0.   引　言

高通量工程试验堆（HFETR）是中国核动力研究设计院自主设计建造的压力容器式多用途研究堆，设计功率为125 MW，于1979年12月达临界。国家核安全局于1992年12月27日为HFETR首次颁发了运行许可证，分别于2006年、2011年、2016年通过定期安全审查（PSR）完成3次运行许可证换发^[1-2]，并于2019年启动了第4次PSR。由于生态环境部部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》（简称8号令）于2019年10月1日正式实施，将运行许可证换发调整为运行许可证延续（OLE）^[3]，因此需对HFETR进行OLE安全评估。

依据美国联邦法规10CFR54^[4]和中国核安全局发布的《核电厂运行许可证有效期限延续的技术政策》^[5]规定，时限老化分析（TLAA）是OLE安全评估的重要内容，应明确TLAA清单，并对所列的分析或计算开展重新评估或鉴定，以证明这些计算或分析在延续运行期间仍然能够维持原有的安全基准不降低。

HFETR作为我国第一座开展OLE的研究堆，在充分考虑研究堆特点的同时，参考美国核电厂执照更新（LR）体系中的方法，并借鉴秦山核电厂320 MW OLE申请的经验，完成了TLAA清单的筛选与重新评估。

1.   TLAA筛选

TLAA又称为采用时限假设的安全分析^[6]，直接关系着反应堆的设计寿命。依据10CFR54.21(c)(1)和《核电厂运行许可证有效期限延续的技术政策》的要求，HFETR应提供一份同时满足10CFR54.3中6项条件的TLAA清单。但由于历史原因，HFETR 20 a的设计寿命是根据当时的任务需求确定的，并非名义上的设计寿命（核电厂40 a），且在执照基准文件（CLB）^[7]中缺少相关系统、设备、构筑物（SSC）与时间假设相关的分析或计算，因此HFETR不能直接将6项条件作为TLAA的判断依据。

对于同属压力容器式轻水堆的HFETR，其老化效应与压水堆核电厂类似，是否应开展TLAA可参考压水堆核电厂的经验进行判断。美国在已完成的压水堆和沸水堆核电厂LR项目的基础上，全面总结了核电厂通用和潜在TLAA清单^[8-9]，因此HFETR在确定是否开展TLAA评估时，依次对核电厂通用或潜在的TLAA采用“材料-环境-影响因素”分析法进行适应性分析，其分析结果见表1。另外，研究堆与核电厂也存在差异，如HFETR有铍、铝等核电厂没有的材料，因此需要识别出研究堆特定的TLAA，才能获得完整的TLAA清单。在识别HFETR特定TLAA时，经分析适用于HFETR的TLAA判定条件为：①从CLB文件特别是PSR报告中筛选出相关的计算或分析；②计算或分析涉及的老化效应；③属于安全重要的SSC；④分析或计算与安全决策有关。表2为按照判定条件识别出特定的TLAA。

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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由于HFETR没有安全壳，且厂房结构的完整性直接影响着HFETR反应堆的安全，在OLE中增加了厂房的耐久性评估作为HFETR的一项TLAA。剔除表1与表2重复项后，HFETR共9项TLAA需要重新评估或补充相关的计算或分析，如表3所示。

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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2.   TLAA评估

依据10CFR50.21(C)(1)的要求，TLAA应满足以下验收标准之一：①该分析在延续运行期间仍然有效；②该分析已考虑到了设备运行至整个延续期结束；③在延续运行期间，老化对预期功能的影响已得到控制^[4]。根据HFETR实际状态和老化评估情况，确定了OLE申请时间为10 a。按照10 a延续期进行论证，HFETR的9项TLAA评估结果见下文。

2.1   中子注量计算结果分析

根据辐照试验结果，HFETR压力容器母材在中子注量为3.4×10¹⁹ cm⁻²（E≥1 MeV，E为中子能量）时压力容器母材的最小冲击值为99 J，仍然满足美国机械工程师协会（ASME）规范的要求。但是由于压力容器纵焊缝缺陷^[2]，为确保压力容器运行期间安全可靠，HFETR压力容器的中子注量偏保守地按照3.68×10¹⁷ cm⁻²（E≥1 MeV）进行控制。

按照每年满负荷运行计算，延续运行10 a压力容器纵焊缝快中子（E≥1 MeV）注量为3.079×10¹⁷ cm⁻²，因此HFETR在10 a的延续运行期内的压力容器的累积快中子注量不会超过3.68×10¹⁷ cm⁻²（E≥1 MeV）。

2.2   压力容器疲劳分析

根据ASME BPVC-Ⅲ NC分卷容器疲劳分析的必要性应按NC-3219.2和NC-3219.3的规则确定^[10]，按照NC-3219.2“确定压力容器整体部件需要疲劳分析的规则的条件A”，统计并预计至未来10 a HFETR压力容器的总循环次数为861次，满足预期循环次数的总和不超过1000次时的要求，因此HFETR压力容器可免除疲劳分析。

