核电厂混凝土安全壳老化管理指南》

标准

《压水堆核电厂安全壳结构整体性试验》

规定了验证安全壳的完整性所需的监督措施

要求了安全壳老化管理及其老化管理大纲的编制、实施和改进的内容

要求保证安全壳老化管理大纲的有效性为核电厂运行许可证的延续提供指导

规定了构筑物的维修有效性以及基本原则和实施流程

详细阐述安全壳老化管理（包括老化识别、老化管理大纲的编制、 运行、检查/监测和评估、维修）等内容详细阐述安全壳打压试验的相关内容

规定核电厂运行过程中要求对安全壳采用系统的老化管理方法；制 定适当的安全壳老化管理大纲规定了安全壳的安全等级规定了安全壳的预防性维修活动

件

相

关

说

明

规定核电厂设计阶段要求考虑安全壳老化管理；定义了安全壳的安 全功能

安全壳厂房的老化问题需要核电厂制定老 化管理策略及相应的措施，以确保在整个电厂 寿期内维持其预定功能，实现核安全屏障的完 整性。《核动力厂老化管理》（H

AD103/12)要

验，老化监测设施的设计、安装和调试，设计 基准、建造和调试数据的采集和保存等方面工 作，为核电厂在役阶段老化管理工作的开展奠 定基础。

2.2在役阶段的老化管理

在役阶段的老化管理包括设计寿命期间以 及延寿运行期间的老化管理工作，主要是通过 运行、检查和监测以及维修活动来保证及时发 现和缓解可能影响安全壳安全功能的老化降质 现象，是安全壳老化管理的关键阶段。2.3退役阶段的老化管理

退役阶段的老化管理主要是通过前期准备 以及适当的检查和维修活动来保证核电厂关闭 后安全壳的完整性。

求对核动力厂安全相关重要的构筑物、系统和 部件，需要开展主动的（有预见性和针对性 的）老化管理，并且其老化管理应贯穿核动力 厂的整个寿期，包括设计、制造、建造、调试、 运行（包括延寿运行和长期停堆）和退役等各 个阶段。同时，在遵循《核动力厂设计安全规 定》（H

AF102)和

《核动力厂运行安全规定》

照《核动力厂老化管

(HAF103)法规下，参

理》（HAD103/12)，国家能源局发布了《核电

核电厂实践

厂预应力混凝土安全壳老化管理指南》（NB/T

20153-2012),该老化管理指南将贯穿安全壳

老化管理的整个寿期称为安全壳的全寿期管理， 并将安全壳设计、制造、建造、调试、运行 (包括延寿运行和长期停堆）和退役等各个阶 段的老化管理分成了三个阶段：2.1役前阶段的老化管理

指设计、建造以及调试阶段的老化管理工 作，主要是结合最新的老化实践活动进行预防 性的老化管理，包括：安全壳材料的留样和试

3福清核电安全壳老化管理的实践

《核动力厂老化管理》（HAD103/12)和

3.1严循法规，科学管理

《核电厂预应力混凝土安全壳老化管理指南》

(NB/T 20153-2012)都要求在安全壳的整个使 用寿期内进行有效的老化管理，并且需要采用 系统化的管理方法协调所有相关的大纲和活动， 包括认知、控制、监测以及缓解安全壳的老化

马各釗等，福清秸电r要全壳的老化管理

43

效应等。福清核电严格遵循法规、导则的要求 机理的充分认知和分析的基础之上，在老化识别 开展安全壳的老化管理，总体思路是围绕以安 时应确定安全壳部件的功能要求、材料及特性、 全壳老化认知为核心开展安全壳老化管理的P-D 运行状态和影响因素、易发生老化降质的敏感部 -C-A循环，系统性管理方法如图2所示，老化 位以及老化降质的关键老化机理、效应及其老化 管理流程如图3所示。老化识别应建立在对老化

