核电厂风险指引型管道在役检查应用研究

2012-06-26郗海英范岩成

核科学与工程 2012年1期

郗海英，王琪，范岩成

（1.苏州热工研究院有限公司电站运行技术研究中心，江苏苏州215004；2.大亚湾核电运营管理有限责任公司技术部，广东深圳518124）

在核电厂的运行寿期内，设备、部件会受到应力、温度、辐照、腐蚀、振动等多种因素的影响，易发生老化、脆化、疲劳，使其材料性能下降，进而形成裂纹而影响部件的正常运行，最终影响电厂的安全性。这些后果又与电厂的运行时间直接相关，并且难以做出预测。为了及时掌握设备部件的性能状态，安全监管部门要求核电厂必须制定并实施在役检查（ISI）大纲，从管理上保证在核电厂运行寿期内对其系统与部件进行定期检查，找出其可能受到的损伤及缺陷，以判断是否可继续满足核电厂安全运行的要求。

目前，核电厂ISI大纲是以确定论的应力分析、专家判断和运行经验等为基础制定的，如美国核电机组的ISI大纲实施的是美国机械工程师协会（ASME）的《锅炉和压力容器规范》第Ⅺ篇（ASME BPVCⅪ）；法国核电机组实施的是《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规范》（RSEM）。随着核工业界对核电厂管道ISI的经验总结以及安全评估技术的发展，特别是概率安全评价（PSA）技术的发展与应用，在核电厂管道ISI领域已经形成了风险指引型管道在役检查（RI－ISI）方法。本文介绍该方法的主要原理及其形成过程，以及美国电力研究所（EPRI）新方法在大亚湾核电站的试点分析；同时阐述了在大亚湾和岭澳核电站实施RI－ISI存在的难点，并提出了相应的建议。