美国核电厂老化管理与执照延期更新的核安全监管(苏州中心周如明)

1、美国核电厂老化管理与运行执照延期更新的核安全监管周如明（苏州核安全中心 苏州 215004）摘要：本文概述美国核管理委员会（NRC）早期组织的核电厂老化管理研究，介绍NRC目前用于核电厂运行执照延期更新核安全监管的法规文件体系和主要内容，说明美国核电厂运行执照延期更新的进展情况，并给出典型核电厂运行执照延期更新的实例分析。在文章的最后，对于我国如何借鉴美国NRC的监管经验加强运行核电厂老化管理的核安全监管提出若干认识和建议。关键词：核电厂 老化管理 执照延期更新 老化管理大纲1 引言在秦山一期核电厂和大亚湾核电站的十年安全评审中，安全重要系统、结构和部件（SSCs）的老化管理已经成为重要的审评

2、要素之一。自国家核安全局于2004年4月发布新版HAF102核动力厂的设计安全规定和HAF103核动力厂的运行安全规定后，各运行核电厂和相关的设计院、研究院进一步加强了有关安全重要SSCs的老化管理研究。国家核安全局为了更好地研究如何加强核电厂安全重要SSCs老化管理的监管，组织了这次专题研讨会。在美国，目前有103个核电运行机组，其中，大多数是在上一世纪七十年代和八十年代初建成投入运行的。早在上一世纪八十年代早期，美国NRC就开始系统地组织核电厂老化管理的研究。至九十年代初，NRC了解到运行核电厂有申请延期运行的要求，发布了联邦法规10CFR54执照延期更新规则。其后，NRC对该规则进行了几

3、次修改，并发布或认可了一系列执行10CFR54规则的指南文件。截至2005年4月，美国已有30个核电运行机组取得了NRC颁发的可延长20年的更新运行执照，有18个机组的执照延期更新申请书正在接受NRC的审评。本文概述美国核管理委员会（NRC）早期组织的核电厂老化管理研究，介绍NRC目前用于核电厂运行执照延期更新核安全监管的法规文件体系和主要内容，说明美国核电厂运行执照延期更新的进展情况，并给出典型核电厂运行执照延期更新的实例分析。本文的编写旨在大致说明美国核电厂老化管理和运行执照延期更新申请书审评涉及的广度和深度以及NRC的监管要求。在文章的最后，对于我国如何借鉴美国NRC的监管经验加强运行核

4、电厂老化管理的核安全监管提出若干认识和建议，希望能供参加这次研讨会的成员参考。2 美国NRC早期组织的核电厂老化管理研究从目前可以检索到的资料来看，美国NRC在上一世纪八十年代早期就开始组织各种有关核电厂老化管理的研究，其主要内容包括：（1）从许可证持有者的事件报告（LERs）中调查得到轻水堆有关设备老化的运行经验早在八十年代初期，NRC委托橡树岭国立实验室（ORNL）从LERs中调查轻水堆有关设备的老化情况。ORNL对美国核运行分析中心（NOCA）收集的19691982年的35000份LERs作了调查，于1984年完成了分析报告（NUREG /CR3543），其中筛选出3098个与老化有关的

5、事件。这些事件涉及68个系统，排在前十位的是应急堆芯冷却系统、应急柴油发电机、安全壳隔离系统、化容控系统、电站厂用水、冷却剂循环系统、安全壳排热系统、主蒸汽供应系统、余热排出系统和安全壳系统。就老化失效的严重性而言，在3098个事件中，62的失效被评定为老化所致的性能劣化，38被评定为老化所致的突变。（2）从核电厂可靠性数据系统（NPRDS）调查得到轻水堆有关设备老化的运行经验 NPRDS是美国核动力运行研究所（INPO）建立的一个大型计算机数据库。美国爱达荷国立工程实验室（INEL）受NRC委托对NPRDS 的19771986年数据进行了调查分析，结果于1987年发表。这次分析的主要任务是确

6、定哪些安全系统和部件已经显著受到老化现象的影响，同时，对已报告的老化失效事件分析主要的失效原因。分析结果表明，31的失效事件归因于老化，主要的老化失效原因是“磨损”和“腐蚀”，而主要涉及的系统有1E级配电系统、辅助给水系统、设备冷却水系统、高压安注系统、主给水系统、反应堆停堆保护系统、余热排出系统和厂用水系统等。此外，分析结果也指出，失效数据报告系统需要改进，应给出失效根本原因的分析，包括材料和在役条件对失效的影响。（3）组织有关核电厂老化管理的研讨会1984年开始，NRC委托圣地亚（Sandia）国立实验室先后组织了两次有关核电厂老化管理的研讨会。电力公司、国立实验室、工程公司、核蒸汽系统供

7、应商、材料研究有关的研究院和大学、电厂运行人员以及专业（电气、机械和结构）工程师等参加了研讨会。第一次研讨会致力于两个基本的老化问题：1）有哪些潜在的老化问题？2）就安全影响而言，这些老化问题的相对排序是什么？排序的依据是什么？在第一次研讨会前，每个参加者都完成了一份调查表，内容涉及已观测到的系统、部件的失效模式以及发现方法、失效原因和环境条件等。第一次研讨会期间汇编了调查表的内容，共识别了112个易于老化的部件。然后，由会议参加者进一步评价这112个部件老化问题的相对重要性。第二次研讨会在第一次研讨会成果基础上致力于两个进一步的问题：1）为了探测、预防和处理重要的老化问题，已经做了什么或者能

