高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

高通量工程试验堆运行阶段老化管理方法研究

赵鹏 潘瑞安 刘震 韩良文 高业栋 赖立斯 孙彪

赵鹏, 潘瑞安, 刘震, 韩良文, 高业栋, 赖立斯, 孙彪. 高通量工程试验堆运行阶段老化管理方法研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(S1): 199-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0199
引用本文: 赵鹏, 潘瑞安, 刘震, 韩良文, 高业栋, 赖立斯, 孙彪. 高通量工程试验堆运行阶段老化管理方法研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(S1): 199-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0199
Zhao Peng, Pan Ruian, Liu Zhen, Han Liangwen, Gao Yedong, Lai lisi, Sun Biao. Study on Method of Aging Management During Operation for High Flux Engineering Test Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(S1): 199-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0199
Citation: Zhao Peng, Pan Ruian, Liu Zhen, Han Liangwen, Gao Yedong, Lai lisi, Sun Biao. Study on Method of Aging Management During Operation for High Flux Engineering Test Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(S1): 199-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0199

高通量工程试验堆运行阶段老化管理方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0199
详细信息
    作者简介:

    赵 鹏(1988—),男,工程师,现从事反应堆运行方面研究工作,E-mail: zhaopengzc@163.com

  • 中图分类号: TL38

Study on Method of Aging Management During Operation for High Flux Engineering Test Reactor

  • 摘要: 为有效地开展高通量工程试验堆(HFETR)的老化管理,需要按照有效的老化管理方法实施老化管理活动。通过对老化管理范围筛选、老化认知、老化管理活动实施的方法策略进行研究,在HFETR老化管理实践以及运行许可证延续(OLE)申请经验的基础上,建立了适用于反应堆运行阶段基于戴明循环“计划-实施-检查-行动(PDCA)”的系统性老化管理体系并应用于实践。HFETR在首次OLE申请工作完成了老化管理审查(AMR)表明,HFETR的老化管理方法是有效的,可以为研究堆老化管理提供参考。

     

  • 图  1  HFETR系统性老化管理方法

    Figure  1.  Systematic Aging Management Method of HFETR

    图  2  HFETR老化管理组织机构

    Figure  2.  Aging Management Organization of HFETR

    图  3  HFETR老化管理文件体系

    Figure  3.  Document System for Aging Management of HFETR      

    表  1  HFETR的设备级AMPs编制指南

    Table  1.   Guidelines for Development of Equipment-level AMPs for HFETR

    要素内容描述
    老化管理的范围  AMPs活动的范围必须包括OLE申请中AMR审查范围内的所有构筑物和设备
    预防或缓解措施  必须包括对老化降质起到缓解或预防作用的措施
    监/检测参数  是指与特定构筑物或设备预定功能损失有关的参数的监测和检查
    老化效应探测  必须在构筑物和设备的预定功能损失之前对老化效应进行监/检查。此要素必须包括老化效应的检查方法和技术(如目视、超声、表面检查)、检查频率、检查范围、数据收集、以及为保证老化效应得到及时检查的新增检查或一次性检查的时机和频率
    评估和趋势分析  此要素要求必须对老化降质的趋势进行监测,提供趋势预测结果并给出纠正和缓解措施
    验收准则  HFETR将参照验收准则,对是否需要采取纠正性措施进行评估。验收准则必须确保在延寿运行期内的各种设计工况条件下,反应堆能维持各设备的预定功能并满足当前安全基准的要求
    纠正行动  要求及时分析确认老化效应的根本原因,防止这种老化效应再次发生
    质量管理  要求通过验证确认:①预防或缓解措施是有效的;②采取了合理有效的纠正措施
    运行经验  包括历史运行过程中对AMPs进行优化完善的各种实践活动、或运行过程中新增的各种大纲、或者其他的老化管理实践,而这些运行经验将为证明老化效应是否得到有效的控制以保障反应堆在延寿期内其预定功能得到维持这一结论提供足够的证据
    下载: 导出CSV