发展趋势。P-D-C-A循环的各步包括：

计划

老化管理大纲的编制

提高老化管理 协调各项老化管理活动：

使预期老化 大纲的有效性

•

规定老化管理活动关注的敏感位置(降至最小化

如预应力钢束锚固部件、穹顶与 筒墙的连接部位等），老化管理活 动的方法、时间和频度以及可接受 准则等• 用文件表述老化管理活动• 根据最新的认知、自我审査和同行

审查，优化老化管理大纲

i

行动

>

1

实施

维修

老化的识别

运行

管理老化效应：

有效老化管理的关键信息：

管理老化机理：

• 预防性维修

确定安全壳的结构、材料、环境等信息• 遵循运行规程

v加强检查和监测

• 收集和保存安全壳设计、建造和调

• 保持运行状态在设计限值以内v维修/运行策略的优化 试、运行、检查和监测等历史数据•

关注、监测和控制安全壳难以 v改造或更换部件• 收集和分析安全壳相关的内外部经

接近部位（如地基、安全壳衬 • 纠正性维修 验反馈里的嵌入部分等）的运行环境v局部修复

• 一般老化机理的认知：

• 采集和保存运行数据

>混凝土裂缝的修复 v混凝土部件的浸析和风化、冻融、碱骨 >腐蚀钢筋的修复 料反应、腐蚀、沉降等 >非金属衬里的修复 v钢筋的腐蚀

>涂层的修复 v预应力系统的腐蚀、应力松弛 v改造或更换部件v衬里的腐蚀、疲劳

• 采集和保存维修数据

v贯穿件腐蚀、应力腐蚀开裂、疲劳等• 持续动态更新对安全壳老化的认知

ik

检查

>

1

检查监测和评估

探测和评估老化效应：• 执行检查和监测v安全壳结构整体性试验 v密封性试验 v氯离子含量测定 v碳化深度检测 老化降质的纠正

v预应力测量等• 采集和保存检查和监测数据• 评估当前的状态• 预期未来的状态

图2安全壳老化系统性管理方法

Fig. 2 Systemicmanagement method of containment aging

核电厂实践

44

核妾全Vol. 18,No.l

图3安全壳老化管理流程图

Fig. 3 Flow chartof containment aging management

(1) P (Plan

计划）：老化管理应协调运 (2) 老化管理活动实施的方法；(3) 老化管理活动实施的时间和频度；(4) 老化管理活动的可接受准则；(5) 老化管理活动实施的责任部门。典型的安全壳老化管理大纲应包含管理对象、预防性措施等9要素，具体见表3。

核电厂应评估核电厂安全壳老化管理大纲 的有效性，即老化管理审查（AMR)。另外，

行、检查、监测、维修以及影响安全壳所处的 环境状态或服役条件的管理活动。

(2) D (Do实施）：是指通过严格按照运 行规程和技术规格书运行/使用构筑物或部件， 从而使其预期的性能劣化减至最小。对于安全 壳而言，主要是进行环境控制。

(3) C (Check检查）：使用老化探测手段 对安全壳的老化敏感部位依据老化指标进行检 查，以及时发现老化部位的隐患。

(4) A (Act维修行动）：根据老化部位的 隐患制定处理措施，进行预防性维修或者纠正 性维修，以达到安全壳不丧失正常功能的目的。 3.2建立体系，完善要求

福清核电安全壳老化管理的核心是建立一 套完整的、体系性的安全壳老化管理大纲，通 过定期检查、试验、评估，全面掌握安全壳老 化状态并采取相应的管控措施以保证满足安全 壳老化管理要求。老化管理大纲应协调运行、 检查、监测、维修以及影响安全壳所处的环境 状态或服役条件的管理活动，并且应规定以下 内容：

(1)老化管理活动关注的敏感部位；

AMR也是定期安全审查（PSR)和运行许可证

延续（OLE)论证工作中重要内容之一。在评 估时也应考虑开展老化管理大纲的同行评议, 以确定老化管理大纲是否符合行业惯例，并发 现有待改进的方面。审查内容见表4。3.3积极探索，实践创新

福清核电在安全壳老化管理的实践中积极 探索，在做好法规导则规定动作的同时不断在 管理实践中思考、总结，创新性的提出了动设 备基础强度老化检测的要求，属国内核电厂首 次实施，收集的基础数据将为后续混凝土基础 强度的趋势分析提供有力的技术支持，是福清 核电老化管理工作的一大技术创新。此外，还 开展了安全壳混凝土留样等创新工作的开展， 为安全壳老化管理提供了新思路、新方法。

核电厂实践

马各釗等，福清柏电厂妾全壳的老化管理45

表3安全壳老化管理大纲内容

Table 3 Containment aging management outline

基本内容

具体描述

1.管理对象1. 理解老化现象

2. 确定老化管理关注的部件清单及重要的老化问题2.预防性措施

1. 应明确预防性措施，包括状态监测或性能监测措施2. 应明确需要检测或检查的参数3.