8、够做什么？2）处理和解决每一个老化问题的最好办法是什么？第二次研讨会期间，对于已汇编出来的14个常用部件（如压力传感器、阀驱动装置、柴油发电机、变压器、电缆、阻尼器等）老化问题资料作了进一步评价，既分析给出这些问题的安全重要性，也对解决这些问题提出研究、开发行动计划，并落实了相应的承担者。（4）采用概率论技术进行老化分析在上一世纪八十年代早期，NRC就提倡利用概率论技术进行老化分析。其中，较为典型的是采用基本与时间无关的评价部件老化风险敏感度的方法，对美国的三个核电厂（Oconee PWR 电厂2号机组、Calvert Cliffs PWR电厂2号机组和Grand Gulf BWR 电厂1号机

9、组）的各个部件计算了老化风险敏感度（风险敏感度随部件失效率的变化）。然后，各个部件按每个电厂的部件类型和系统分组，而各部件组则从最高的潜在风险影响到较低的潜在风险影响进行排序。1987年，NRC以NUREG/CR4769正式发表了在上述研究中建立的线性老化模型，这种模型将失效率的“澡盆曲线”与该曲线磨损部分的线性失效率相拟合。IAEA在1992年发布的“核电厂安全重要部件老化的控制方法”(Technical Report Series No.338)中，概要地介绍了美国NRC采用概率论技术进行老化分析的方法，指出可用于确定对部件进行老化管理的优先级。（5）提出和实施核电厂老化研究计划1）研究目

10、的和重点美国NRC于1987年正式提出全面的核电厂老化研究计划（NPAR）。NPAR计划的目的是解决与商用反应堆设备、系统老化和运行磨损相关的技术安全问题以及这些问题对电厂安全的可能影响。重点是运行期间材料和设备老化机理的识别与特征分析，以及对用来探测和缓解老化效应的检查、监督、状态监测和维修作出评价。NRC提出了一系列要在NPAR计划中回答的问题，包括： 哪些系统、结构和部件（SSCs）对可能危及公众健康和安全的老化效应很敏感？这些SSCs中，哪些是可维修的或可更换的？ 如果未经合适地维修和/或更换，一些材料、设备和结构在正常设计寿期内或延长运行期内的性能劣化可能对安全产生影响，那么这些材料

11、、部件和结构的老化机理是什么？ 在40年的设计寿命和延长运行期内，怎样确保已老化的SSCs的运行状态？ 在对安全产生影响之前是否可用目前可得到的探测和试验方法识别出所有相关的老化机理？如果不能，可采用什么措施加以改进？ 应采用什么准则来评价部件和结构的剩余寿命？需要哪些支持性证据（数据、保持的记录、分析、检查等）？ 应怎样选择需要进行综合老化评估和剩余寿命评价的SSCs？ 现在用以缓解老化效应的大纲（如维修、更换和修理）的有效性如何？ 需采取何种可靠性保证和维修大纲来确保已老化的安全系统和部件的运行状态？ 对于已有的法规和标准无法覆盖的老化问题，还需对法规和标准进行何种变更？应按什么进度开展此

12、类工作？2）选定系统或部件的分阶段研究首先，确定需要进行综合老化评估的系统或部件的优先级，选择准则包括系统或部件风险的潜在原因、核电厂的运行经验、以及专家对系统或部件老化劣化敏感性的工程判断。选定系统或部件的研究通常分两个阶段进行。在阶段，重点评价设计规格书，包括材料，工作环境，质量鉴定试验，运行经验，系统接口，检查、监督、监测和维修方法等。通过这个阶段的研究，初步识别出重要的老化模式，并对现有的检查、监督和监测方法作出评价。在阶段，进一步通过工程试验对选定系统或部件作出综合老化评估，并对改进检查、监督、监测和维修方法以及修订法规和标准提出建议。阶段的工程试验包括：对自然老化设备或模拟老化设备

13、进行试验；在实验室和现场验证检查、监督和监测方法；为了取代可能造成过度磨损的试验，开发新的检查或监测技术；验证评价剩余寿命的方法；确定有效的维修实践；对运行设备进行就地检测并进行数据收集；成本/效益分析。在NPAR计划执行的过程中，美国Shippingport反应堆已经退役，NRC从相关电力公司得到该反应堆许多大量自然老化的部件来进行专门的工程试验。3）NPAR的成果NRC通过合同的方式组织许多单位（如橡树岭国立实验室、布鲁克海文国立实验室、西北太平洋国立实验室等）参加NPAR的工程试验研究。这些单位发表的研究报告累计有几百份之多，其中，有71份被NRC列入核电厂运行执照延期更新有关法规的技术

14、指南文件体系，例如，轻水堆主要部件剩余寿命的评估（NUREG/CR-4731）、NPAR研究结果在检查活动中的应用(NUREG/CR-5507)、高压安注系统的老化研究（NUREG/CR-4967）、西屋PWR控制棒驱动系统的老化评估 （NUREG/CR-5555）、PWR辅助给水泵的老化和在役磨损（NUREG/CR-4597）、轻水堆缓冲器的老化研究（NUREG/CR-5870）、混凝土部件的老化及其对电厂延长运行的影响（NUREG/CR-4652）、工程安全设施所用逆止阀的老化和在役磨损（NUREG/CR-4302）。（6）要求安全重要SSCs执行指定功能的能力符合目前的执照申请基准（CL

