刘文静　谢峰　韩勇　游洲　李朋

【摘 要】早期核电厂的设计中，主要从经济角度确定设计寿命。实际运行经验表明，核电厂到设计寿命时，主体仍可安全运行。为进一步确定核电厂寿期内及延寿后的安全性，开展了老化管理工作。电仪设备的老化评估筛选是老化管理的重要组成部分。通过对重要度、老化的敏感度和难易度3项指标的综合评分，筛选出需进一步老化研究和管理的设备清单，以保证在满足安全性的同时，经济合理地开展老化研究和管理工作。

【关键词】核电厂；老化管理；电仪设备；筛选

0 引言

1956年，英国CalderHall核电厂投产，标志着核电正式开始商用。早期的核电厂设计寿命是基于投资回报得出的，通常是30年到40年。然而，实际运行经验表明，超出设计年限后，核电厂主体仍然处于安全可用状态，满足安全运行要求，这就使得原有核电厂的延寿成为可能，从而进一步提升其经济性和环境效益。

核电厂有众多系统、构筑物和部件（SSCs），因使用材料、功能、使用环境等各种因素的差异，部分设施难以达到电厂的设计寿命，更不可能满足延寿要求。为了保证核电厂的安全运行，并为延寿工作提供技术保障，核电厂的老化管理逐渐受到重视。

目前，世界范围内已开展了一些关于核电厂设备老化的研究，其中以美国的研究最为深入。目前比较著名的是GALL（Generic Ageing

Lessons Learned）和IGALL（International Generic Ageing Lessons Learned）。研究的内容既包括老化带来的SSCs的性能下降，也包括技术、标准和管制要求更新带来的改进需求。核电厂中，仅设备就数以万计，如果对所有SSCs均进行老化管理，则工作量十分浩大，既难以执行，也无必要。为保证老化管理工作的有效展开，兼具合理的经济性，需要借鉴分级的思想，对设备进行老化评估筛选，视具体情况采取不同的老化管理策略。

1 老化评估筛选

1.1 老化管理的基本思想

老化管理，理论上涉及到核电厂的所有系统、构筑物和部件，需要对其定量分析和评价，制定维护、在线监测、试验、监控、运行、技术支持等与老化密切相关的程序和活动。

核电厂在设计之初，为达到安全性和经济性的平衡，广泛采用了以安全为衡量标准的分级思想，根据SSCs对核安全的影响，对其进行核安全分级。这种分级也成为老化评估筛选的主要依据。

在老化筛选中，首先关注安全相关的SSCs，即它们能：（1）保持反应堆冷却剂压力边界的完整性；（2）使反应堆停堆并保持在安全停堆状态；（3）防止或减少向环境释放大量放射性的事故后果。核电厂老化管理重点关注安全级别高，老化效应对电厂运行影响严重的SSCs，如反应堆压力容器、蒸汽发生器等。

对于非安全的SSCs，一般不予考虑。但是一些非安全的SSCs，其失效可能会影响安全功能的执行，即安全重要的非安全相关类，则也应筛选出来。

另外一些重要的专项要求也需要考虑，如影响电厂安全的防火（FP）、环境鉴定（EQ）、预期瞬态未停堆（ATWS）以及涉及全厂断电（SBO）的SSCs也应纳入老化管理的范畴。

1.2 老化评估筛选的步骤

老化评估筛选分为两个步骤和四个判据。第一步是根据系统或构筑物的安全分级筛选，第二步是确定需要开展老化管理研究的设备清单，见图1：

步骤1：根据系统或构筑物的安全分级筛选

列出全厂的系统清单及其安全分级。如果其与核电厂安全无关，则不需要进一步老化评价和筛选。如果其与核电厂安全有关，则保留，以供进一步筛选。

系统的安全功能在设计时已进行了划分，此步骤可直接根据设计成果，筛选出的是一份较短的特定系统清单。

步骤2：确定需开展老化研究的设备和部件清单

根据步骤1筛选出的系统清单，进一步列出组成这些系统的设备和部件。因各设备和部件功能、结构、运行方式以及已有的老化管理方式的不同，并非都需要进一步开展老化研究。为此，总结了3个判据，依次进行详细分析，定量评价，完成进一步筛选。