为保证在延续运行期间瞬态次数符合预期，开发了瞬态监督程序，对每年发生的瞬态次数和累计瞬态次数进行统计和趋势分析，对于超过预期瞬态次数时需进行安全评价。

2.3   一回路压力边界管道及部件疲劳分析

为评估HFETR一回路压力边界管道及部件在启停堆、地震等工况载荷下的抗疲劳性能，按照ASME NB3600《管道设计》或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》（RCC-M） B3600中确定的方法进行疲劳分析。疲劳分析所需的总应力是内压、热载荷、地震载荷、机械载荷所产生的一次应力、二次应力和峰值应力的总和，由总应力变化幅值计算出交变应力强度，与ASME BPVC-Ⅲ卷附录中的S-N疲劳曲线（图1）进行比较，从而获得循环次数。

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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经分析一回路压力边界管道及部件最大疲劳使用系数为0.12647，外推至延续运行期末最大疲劳使用系数仅为0.16031，满足疲劳评定规范要求。

2.4   栅格板断裂韧性损失分析

依据MRP-175^[11]奥氏体不锈钢由中子辐照导致的断裂韧性损失效应需累积快中子注量达到或超过10²¹ cm⁻²（E>1.0 MeV）才明显。经计算，延续运行期末栅格板上最大累积快中子注量仅为2.326×10²⁰ cm⁻²（E>1.0 MeV），远小于1×10²¹ cm⁻²。

2.5   保存水池吊车、堆厅吊车疲劳分析

HFETR保存水池吊车、堆厅吊车为设计载荷分别为15 t和10 t的钢结构梁桥式吊车，依据通用老化经验反馈（IGALL）（TLAA 108）吊车的应力变化循环次数为20000~100000 次和GB50017—2003“承受动力载荷重复作用的刚结构构件（如吊车梁、工作平台梁等）及其连接，当应力变化循环次数等于或大于10⁵时，应进行疲劳计算”，保守认为吊车梁至少受超过20000 次的重复循环载荷作用，才会出现疲劳效应。经1 a吊车的使用量估计保存水池吊车、堆厅吊车40余年以来及未来10 a，超过1 t载荷（不到设计载荷0.1的可以忽略）的循环次数分别为4150 次和1900 次，均远小于20000 次，因此不会发生疲劳效应。

2.6   控制棒导管辐照效应分析

根据运行经验，在50℃的运行温度时，只在快中子（E≥1.0 MeV）累积注量超过1×10²³ cm⁻²时，铝材料才会发生严重的脆化，通过计算所有控制棒导管累积快中子注量发现其中3根控制棒导管将在延续运行期间超过1×10²³ cm⁻²，因此在2021年技术改造项目中已完成更换，保证控制棒导管延续10 a运行期内能够执行其预定功能。

2.7   控制棒驱动机构老化分析

由于HFETR控制棒的导轮不能更换，其使用寿命关系着HFETR寿命。控制棒由齿条带着上升或下降，齿条与齿轮齿合产生切向力，通过导轮传到轴上，因此导轮轴只受径向力，根据GB/T6391—2003轴承在轴向基本额定载荷下的基本额定寿命为一百万转。通过统计和预计安全棒的总行程，计算得到延续运行10 a导轮运行的总转数为46035转，因此在10 a延续运行期末不会达到其额定寿命。

2.8   控制棒辐照效应分析

控制棒在反应堆运行时是提出堆芯的，其铍跟随体受堆芯中子辐照会表现出辐照肿胀、脆裂等效应，根据运行经验，在累积达到8×10²² cm⁻²（E≥1.0 MeV）后，应对跟随体进行更换。经计算，10 a延续运行期末2根铍跟随体的中子注量 （E≥1.0 MeV）分别将达到4.410×10²² cm⁻²和5.154×10²² cm⁻²，满足安全运行要求。

2.9   厂房耐久性评估

依据GB/T 51355—2019《既有混凝土结构耐久性评定标准》第五章及附录C，结合现场混凝土碳化深度和保护层厚度检测结果，对所测混凝土构件耐久性年限进行评估，所测HFETR厂房混凝土构件钢筋开始锈蚀耐久性年限均大于60 a，满足厂房目标使用年限的要求。

3.   结　论

本研究通过对核电厂通用或潜在TLAA的筛选和特有TLAA地识别，获得了HFETR安全论证所需的完整TLAA清单。

对所有TLAA的重新评估或补充分析结果表明，相关系统、构筑物和部件（SSCs）可继续在延续运行10a 期内执行其预定功能，为HFETR OLE 审查提供了基础数据。

HFETR作为国内第一座开展OLE的研究堆，其TLAA清单的筛选方法和TLAA的分析方法对国内其他研究堆的OLE具有很高的借鉴价值。