15、B）对处在设计寿期的运行核电厂，NRC在老化管理方面的基本监管要求是确保安全重要SSCs执行指定功能的能力符合CLB（Current Licensing Basis）。CLB包括10CFR2，19，20，21，26，30，40，50，51，54，55，70，72，73，100及其附录中给出的NRC规定，同时，CLB也包括电厂特定的设计基准资料，而这些设计基准资料表述在最终安全分析报告以及执照持有者的各种承诺文件中。需要指出的是，NRC在安全重要SSCs的老化管理方面发布了一系列的专门法规和导则，同时，也明确规定采用相关的ASME或IEEE等工业标准。例如，对于反应堆压力容器的中子脆化，NRC发

16、布了10CFR50.60(轻水堆正常运行期间预防断裂措施的验收准则)，10CFR50.61（抵御承压热冲击的断裂韧性要求）和10CFR附录G（断裂韧性要求）。又例如，在电气/仪表的环境鉴定方面，规定执行10CFR50.49（核电厂安全重要电气设备的环境鉴定）,IEEE323和RG1.89（核电厂某些安全重要电气设备的环境鉴定）,而在抗震鉴定方面，规定执行IEEE344和RG1.100（核电厂电气和机械设备的抗震鉴定）。NRC于2001年7月发表了NUREG-1801核电厂老化的通用经验，即GALL报告。它以早先的报告NUREG/CR-6490为基础，而后者汇编了约500份电厂老化研究的资料（包

17、括前述NPAR的研究成果）。GALL报告对于运行电厂应建立的各种老化管理大纲给出了评价，可以认为，该报告反映了当今美国核电厂老化管理的水平和实践。3美国核电厂运行执照延期更新核安全监管的法规体美国NRC关于核电厂运行执照延期更新的核安全监管的法规文件体系包括联邦法规10CFR54以及相应的指南文件，后者可以在美国NRC的网址/reactors/operating/licensing/renewal/guidance.html 中检索到。（1）联邦法规10CFR54核电厂运行执照延期更新的要求如前所述，美国NRC在上一世纪九十年代初就了解到运行核电厂有申请延期运

18、行的要求，于是在1991年12月发布了10CFR54核电厂运行执照延期更新的要求。自这个最初的规则发布后，NRC和工业部门进行了各种实施该规则的活动。1994年9月，NRC提出了该规则的修改稿。1995年5月，发布了最终的修订稿。10CFR54的最终修改稿将重点放在长寿命的非能动结构和部件的老化效应以及限定时段老化分析（Time- Limited Aging Analysis）上，并允许电厂可以较多地依赖于CLB、维修规则（10CFR50.65）和电厂的现有大纲。联邦法规10CFR54规定了获取更新的运行执照所必须满足的要求，指出应在核电厂运行执照有效期不超过20年至有效期截止前5年的时间里提

19、交执照延期更新申请书，并且规定了申请书中必须提交的资料，包括一般资料、技术资料、技术规格书的变化、环境报告补充文件、最终安全分析报告补充文件等。为了得出上述资料，执照延期更新申请者必须首先确定执照更新规则所涉及的SSCs，然后组织开展电厂总体评价（Integrated Plant Assessment），确定要进行老化管理审查的结构和部件，并证实这些结构和部件的老化效应可以得到适当的控制，从而使得其在延长运行期内执行指定功能的能力符合CLB的要求。对于长寿命的非能动的结构和部件，要根据电厂的实际情况及其安全重要性组织开展限定时段老化分析（这里的限定时段通常考虑为电厂的设计寿期40年）。除了10

20、CFR54以外，10CFR51的A部分要求核电厂运行执照延期更新申请者还应编写环境报告补充文件。（2）相关的管理导则 NRC管理导则RG1.188核电厂运行执照延期更新申请书的标准格式和内容。NRC于1990年、1995年和2000年先后提出该导则的初稿DG-1009、DG-1047和DG-1104，导则的正式版本于2001年7月发布。该导则给出核电厂运行执照延期更新申请书的内容深度要求，同时，导则中指出了可以接受的申请书格式。 NRC管理导则RG4.2的补充文件1核电厂运行执照延期更新申请中环境报告补充文件的编写。NRC NRC于1991年和1998年先后提出补充文件1的初稿DG-4002和

21、DG-4005，该补充文件的正式版本于2000年9月发布。RG4.2的补充文件1指出环境报告补充文件是核电厂运行执照延期更新申请书的组成部分，并且给出了相应的格式和内容。（3）SRP-LR核电厂运行执照延期更新申请书的标准审查大纲（NUREG-1800）与NUREG-0800用来作为核电厂安全分析报告的标准审查大纲一样，NUREG-1800（SRP-LR）是NRC用来审查核电厂运行执照延期更新申请书的标准审查大纲。该文件发布于2001年7月，它是根据NRC对最初几份执照延期更新申请书的审查经验编制的，目的是确保NRC审评人员审查执照延期更新申请书的质量和一致性。对于每个审查领域，SRP-LR给

22、出审查的范围、验收准则、审查程序、评价意见和参考资料等。（4）GALL报告(Generic Aging Lessons Learned，NUREG-1801)SRP-LR为NRC审评人员提供审查执照延期更新申请书的指南，而GALL报告是SRP-LR的技术基础文件。在GALL报告中，对于反应堆冷却剂系统、工程安全设施、辅助系统、蒸汽和电力转换系统、结构和部件支撑、电气系统分别列出了要进行老化管理审查的各个部件，并列出了相应的材料、工作环境、老化效应/机理以及老化管理大纲的要点。需要指出的是，NRC在编制GALL报告的过程中，对于控制特定结构和/或部件的某些老化效应的每一个通用的老化管理大纲（总计

