高通量工程试验堆运行许可证延续的时限老化分析

邓云李; 刘鹏; 李松发; 万芹方; 戴钰冰; 康长虎; 李吉娃

doi:10.13832/j.jnpe.2023.S1.0194

高通量工程试验堆运行许可证延续的时限老化分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0194

1.
中国核动力研究设计院，成都，610213
2.
生态环境部西南核与辐射安全监督站，成都，610066
3.
中冶建筑研究总院有限公司，北京，100088

详细信息

作者简介:
邓云李（1990—），男，硕士研究生，现从事反应堆运行安全方面的研究工作，E-mail: 276961539@qq.com

中图分类号: TL38
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出版历程
- 收稿日期: 2023-02-06
- 修回日期: 2023-02-20
- 刊出日期: 2023-06-15

Time-Limited Aging Analysis for Operating License Extension of HFETR

1.
Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610213, China
2.
South Western Regional Office of Nuclear and Radiation Safety Inspection, Ministry of Ecology and Environment, Chengdu, 610066, China
3.
Central Research Institute of Building and Construction Co., Ltd., MCC Group, Beijing, 100088, China

摘要

摘要: 为了完成高通量工程试验堆（HFETR）运行许可证延续（OLE）申请的安全论证，需要提供一份完整的时限老化分析（TLAA）清单，并通过计算或分析论证各项TLAA在延续运行期内是否满足安全运行的要求。基于美国压水堆核电厂TLAA的经验，采用“材料-环境-影响因素”分析法筛选出通用TLAA和潜在TLAA项目，同时识别出HFETR特定的TLAA项目，获得HFETR需要补充或重新计算分析的9项TLAA清单。通过每一项TLAA的评估结果表明，在10 a OLE内能够保证HFETR的安全性。
- 高通量工程试验堆(HFETR) /
- 老化管理 /
- 运行许可证延续(OLE) /
- 时限老化分析(TLAA)
Abstract: In order to complete the safety demonstration of High Flux Engineering Test Reactor (HFETR) for the Operation License Extension (OLE) application, it is necessary to provide a complete list of time-limited aging analysis (TLAA), and demonstrate by calculation or analysis that each TLAA meets the requirements of safe operation in the extended operation period. Based on the TLAA experience of pressurized water nuclear power plants in the United States, this paper selects general TLAAs and potential TLAAs by means of “material-environment-influencing factors”, and identifies HFETR-specific TLAAs. Therefore, 9 TLAAs need to be supplemented, recalculated or analyzed for HFETR. The results of each TLAA evaluation show that the security of HFETR can be guaranteed during 10-year license extension period.
- HFETR /
- Aging management /
- Operation License Extension (OLE) /
- Time-limited Aging Analysis (TLAA)

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图 1 奥氏体不锈钢S-N疲劳曲线

Figure 1. S-N Fatigue Curve of Austenitic Stainless Steel

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表 1 核电厂通用和潜在TLAA的适用性分析

Table 1. Applicability Analysis of General and Potential TLAAs for Nuclear Power Plants