应明确有助改善老化效应的良好实践

3.老化效应的探测1.应对各种能有效探测设备老化效应的技术进行分析、评价，以确定最优老化效应探测方法、技术4.监测和趋势预测方法

1. 应明确核电厂设备老化程度检测的状态指标和参数2. 应包含相关设备监测数据采集的要求

3. 应包含设备老化相关技术评估方法，包括数据分析.趋势分析.寿命评估等5.缓解措施

1. 应对设备老化效应缓解措施进行可行性分析

2. 缓解措施包括运行条件的改变.维修措施.修复措施.更换措施等3.

若条件具备，应制定出相应的缓解措施方案

6.可接受准则1.选择合适的老化评估方法.技术，应明确状态评估.适于继续服役的可接受准则

7.纠正措施1.经过评估，对于不满足可接受准则的设备应给出纠正措施方案。纠正措施包括临时纠正措施和长

期纠正措施

8.经验反馈

1. 采集、保存、分析老化管理关注设备在本核电厂、同类核电厂的运行经验反馈2. 应建立运行经验反馈机制，确保及时了解本核电厂内部、外部相关运行经验反馈3. 应建立研发成果反馈机制，确保及时将研发成果反馈到老化管理大纲中9.质量管理

1. 应包含老化管理大纲执行的行政控制流程2. 应包含老化管理大纲易于评估和持续改进的指标

3. 应包含验证程序，以验证预防性措施是否充分、合理，以及纠正性措施是否完善、有效4.

应包含数据采集和记录保存的要求

表4安全壳老化管理大纲审查内容

Table 4 Review items of containment aging management outline

审査类型审査机构目的

建议频度自我审查老化管理小组优化老化管理大纲

1~3年同行审查业内同行审查现有的相关大纲是否符合普遍接受的标准

2~5年综合审査

国家核安全监管部门

审査老化是否得到有效的管理

10年

4总结与建议

准数据的收集，并为建立老化管理体系做好准备。

安全壳老化管理覆盖核电厂设计、制造、

(2) 以老化认知为中心，结合电厂实际环

安装、调试、运行（包括延续运行）、退役的 境，充分分析安全壳适用的老化机理/老化

整个阶段，核电厂通过老化管理活动为整个核 效应。

电厂寿期内的安全提供保障。有效、主动的老 (3)

筛选安全壳老化敏感部件，并实施定

化管理以老化认知为切人点，通过老化管理体 期检查和趋势分析。

系得到落实。为了更好地进行老化管理，达到 (4)

参考IGALL导则和GALL报告及国际

《核动力厂老化管理》的要求，结合福清核电 良好实践，逐步建立和完善老化管理体系，并 老化管理实践，提出如下建议：

定期开展专项或总体老化管理审查。

(1)新建核电厂的运营单位应从设计阶段 (5) 积极探索，开展安全壳老化管理创新开始介人老化管理，指定专人负责老化管理基

实践。

核电厂实

践

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核妾全Vol. 18,No.l

nuclear power plants ： International Generic Ageing Lessons

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(GALL) Report [R]. Washington DC： U. S. NRC, 2010.[5] IAEA. Safety reports series, No. 82, Ageing management for

Aging Management of the Containment in

Fuqing Nuclear Power Plant

Ma Gujian, Chen Ping

(Fuqing Nuclear Power Co., Ltd., Fuqing 350318, China)

Abstract ： Nuclear power plant containment is the third safety barrier in addition to nuclear fuel clad­

ding and reactor pressure vessels. Most of the domestic nuclear power plant containment isstructured with reinforced concrete. Although reinforced concrete is a durable material，experience shows that aging deg- radation of reinforced concrete structures may still happen by factors such as design defects, inferior mate­rials, improper construction, and exposure to aggressive environment, thereby impairing the safety and re­liability of reinforced concrete structures. The aging problem of the containment requires the plant to de- velop an active aging management strategy and corresponding measures to ensure that its intended function is maintained throughout the life of the plant to achieve the integrity of the nuclear safety barrier.

核电厂实践

Key words： containment； nuclear power plant； aging management； nuclear safety