23、45份，其中有7份仅适用于BWR），都按照10个要素进行了评价。这10个要素是：大纲的范围，预防行动，监测或检查的参数，老化效应的探测，连续监测和老化趋势分析，验收准则，纠正行动，确认过程，行政控制和运行经验。通过这种评价，GALL报告指出了在现有的老化管理大纲中，哪些是适当的和不需要进行修改，而哪些大纲用于执照更新是应受到质疑的（即要作进一步的评价）。在SRP-LR中，已经强调NRC审评人员要将审评重点放在需作进一步评价的老化管理大纲上。另一方面，GALL报告也指出，核电厂运行执照延期更新申请者可以采用GALL报告中的老化管理大纲来编制其执照更新申请书，这将可以加快NRC的审评过程，但前提是

24、要确保电厂的老化管理大纲包含GALL大纲的所有要素，并且能论证电厂的条件可以包络在GALL大纲的条件内。随着不断积累审评核电厂运行执照延期更新申请书的经验，NRC已于2005年1月提出GALL报告第一次修订的初稿，在该初稿中进一步细分了要进行老化管理审查的部件，例如，反应堆冷却剂系统的部件分类从2001年版的50项进一步细分成73项，相应的材料、工作环境、老化效应/机理以及老化管理大纲的要点也反映了最新的评价成果。（5）核能研究院的指南文件NEI 95-10（执行10CFR54要求的工业指南）NEI 9510是由美国核能研究院（NEI）编制的执行10CFR54要求的工业指南，美国电力研究院（E

25、PRI）和许多电力公司参与了该指南文件的编制。NEI的第一版发表于1995年，其第三版发表于2001年3月。2005年1月，NEI 95-10再次升为第五版。NEI 95-10为核电厂运行执照延期更新的申请者提供编写申请书的方法，包括：如何确定属于执照更新范围的SSCs及其指定功能；如何确定要进行老化管理审查的结构和部件；如何确保老化效应能得到控制；如何进行有限时段老化分析（TLAAs）等。在美国NRC管理导则1.188中明确指出，核能研究院的NEI 9510“执行10CFR54(执照延期更新规则)要求的工业指南”（2001年第三版）提供了NRC可接受的方法，可用来使执照延期更新申请书的编写符

26、合10CFR54的要求。（6）检查手册（MCs）和检查程序（IPs）检查手册（MCs）和检查程序（IPs）的目的是，为NRC审评人员在执照更新申请书审评期间进行的检查提供指南。 在检查手册2516中指出，要制定执照更新检查大纲（LRIP）。LRIP为NRC审评人员检查申请者的执照更新工作大纲、文件和相关活动提供指南，也为评估申请者已实施大纲的适当性提供指南。 检查程序71002中指出，要以抽样的方式来检查验证：申请者执照更新工作大纲的实施情况符合10CFR54的要求；要进行老化管理审查的SSCs的材料状态符合10CFR54的要求和审评人员的评价；10CFR54所要求的资料和文件是可检索的和可监

27、查的。 （7）NRC审评人员的暂行指南（ISG）NRC审评人员的暂行指南（ISG）是对RG1.188以及SRP-LR和GALL报告等指南文件的澄清或调整，它们往往由核电工业界的人员提出并经NRC审评人员批准。到目前为止，NRC共发布了20份ISG,这些ISG涉及执照更新工作中有关SSCs的界定（如，全厂断电和防火有关的设备）、混凝土老化管理大纲、碳钢/低合金钢环境疲劳的老化管理、1级小口径管道裂纹的运行经验、利用松动部件监测系统控制压力容器堆内构件的预载丧失等。在2005年1月的GALL报告第一次修订版初稿和2005年3月的NEI 95-10第五版中，已经包括了上述ISG的有关内容。（8）其他

28、的技术文件 如前所述，NRC列出71份NPAR研究报告作为执行10CFR54的技术指南文件。 NRC还列出20份NUREG 报告作为执行10CFR54的技术指南文件。这些NUREG文件中有重要的研究成果，例如，美国核电厂结构和非能动部件的老化评估（NUREG-6679）,核电厂安全壳的老化管理（NUREG-1611）。同时，这些NUREG文件也包括了NRC已经发布的对已审评的核电厂执照延期更新申请书的安全评价报告。NRC建议核电厂执照延期更新申请者在编制其申请书时可适当地参考NRC的安全评价报告。4 核电厂运行执照延期更新所需开展的技术工作在美国，核电厂取得更新的运行执照要经过三个阶段。第一个

29、阶段是技术工作阶段，这个阶段是必须进行的，用来得到在执照更新申请书中要包括的资料。第二个阶段是编制执照延期更新申请书。第三个阶段是提交申请书以及NRC进行审查。在本节中，根据10CFR54以及相关的技术指南文件着重介绍美国核电厂运行执照延期更新所需开展的技术工作，包括电厂总体评价（IPA）和限定时段老化分析（TLAAs）的评价。4.1 电厂总体评价电厂总体评价涉及四个步骤：确定属于执照更新范围的SSCs；确定要进行老化管理审查的结构和部件（SCs）及其指定的功能；证实要进行老化管理审查的SCs的老化效应能得到适当的控制；必要时，建立新的老化管理大纲。（1） 确定属于执照更新范围的SSCs按照1

