研究堆老化管理审查技术研究与实践

李松发; 赵光; 吕云鹤; 李文钰; 李昀; 闫雄伟; 姚亮

doi:10.13832/j.jnpe.2023.S1.0205

研究堆老化管理审查技术研究与实践

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S1.0205

1.
中国核动力研究设计院，成都，610005
2.
生态环境部核与辐射安全中心，北京，100082
3.
生态环境部西南核与辐射安全监督站，成都，610066

详细信息

作者简介:
李松发（1990—），男，工程师，现从事反应堆运行工作，E-mail: songfa.li@qq.com

中图分类号: TL411
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出版历程
- 收稿日期: 2023-02-06
- 修回日期: 2023-02-21
- 刊出日期: 2023-06-15

Technical Research and Practice of Aging Management Review for Research Reactor

1.
Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610005, China
2.
Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Ecology and Environment, Beijing, 100082, China
3.
South Western Regional Office of Nuclear and Radiation Safety Inspection, Ministry of Ecology and Environment, Chengdu, 610066, China

摘要

摘要: 在高通量工程试验堆（HFETR）的运行许可证延续（OLE）申请中，为了论证反应堆老化管理的有效性，采用“原则依据国际原子能机构（IAEA）老化管理导则，操作借鉴美国核电厂执照更新（LR）流程”的策略，对研究堆老化管理审查（AMR）技术进行了研究，确定了HFETR的安全论证基准、范围划定、对象筛选方法、AMR实施流程。通过AMR过程证明了识别的老化效应能够被HFETR老化管理大纲（AMPs）有效地管理，从而确保反应堆在延寿运行期间具备可接受的安全水平。本文提供的AMR技术可为国内研究堆开展OLE申请活动和建立老化管理体系提供工程应用参考。
- 老化管理审查(AMR) /
- 研究堆 /
- 运行许可证延续(OLE) /
- 老化管理大纲(AMPs)
Abstract: In the Operation License Extension (OLE) application of High Flux Engineering Test Reactor (HFETR), in order to demonstrate the effectiveness of reactor aging management, the aging management review (AMR) technology for research reactor was studied by using the strategy of analysis principle based on aging management guides of International Atomic Energy Agency (IAEA) and implementation process based on the license renewal (LR) process of nuclear power plants in the United States. The safety demonstration basis, the method of scoping and screening, and the process of AMR were determined. The AMR process demonstrated that the identified aging effects could be effectively managed by the HFETR Aging Management Programs (AMPs), ensuring an acceptable level of safety during extended operation life of the reactor. The AMR method provided in this paper can provide an engineering application reference for the implementation of OLE application activities and the establishment of aging management system for domestic research reactors.
- Aging Management Review (AMR) /
- Research reactor /
- Operation License Extension (OLE) /
- Aging Management Programs (AMPs)

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图 1 HFETR老化效应的识别流程

Figure 1. Process of Aging Effect Identification

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图 2 HFETR AMPs和活动实施审查流程

Figure 2. AMPs and Activities Review Process for HFETR

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表 1 HFETR采用GALL的适用分析结果

Table 1. Suitability Analysis Results of GALL for HFETR

审查类别	参考NUREG-1800	GALL适用性分析内容	潜在老化效应/机理
反应堆本体、堆内构件和主冷却剂系统	表3.1-1	①老化效应/机理是否适用； ②推荐的AMPs是否适用； ③建议需要进一步评估的老化效应是否适用； ④考虑HFETR的运行经验； ⑤借鉴EPRI技术报告	12项
专设安全设施	表3.2-1		6项
辅助系统	表3.4-1		11项
构筑物和支撑部件	表3.5-1		15项
电仪部件	表3.6-1		4项

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表 2 HFETR 老化效应识别与管理有效性评估示例

Table 2. Example of Identification of Aging Effects and Evaluation of Management Effectiveness for HFETR