类别	序号	TLAA	适用性分析	是否评估
通用TLAA	1	反应堆压力容器中子脆化	在中子辐照环境中的奥氏体不锈钢	是
	2	金属疲劳	压力容器、一回路压力边界管道及部件存在交变应力	是
	3	电气设备环境鉴定	无严酷环境的电气设备	否
	4	混凝土安全壳钢筋束预应力	无安全壳	否
	5	在役局部金属安全壳腐蚀分析	无安全壳	否
潜在TLAA	1	奥氏体不锈钢包壳下反应堆压力容器低合金钢热影响区的晶间分离	压力容器的材料全部为奥氏体不锈钢，无低合金钢材料	否
	2	低温过压保护分析	为低温低压反应堆，无低温过压保护	否
	3	汽轮机驱动辅助给水泵主蒸汽供应管线疲劳分析	无蒸汽管线	否
	4	反应堆冷却泵飞轮疲劳分析	主泵飞轮与主泵泵壳、主冷却系统管道通过足够厚的混泥土墙进行实体隔离，不会对压力边界和其他安全设备造成损坏，因此不进行疲劳评估	否
	5	环形吊车疲劳分析	堆厅吊车的行径路线下方为压力容器，而保存水池大厅吊车承担乏燃料外运的吊装，它们的疲劳可能破坏余热导出功能和乏燃料元件的完整性	是
	6	反应堆压力容器内部构件的流力激振疲劳极限	堆内最高流速<6 m/s，且流体经过流量分配器后均匀稳定地流过堆芯，不会产生流力激振疲劳	否
	7	反应堆压力容器内部构件的瞬态循环计数假设	堆内构件均为奥氏体不锈钢，其温度变化不会超过60℃，因此不考虑堆内构件的热疲劳	否
	8	反应堆压力容器内部构件的断裂韧性延性折减	经计算堆内构件中栅格板（奥氏体不锈钢）的累积中子注量最高，对栅格板所受的累积中子注量进行评估	是
	9	破前先漏	未进行破前先漏分析	否
	10	安全壳衬板的疲劳分析	无安全壳	否
	11	安全壳渗透增压循环	无安全壳	否
	12	金属腐蚀裕度	一回路压力边界、回补水系统等安全重要管道及部件的材料都是奥氏体不锈钢，不存在均匀腐蚀引起壁厚减薄	否
	13	基于疲劳累积损伤因子的高能管线假定	无高能管线	否
	14	进行含缺陷的裂纹扩展分析，来证明缺陷在40 a内不发生失稳扩展	已发现的缺陷均为建造期留下的焊缝缺陷（如焊渣、裂纹等），经多个周期的在役检查其焊缝缺陷无扩展，管道、焊缝未发现新的裂纹	否
	15	安全壳贯穿件加压密封循环分析	无安全壳	否
	16	厂用水取水构筑物沉降分析	无厂用水系统	否
	17	欧盟质量认证（CE）-半接管和机械管嘴密封组件分析	无CE-半接管和机械管嘴	否

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表 2 HFETR特定的TLAA

Table 2. Specific TLAAs for HFETR

序号	TLAA	所属SSC
1	中子注量计算结果分析	压力容器
2	栅格板中子辐照计算	栅格板
3	控制棒导管辐照效应分析	控制棒导管
4	安全棒驱动机构老化分析	安全棒驱动机构
5	安全棒辐照效应分析	安全棒

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表 3 HFETR 的 TLAA 清单

Table 3. TLAA List for HFETR

序号	TLAA	评估类型
1	中子注量计算结果分析	重新评估
2	压力容器疲劳分析	补充分析
3	一回路压力边界管道及部件疲劳分析	补充分析
4	栅格板断裂韧性损失分析	重新评估
5	保存水池吊车、堆厅吊车疲劳分析	补充分析
6	控制棒导管辐照效应分析	重新评估
7	安全棒驱动机构老化分析	重新评估
8	安全棒辐照效应分析	重新评估
9	厂房耐久性评估	补充分析

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参考文献(11)

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[3]	杨喆. 研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略[J]. 核动力工程,2022, 43(6): 151-154.
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[5]	国家核安全局. 〈核电厂运行许可证〉有效期限延续的技术政策（试行）[EB/OL]. 北京: 中华人民共和国环境保护部. （2015-12-31）. https://www.mee.gov.cn/gkml/sthjbgw/haq/201601/t20160105_321062.htm.
[6]	龚嶷,崔满满,窦一康,等. 核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策[J]. 核安全,2015, 14(1): 1-11. doi: 10.3969/j.issn.1672-5360.2015.01.001
[7]	陈志林,池志远,张晏玮,等. 确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨[J]. 核安全,2018, 17(1): 76-82. doi: 10.16432/j.cnki.1672-5360.2018.01.013
[8]	NRC. Standard review plan for review of license renewal applications for nuclear power plants— final report: NUREG-1800, revision 2[R]. Washington: Office of Nuclear Reactor Regulation, 2010.
[9]	Nuclear Energy Institute. Industry guideline for implementing the requirements of 10 CFR Part 54–the license renewal rule: NEI95-10 revision 6[R]. Washington: Nuclear Energy Institute, 2005.
[10]	ASME. ASME核电规范与标准-BPVC-III核设施部件建造规则第1册NC分卷: ASME BPVC-III NC[M]. 上海发电设备成套设计研究院, 上海核工程研究设计院, 译. 上海: 科学技术文献出版社, 2004: 31-55.
[11]	EPRI. Materials RELIABILITY PROGRAM: PWR internals material aging degradation mechanism screening and threshold values: MPR-175[R]. Palo Alto: Electric Power Research Institute, 2005.