30、0CFR54.4的规定，下列SSCs属于执照更新论证工作的范围： 如果一个安全相关的SSC在设计基准事件期间及其后保持功能来执行下列功能的，均属于执照更新工作的范围： 保持反应堆压力边界的完整性； 反应堆停堆并保持在安全停堆状态的能力； 防止或缓解可能导致与规定限值可比的潜在厂外辐照事故后果的能力。 其失效可能妨碍满意地执行上述安全功能的所有非安全相关的SSCs。 依赖其执行下列NRC专门规定功能的SSCs，也要纳入执照更新工作的范围： 防火（10CFR50.48）； 环境质量合格鉴定（10CFR50.49）； 承压热冲击（10CFR50.61）； 预期瞬态未紧急停堆（10CFR50.62）；

31、 全厂断电（10CFR50.63）。执照更新申请者应按照电厂的CLB、实际的电厂经验、工业界的运行经验以及现有的专项工程评价来确定属于执照更新工作范围的SSCs。在NEI 95-10中指出，可以利用许多电厂的资料来确定上述SSCs。这些资料包括：经验证的数据库，设备母本清单，质量合格鉴定设备清单，FSAR，管道和仪表流程图，电气单线图或线路图，运行和培训手册，设计基准文件，总布置或结构轮廓图，执行维修规则（10CFR50.65）的文件，设计基准事件评价，存档的信函，系统接口文件，技术规格书，环境鉴定大纲文件，NRC 报告（包括安全评价报告），PRA摘要报告，应急运行规程和严重事故管理导则等。（

32、2）确定要进行老化管理审查的结构和部件（SCs）及其指定的功能一旦确定了执照更新范围内的系统、结构和部件，下一步就是确定其中哪些结构和部件要进行老化管理审查。10CFR54.21(1)规定：要进行老化管理审查的结构和部件必须包括下列结构和部件： 这些结构和部件执行§54.4中所述的功能，但不包括转动部件，也没有配置或特性的变化。这些结构和部件包括（但不限于）反应堆压力容器、反应堆冷却剂系统压力边界、蒸汽发生器、稳压器、管道系统、泵壳、阀体、堆芯罩盖、部件支撑、承压边界、热交换器、通风管道、安全壳、安全壳衬里、电气和机械贯穿件、设备闸门、抗震类构筑物、电缆和连接件、电缆托架和电气柜；不

33、包括（但不限于）泵（泵壳除外）、阀门（阀体除外）、电动机、柴油发电机、空气压缩机、阻尼器、控制棒驱动机构、通风挡板、压力传感器、压力指示器、水位指示器、电气开关设备、冷却风扇、晶体管、电池、断路器、继电器、开关、电源逆变器、电路板、电池充电器和电源。 根据鉴定合格使用寿命不进行更换的结构和部件。按照10CFR54.21(1)的规定，所有长寿命的非能动的结构和部件，只要执行指定功能而没有转动零部件或其配置或特性不发生变化的，均要作老化管理审查。然而，GALL报告指出，各个电厂要进行老化管理审查的结构和部件可能是不同的，具体取决于电厂的设计基准和CLB。对于如何确定进行老化管理审查的结构和部件，N

34、EI 95-10中指出：“合适方法的选择取决于申请者的资料管理系统。例如，如果有电厂设备的计算机数据库，申请者可以有效地进行逐个部件的审查过程，如果缺乏这样的数据库，申请者可采取手工审查的方法，审查中要用到系统管道和仪表流程图、电气单线图以及其他所需要的电厂文件。” 同时，NEI 95-10还指出，关键的一步是要确定系统或结构的评价边界，即查明系统或结构中用来确保执行指定功能所必须的部分。（3）老化管理审查老化管理审查的目的是证实老化效应能得到控制，可以确保结构和部件的指定功能在延长运行期内与CLB保持一致。NEI 95-10中指出，老化管理审查有三种方法，第一种方法是对一个结构、部件或物项组

35、作专门的审查，第二种方法参考相似结构或部件早先完成且已为NRC接受的审查结果。第三种方法考虑申请者现有的性能和工况监测大纲。在对一个结构、部件或物项组作专门的审查中，首先要查明和评估可能影响结构和部件执行其功能的老化效应。评估老化效应的活动包括：综合与结构和部件材料性质或设计裕度有关的资料；审查设计或材料性质，尤其是重要的参数，如腐蚀容限、疲劳循环、载荷条件、断裂韧性、抗拉强度、绝缘强度、辐射照射和环境暴露等；审查和评估结构或部件的运行和维修历史；评估工业界的经验及其适用性。在论证老化效应能得到控制方面，主要审查电厂针对结构或部件建立的老化管理大纲和相关的活动。一般说，老化管理大纲有四种类型：

36、预防性的，缓解型的，工况监测和性能监测。预防性的老化管理大纲防止老化效应发生，例如，涂漆大纲防止罐的外部腐蚀。缓解型的大纲旨在减缓老化效应，例如，化学大纲减缓管道的内部腐蚀。工况监测大纲检查和检验老化效应是否存在及其程度，例如，目视检查混凝土构筑物的裂纹，而管壁的超声测量检查冲蚀/腐蚀引起的管壁减薄。性能监测大纲检验结构或部件执行其指定功能的能力，例如，热交换器的热平衡测量可用来检验传热管的热传导功能。在某些情况下，可实施一种以上的老化管理大纲来确保老化效应得到适当的控制。与GALL报告中评价老化管理大纲的10个要素一样，NEI 9510 指出，老化管理大纲的审查内容包括： 大纲/活动的范围：