AMR部件或部件组	预定功能	材料	环境	老化效应/机理	参考的GALL条目	适用性分析表序号	现有管理大纲	评估结果
控制棒导管	支持功能	铝合金	反应堆冷却剂和中子注量	材料损失/点蚀、缝隙腐蚀	—	—	水化学管理大纲	F
控制棒导管	支持功能	铝合金	反应堆冷却剂和中子注量	材料损失/均匀腐蚀	—	—	水化学管理大纲	F
控制棒导管	支持功能	铝合金	反应堆冷却剂和中子注量	尺寸变化/空洞肿胀	—	—	压力容器和堆内构件检查大纲	F
栅格板	支持功能	不锈钢	反应堆冷却剂和中子注量	材料损失/点蚀、缝隙腐蚀	Ⅳ.B2.RP-24	3.2.87	水化学管理大纲	E
栅格板	支持功能	不锈钢	反应堆冷却剂和中子注量	开裂/应力腐蚀开裂	Ⅳ.B2.RP-268	3.2.23	水化学管理大纲；压力容器和堆内构件检查大纲	E
栅格板	支持功能	不锈钢	反应堆冷却剂和中子注量	断裂韧性损失/中子辐照脆化；尺寸变化/空洞肿胀	Ⅳ.B2.RP-269	3.2.24	压力容器和堆内构件检查大纲	E
“—”—未参考GALL；E—采用未参考GALL要求的专有大纲；F—识别出特定老化效应

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表 3 HFETR AMPs审查结果

Table 3. Review Results of AMPs for HFETR

HFETR现有大纲	GALL推荐的大纲	一致	加强	专有
老化检查大纲	第Ⅺ.M1章，“ASME规范第Ⅺ卷：在役检查，IWB、IWC及IWD分卷”	是	否	否
水化学管理大纲	第Ⅺ.M2章，“水化学”	否	否	是
压力容器和堆内构件检查大纲	第Ⅺ.M16A章，“压水堆容器堆内构件”；第Ⅺ.M31章，“反应堆容器监督”	否	否	是
螺栓完整性大纲	第Ⅺ.M18章，“螺栓完整性”	是	否	否
一次性检查大纲	第Ⅺ.M32章，“一次性检查”；第Ⅺ.M35章，“ASME规范一级小管径管系一次性检查”	是	否	否
其他检查大纲	第Ⅺ.M20章，“开式循环冷却水系统”；第Ⅺ.M21A章，“闭式处理水系统”；第Ⅺ.M23章，“桥式重型起重机和轻型起重机（与换料相关）装卸系统检查”；第Ⅺ.M27章，“消防水系统”；第Ⅺ.M30章，“燃油化学”；第Ⅺ.M36章，“机械部件外表面监测”；第Ⅺ.M38章，“其它管道和导管的内表面检查”；第Ⅺ.M41章，“埋藏管道和储罐”	否	否	是
电缆及连接件检查大纲	第Ⅺ.E6章，“不受10 CFR 50.49 环境品质鉴定要求约束的电缆连接件”；第Ⅺ.E3章，“不受10 CFR 50.49 环境品质鉴定要求约束的不可达的电力电缆”；第Ⅺ.E2章，“仪表电路中不受10 CFR 50.49 环境品质鉴定要求约束的电缆和连接件的绝缘材料”；第Ⅺ.E1 章，“用于不受10 CFR 50.49 环境品质鉴定要求约束的电缆及连接件绝缘材料”	是	否	否
构筑物监测大纲	第Ⅺ.S6章，“构筑物监测”；第Ⅺ.S5章，“砌墙”；第Ⅺ.S8章，“防护涂层的监测和维护”	是	否	否
支撑检查大纲	第Ⅺ.S3章，“ASME第Ⅺ卷，第IWF分卷”	是	否	否

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参考文献(9)

[1]	International Atomic Energy Agency. Ageing management for research reactors: specific safety guide: No. SSG-10[R]. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2010: 1-36.
[2]	国家核安全局. 核动力厂老化管理: HAD 103/12-2012[S]. 北京: 国家核安全局, 2012: 1-23.
[3]	International Atomic Energy Agency. Ageing management and development of a programme for long term operation of nuclear power plants: IAEA Safety Standards Series No. SSG-48[R]. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2018: 1-61.
[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: 10.3969/j.issn.1672-5360.2015.01.001
[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）》国核安发〔2015〕280号[R]. 北京: 国家核安全局, 2015: 3-11.
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[7]	U. S. NRC. Generic aging lessons learned (GALL) report: NUREG-1801 Revision 2[R]. Washington, DC: U. S. NRC, 2010.
[8]	国家核安全局. 研究堆定期安全审查: HAD 202/02-2017[S]. 北京: 国家核安全局, 2017: 7-18.
[9]	U. S. NRC. Standard review plan for review of license renewal applications for nuclear power plants: NUREG—1800 Revision 1[R]. Washington, DC: U. S. NRC, 2005.