    表  2  HFETR反应堆厂房构筑物状态监测

    Table  2.   Structure Condition Monitoring for Reactor Building of HFETR

    范围检查内容范围检查内容
    混凝土梁、板、柱、墙  ①表面开裂、剥落、涨裂、空鼓、磨损、化学侵蚀;②混凝土锚固件锈蚀及周围局部混凝土开裂;③钢筋锈蚀、漏筋 设备
    基础
     ①混凝土设备基础开裂;②混凝土设备基础与楼板脱离;③滑轨基础构件腐蚀、构件变形;④地脚螺栓缺失、腐蚀;⑤锚固件周围混凝土散裂;⑥混凝土设备基础表面涂层老化
    钢构件  ①钢结构表面腐蚀;②钢结构的弯曲、变形;③结构螺栓腐蚀、松脱、缺失;④钢结构表面涂层开裂、剥落 屋面  ①屋面表面裂纹和裂缝;②硅酮耐候密封胶脱落、老化;③屋面积水状况;④屋面起鼓状况;⑤屋面搭接处紧固螺钉自带的防水垫圈老化、缺失;⑥屋面渗水
    结构伸缩缝  ①伸缩缝处密封材料硬化、撕裂、龟裂、缺损;②伸缩缝处密封材料与两侧混凝土之间脱胶、剥离;③伸缩缝处钢板变形、损坏;④伸缩缝的卷材脱胶、破裂;⑤伸缩缝节点处渗漏、积水 水池  ①混凝土开裂、剥落;②混凝土钢筋腐蚀;③水池泄漏迹象
    砌体构件:墙、柱  ①化学侵蚀、磨损、腐蚀、断裂、剥落;②裂缝和有无渗漏;③锚固件锈蚀及周围局部混凝土老化;④砌体结构的变形 部件
    支撑
     ①支撑表面涂层老化状况;②支撑表面腐蚀状况;③支撑连接螺栓腐蚀、开裂状况;④支撑连接螺栓松脱、缺失状况;⑤支撑锚固件局部混凝土散裂状况;⑥支撑的变形、错位状况
    下载: 导出CSV

    表  3  HFETR 反应堆厂房构筑物专项检测表

    Table  3.   Structure Special Detection for Reactor Building of HFETR

    构件名称检测设备/方法检测内容检查周期检查时机
    混凝土梁、板、柱、墙裂缝观测仪混凝土裂缝的宽度、长度、走向5 a当发现裂缝时,日常
    红外热像仪混凝土温度分布、内部缺陷整体状态评估时
    混凝土回弹仪混凝土强度
    混凝土渗透仪混凝土渗透性
    钢筋扫描仪混凝土保护层厚度
    钢筋锈蚀仪钢筋锈蚀状况
    试验室分析混凝土氯离子含量
    混凝土碳化测试仪混凝土碳化深度
    试验室分析混凝土碱含量
    混凝土岩相分析混凝土碱骨料活性
    全站仪结构变形
    厂房基础监测地下水/土壤环境地下水/土壤的pH值、 Cl-离子浓度或 SO42-浓度5 a日常
    目视检查当有开挖时机时,对暴露的混凝土进行目视检查,
    包括对基础和地坪以下外墙的防潮层进行检查
    当有开挖时机时当有开挖时机时
    高精度水准仪沉降观测5 a日常
    砌体构件墙、柱裂缝观测仪砌体裂缝情况检测5 a当发现裂缝时,日常
    混凝土设备基础地脚螺栓混凝土回弹仪混凝土设备基础强度当发现设备基础失效时当发现设备基础失效时
    金相和电子显微镜借助金相和电子显微镜技术进行原因分析当发现地脚螺栓失效时当发现地脚螺栓失效时
    下载: 导出CSV
  • [1] 高泉源. 研究堆老化管理的法规依据、现状及建议[J]. 核安全,2006, 4(4): 1-8. doi: 10.3969/j.issn.1672-5360.2006.04.001
    [2] 国家核安全局. 研究堆定期安全审查: 核安全导则: HAD 202/02—2017[S]. 北京: 国家核安全局, 2017: 1-20.
    [3] 国防科学技术工业委员会. 研究堆老化管理: EJ/T 1176—2005[S]. 北京: 核工业标准化所, 2005: 6-7.
    [4] 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: 10.16432/j.cnki.1672-5360.2015.01.001
    [5] 石文翔,陶钧,尚宪和,等. 秦山核电厂运行许可证延续研究与应用[J]. 中国核电,2021, 14(3): 312-316.
    [6] International Atomic Energy Agency. IAEA ageing management for research reactors: specific safety guide No. SSG-10[S]. IAEA, 2010. VIENNA: International Atomic Energy Agency, 2010: 1-61.
    [7] 国家核安全局. 核动力厂老化管理: 核安全导则: HAD 103/12—2012[S]. 北京: 国家核安全局, 2012: 1-23.
    [8] U. S. NRC. Generic aging lessons learned (Gall) report: NUREG-1801[S]. Washington DC: U. S. NRC, 2010: 21-22.
  • 加载中
图(3) / 表(3)
计量
  • 文章访问数:  88
  • HTML全文浏览量:  14
  • PDF下载量:  26
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2023-02-06
  • 修回日期:  2023-02-22
  • 刊出日期:  2023-06-15

目录

    /

    返回文章
    返回