37、应包括要进行执照更新老化管理审查的特定结构和部件。 预防性行动：实际上能够缓解或防止劣化情况发生或老化效应，而它们的有效性要定期验证。 监测或检查的参数：对于提供与相关老化效应及其对指定功能影响有关的参数，要加以监测、检查和/或试验。应采用一个或多个可信的大纲在可能导致丧失结构或部件指定功能前探测出老化效应。 监测和趋势分析：提供适当的可预测性，以能及时采取纠正或缓解行动。 验收准则：针对验收准则进行评价，可以确定是否需要采取行动，而当不能满足验收准则时，要及时采取纠正行动。 确认过程：要有一个确认过程来确保已采取行动，并且纠正行动是有效的。 纠正行动：要及时采取纠正行动，包括确定根本原因和防

38、止再度发生，或者确定替代的行动。 行政控制：行政控制应建立正式的审查和批准过程。 运行经验：应审查大纲/活动有关的运行经验，包括以往的纠正行动和大纲的改进。通过上述审查，申请者应能得出结论，特定结构和部件的老化效应能得到控制，可以确信有合理的保证使得CLB将在延长运行期内得以保证。老化审查的第二种方法是参考相似结构或部件早先完成且已为NRC接受的审查结果。除了前面提到可参考GALL报告以及有关的NUREG文件（例如，NRC对各相关核电厂执照延期更新申请书的安全评价报告）以外，可以参考适用的NSSS（核蒸汽供应系统）供应商集团完成的专项研究报告。例如，西屋集团先后完成许多专项研究报告，这些报告可

39、供采用西屋NSSS的电厂在进行相关老化管理审查时参考或引述。下面列出一些西屋专项研究报告的实例： WCAP12866，安装在底部的仪表指套管的磨损，1991年。 WCAP13480，西屋Delta 75型蒸汽发生器的设计和制造，1993年。 WCAP14422，Rev.2-A，执照延期更新评价：反应堆冷却剂支撑件，2000年。 WCAP14574A，执照延期更新评价：稳压器的老化管理评价，2000年。 WCAP14575A，1级管道和相关压力边界部件的老化管理评价，1996年。 WCAP14577，Rev.1A，执照延期更新评价：堆内构件的老化管理评价，2001年。老化管理审查的第三种方法是采

40、用性能和/或工况监测大纲。实际上，10CFR54中没有规定老化管理大纲和活动的类型。因此，申请者有很大的灵活性来确定能满足需要的大纲和活动，这包括采用性能或工况监测大纲来证实长寿命的非能动结构或部件的老化效应将得到适当的控制，从而可以确保在延长运行期内将保持指定的功能。对于如何证实性能和工况监测大纲的有效性，NEI 9510中给出了具体的指南。（4）新的老化管理大纲如果申请者在老化管理审查后认为不能给出合理的保证来控制某个结构或部件的老化效应，则应建立新的老化管理大纲或作进一步的检查。对于新的老化管理大纲也要按前述的10个要素进行评价，对于进一步的检查，则要确定检查的内容和时间安排。4.2 限

41、定时段老化分析的评价限定时段老化分析（TLAAs）是运行执照持有者进行的计算和分析工作。下面介绍确定TLAAs的准则以及TLAAs的评价要求。（1）确定TLAAs评价的准则按照10CFR54.3的规定，执照持有者应根据下述6条准则来确定电厂需要开展的TLAAs评价： TLAAs涉及执照延期更新工作范围的SSCs。 考虑重要的老化效应，这些效应包括但不限于：物质损失、失去韧性、失去预应力、沉降、开裂和丧失绝缘性能。 计算和分析中考虑由目前的运行期确定的限定时段（例如，40年）。 执照持有者确定该分析与安全决策有关。 对于SSCs执行其指定功能的能力给出结论或提供作结论的依据。 TLAAs的结果要

42、以参考文件的方式包括或综合到CLB中。在SRPLR（NUREG1800）中列出的TLAAs评价的实例有： 反应堆压力容器的中子脆化分析； 金属疲劳分析； 电气设备的环境鉴定； 混凝土安全壳预应力钢筋丧失预应力； 安全壳衬里钢板和贯穿件的疲劳分析； 其他的根据电厂情况确定的TLAAs。（2） TLAAs的评价要求 按照10CFR54.21的规定，执照延期更新申请者对于所提出的TLAAs评价清单中的每一项，必须证实： TLAA分析在延长运行期内是有效的。通常，现有的TLAAs以目前的运行期（例如，40年）为基础。在有些情况下，原先的分析或者为解决运行期内遇到的新问题而作出的努力，已经可以证实TLA

43、A分析在延长运行期内保持有效。对于这种情况，应论证：分析中用到的条件和假定已经考虑了延长运行期内需要控制的老化效应；验收准则可保持来提供指定功能得以维持的合理保证。 验证TLAAs能覆盖到延长运行期末。TLAAs通常只考虑目前的运行期，然而，可通过重新评价TLAAs分析中的保守条件和假定来修改TLAAs。这样的例子包括：修改原先用到的过分保守的假定，采用新的或精细的分析技术，按照60年进行分析。通过这些努力，可能得出TLAAs能覆盖到延长运行期末。 证实老化对于执行指定功能的影响将在延长运行期内得到适当的控制。首先，要确定与TLAA问题有关的结构和部件，考虑TLAA分析的目的、用到的条件和假定

44、、验收准则和需要控制的老化效应。然后，采用前述老化管理审查的方法来证实在延长运行期内可以适当地控制老化效应。一般说，TLAAs评价应在执照更新申请时完成和提交。然而，在有些情况下，完成TLAAs评价的时间可能要到更新执照颁发以后。在这种情况下，申请者应在执照延期更新申请书中作出说明和承诺，包括：将采用的方法、验收准则、纠正行动以及什么时间提交完成的TLAAs评价。5 美国核电厂运行执照延期更新的情况5.1 概况截至2005年4月，在美国103个运行核电机组中，已有30个机组取得NRC颁发的更新运行执照，这些机组被允许在原有的执照有效期后继续运行20年。目前，有18个机组的运行执照延期更新申请书

45、正在接受NRC的审评，还有二十多个机组的运行执照延期更新申请书已经作出计划在最近几年中提交NRC审评。在美国NRC的网址/reactors/operating/licensing/renewal/applications.html 中可以了解到美国核电厂运行执照更新审评的进展情况。附表1给出美国核电厂运行执照延期更新情况的统计，包括机组名称、机组类型、功率水平、现有执照的有效期、提出执照延期更新申请的日期以及NRC已颁发或将要颁发更新执照的日期。可以看出，各申请者都是在现有执照有效期尚有205年的时间里提交执照延期更新申请书（有的离现有执照有效期末只有78年，

46、也有的在现有执照有效期二分之一刚过时就提交），而NRC审评申请书的时间需要12年的时间。在上述NRC网址中可以检索到每一份执照延期更新申请书，这些申请书的格式和内容深度是大致相同的，总页数在6001100页之间。由于篇幅的限制，附表2给出执照延期更新申请书的基本格式和内容。在NEI 9510中，对于执照延期更新申请书各章的编写内容给出了详细的指南。同时，从SRPLR中也可以了解到执照延期更新申请书各章编写应达到的内容深度。5.2 典型电厂的实例分析为了有助于进一步了解美国联邦法规10CFR54的实施要求以及相关技术指南文件的运用情况，本文给出一个美国核电厂运行执照延期更新的实例分析。所选择的实

47、例是Virgil C. Summer核电厂（简称VCSNS），该电厂只有一个西屋型PWR机组，功率为996MWe，原有的运行执照有效期为2022年8月6日。VCSNS的业主是SCE&E公司，该公司于2002年8月6日向NRC提出延长20年运行的执照更新申请书，NRC于2004年3月发表对该申请书的安全评价报告（NUREG1787），接着，于2004年4月23日向SCE&E公司颁发了VCSNS的更新执照，允许该电厂运行至2042年8月6日。由于VCSNS执照更新申请书（651页）和NRC的安全评价报告（706页）的篇幅很多，这里只分析三方面的情况：电厂总体评价；限定时段老化分析；

48、电厂老化管理大纲和相关活动。（1） 电厂总体评价在VCSNS执照更新申请书的第二章中，按照反应堆冷却剂系统、工程安全设施、辅助系统、蒸汽和电力转换系统、结构以及电气和仪表系统的分类，分别确定了要进行老化管理审查的部件及其指定功能。然后，在第三章中对第二章鉴别的每一个部件，给出了详细的老化管理审查结果。反应堆冷却剂系统、工程安全设施、辅助系统、蒸汽和电力转换系统、结构（包括安全壳、结构和部件支撑件）以及电气和仪表系统的老化管理审查结果均各按两份表格给出。一份是针对特定部件与老化效应/机理的组合，分析NUREG1801（GALL报告）相应评价结果的适用性和需要进一步评价的内容。另一份分析与NURE

49、G1801情况不同或NUREG1801中未作分析但仍需要考虑的部件与有关的老化效应/机理。附表3以VCSNS反应堆冷却剂系统为例，给出对照NUREG-1801的老化管理审查结果。在附表3中，对于35个（类）部件与老化效应/机理的组合（例如，反应堆冷却剂压力边界部件与累积疲劳损伤，蒸汽发生器壳侧组件与由于点蚀和裂隙腐蚀造成的材料损失，中子通量大于1017n/cm2的压力容器铁素体（E> 1MeV）与由于中子辐照脆化造成的断裂韧性丧失，），说明了所采用的老化管理大纲以及与NUREG1801相应老化管理大纲的比较分析，并指出了需要进一步评价的内容（如果有）。在VCSNS的申请书中还分析了与NU

50、REG1801不同或在NUREG1801中未作分析的15个（类）反应堆冷却剂系统部件。对于这些部件，均分析了材料、环境和老化效应/机理，并对所采用的老化管理大纲的有效性作了说明。对于工程安全设施、辅助系统、蒸汽和电力转换系统、结构以及电气和仪表系统，申请书中也给出了与NUREG1801相对应的特定部件与老化效应/机理的组合及其老化审查结果。其中， 工程安全设施：分析了12个（类）部件与老化效应/机理的组合，例如，应急堆芯冷却系统的管道、连接件和阀门与累积疲劳损伤，高压安注泵节流孔板与冲蚀造成的材料损失。 辅助系统：分析了25个（类）部件与老化效应/机理的组合，例如，乏燃料水池冷却和净化系统的部

51、件与由于总体腐蚀、点蚀和裂隙腐蚀等造成的材料损失，热交换器与应力腐蚀造成的开裂和裂纹扩展。 蒸汽和电力转换系统：分析了13个（类）部件与老化效应/机理的组合，例如，给水管线、蒸汽管线和辅助给水管道与累积疲劳损伤，辅助给水管道由于总体腐蚀、点蚀和裂隙腐蚀等造成的材料损失，碳钢部件的外表面由于总体腐蚀造成的材料损失。 安全壳、结构和部件支撑件：分析了29个（类）部件与老化效应/机理的组合，例如，贯穿件、套管、贯穿波纹管和异种金属焊缝与累积疲劳损伤，贯穿件、套管、贯穿波纹管和异种金属焊缝与载荷循环和应力腐蚀造成的裂纹，人孔和设备闸门与腐蚀造成的材料损失。 电气和仪表系统：分析了5个（类）部件与老化效

52、应/机理的组合，例如，按照10CFR50.49要求进行环境鉴定的电气设备与由于各种原因造成的性能劣化，不要求按10CFR50.49进行环境鉴定的电缆和连接件与脆化、开裂等导致的绝缘性能下降。此外，对于工程安全设施、辅助系统、蒸汽和电力转换系统、结构以及电气和仪表系统，申请书中也给出了与NUREG1801不同或在NUREG1801中未作分析的部件评价（包括材料、环境、老化效应/机理和老化管理大纲的有效性）。这些系统和结构的分析部件数量分别为：7、28、6、10和5个（类）。综上所述，VCSNS执照延期更新申请书中对照NUREG1801共审查了119个（类）部件与老化效应/机理的组合，同时，还对与

53、NUREG1801不同或在NUREG1801中未作分析的情况，给出了71个（类）部件与老化效应/机理的评价。在NUREG1801中指出，每个电厂要进行老化管理审查的结构和部件是不同的，具体取决于电厂的设计基准和CLB，但上述VCSNS老化管理审查的数量可以给出一个数量级的概念。（2）限定时段老化分析（TLAAs）的评价在VCSNS执照延期更新申请书中，TLAAs评价的清单如下： 反应堆压力容器的中子脆化分析：分析内容包括夏比上坪台能（Charpy Upper Shelf Energy），承压热冲击，压力温度（PT）限值。 金属疲劳分析：分析的内容包括ASME第卷的1级部件以及ASME第卷的2级

54、和3级管道。 环境鉴定：分析内容涉及安全重要电气设备的环境鉴定。 混凝土安全壳预应力钢筋：分析内容涉及混凝土安全壳预应力钢筋的预应力丧失。 安全壳衬里钢板、金属安全壳和贯穿件的疲劳分析：内容包括安全壳钢衬里、金属安全壳、安全壳隔离波纹管、安全壳隔离断裂韧性和辐照效应。 其他的TLAAs：分析涉及主泵飞轮、LBB（先漏后破）分析、吊车载荷循环限值和厂用水取水构筑物沉降。下面举例说明TLAAs的分析内容摘要以及NRC的评价结论。 反应堆压力容器的中子脆化分析包括夏比（Charpy）上坪台能（Upper Shelf Energy，即USE），承压热冲击，压力温度（PT）限值： 夏比上坪台能：10CF

55、R50附录G“断裂韧性要求”规定，反应堆压力容器环带区材料在未辐照前的USE不小于75ft-Ibs，在反应堆压力容器整个寿期内不小于50ft-Ibs。VCSNS申请书中利用第一批三个监督管检查得出，至现有的40年执照有效期末（即32个有效满功率年，EFPYs），环带区最有制约性的材料的USE值为67.5 ft-Ibs。在此基础上进一步计算每种环带区材料在60年寿期末（54个EFPYs）的USE值。根据西屋研究报告WCAP15101得出，54个EFPYs时压力容器外表面的中子通量（E>1.0MeV）为6.40×1019n/cm2。申请者的分析中指出，中间壳板含0.10wt%的铜是

56、最有制约性的材料，而焊材中铜的最高百分比为0.05wt%。计算结果是：对于最有制约性的板材，未辐照的USE值在纵向为132 ft-Ibs，横向值为75 ft-Ibs，而在60年寿期末分别为91 ft-Ibs和51.75 ft-Ibs；焊材未辐照的USE值为91ft-Ibs，而在60年寿期末为62 ft-Ibs。NRC利用R.G.1.99中的方法也作了估算，结果证实申请者的计算分析是保守的，可以满足验收准则的要求。 承压热冲击（PTS）：10CFR50.61“抵御承压热冲击事件的断裂韧性要求”规定，对于最有制约性的材料，最大无延性参考温度RTPTS必须保持为：板材、锻件和纵焊缝的RTPTS低于2

57、70，环焊缝的RTPTS低于300。申请者根据西屋研究报告WCAP15103以及已取出的三个监督管，计算了32个EFPYs（40年运行期）和48个EFPYs的RTPTS，结果均满足验收准则。申请者承诺，在以后再取出一个监督管时（目前还有两个监督管）将作进一步计算，同时说明已增加了剂量计来监测压力容器的中子通量。NRC利用R.G.1.99的方法也作了估算，认为申请者在计算中用到了保守的RTNDT，其结果和承诺是可以接受的。 压力温度（PT）限值：申请书中说明了目前的PT曲线是如何建立的，指出环带中子通量是修改PT曲线的主要因素。申请者承诺，在以后再取出一个监督管时将作PT曲线的修正计算，同时说明已增加了剂量计来监测压力容器的中子通量。NRC指出申请者采用了R.G.1.99的方法，其结果和承诺是可以接受的。 金属疲劳分析：金属疲劳分析涉及ASME 1级部件（压力容器和反应堆冷却剂系统（RCS）部件）和ASME 2级和3级管道。对于RCS部件，设计准则是累积使用因子CUF不超过1.0。ASME 2级和3级管道的设计准则是：当瞬态循环数小于7000时，应力