1）确定设备失效是否会导致系统安全功能丧失，应考虑以下几个因素：

（1）当部件不能满足其最低限度性能要求（包括所需的安全裕度）时，认为设备和部件失效；

（2）假定性能劣化是由老化造成的；

（3）根据设备和部件对安全功能的重要性分别考虑；

（4）不考虑设备和部件的多重性或多样性。

2）确定老化引起的性能劣化是否可能导致设备失效，应考虑以下几个因素：

（1）将设备和部件的设计寿命作为评价失效可能性的依据；

（2）需考虑当前对设备和部件老化机理的掌握程度；

（3）分析设备和部件失效的工业经验和电厂运行经验。

3）分析目前的运行维修方式是否能及时探测到设备的老化引起的性能劣化，应考虑以下几个因素：

（1）现有的设备和部件工况指标是否适合用于监测老化所致的性能劣化；

（2）现有的技术是否能有效监测这些工况指标；

（3）现有的运行、维护方式是否合适。

步骤2完成后，便完成了设备和部件老化的评估筛选工作，得到了一个量化的用于进一步老化分析的设备清单。

2 方家山核电厂电仪设备的老化评估筛选

2.1 电仪设备老化评估筛选的方法

电仪设备的老化评估筛选在上述步骤的基础上，进行了进一步细化和补充，从重要性、老化的可能性和难易度三个维度设定了量化评价指标。

2.1.1 重要性得分

重要性得分从安全等级和概率安全评价（PSA）两方面考虑，各设定3个等级，得分为从高到低依次为3、2、1，选取两者最高得分作为重要性得分。安全等级主要反映了设备在核安全分级上的重要性，而PSA得分则兼顾了安全重要的非安全相关类设备，这两类得分依据均可从设计文件中获得。

2.1.2 可能性得分

老化的可能性得分充分借鉴了国际国内已有的工作成果，评定的依据是经验反馈和GALL/IGALL是否关注。同类电厂的经验反馈最具有可比性，定为3分；GALL和IGALL分别是美国核管会（NRC）和国际原子能机构（IAEA）发布的核电厂老化研究报告，系统地介绍了核电厂老化经验反馈，被报告关注的设备定为2分；来自其它途径的经验反馈则定为1分。三类经验反馈分别评定后，取最大值为可能性得分。

2.1.3 难易度得分

难易度得分主要根据是否能动及寿命长短来考虑。

能动设备或部件：依靠触发、机械运动或动力源等外部输入工作的设备或部件，因而能以主动态影响系统的工作过程的设备或部件。能动设备和部件的例子有：泵、风机、继电器和晶体管等。实际上这一定义只能是比较笼统的（非能动部件的定义也是如此）。某些部件，如某些固态电子器件等，需要对其特性进行专门研究后方可列属能动部件或非能动部件。能动电仪设备主要有：电机、空压机、柴油发电机、阀门（主要指驱动头）、各类传感器、开关装置、配电装置、冷却风机、晶体管、电池、断路器、继电器、变压器、电源逆变器、电池充电器、电源等。

非能动设备或部件：不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入工作的设备和部件。非能动设备或部件内一般没有活动的组成部分，其功能的执行系统在感受到某种参数，如压力、温度、流量的变化后完成。此外，基于不可逆动作或变化，又十分可靠的设备或部件，也可划为这个类别。非能动电仪设备主要有：接线盒、电缆和接头、电气贯穿件等。

短寿命：基于鉴定寿命或规定的时间进行周期更换的设备和部件。

长寿命：不是基于鉴定寿命或规定的时间周期进行更换的设备和部件。

对于能动、短寿命的设备和部件，一般其老化管理研究比较充分，有充足的成果和经验，运行维护中也容易监测到其性能的劣化，因而分值较低。反之，非能动、长寿命的设备和则得分较高，需要进一步研究。非能动长寿命设备和为3分，非能动易老化部件为2分，其余则为1分。

按照上述3项指标的乘积得出综合值，见图2。根据综合值进行分级和排序，得出设备的老化管理分级，为下一步老化管理工作提供依据。结果分为三级，综合值18-27为一级（关键），综合值为7-17的定为二级（重要），综合值为1-6的定为三级（一般）。

将筛选初定SSCs按设备类型、材质、运行环境、温度、老化效应等参数进行归类，得到老化管理的一、二、三级设备清单。将纳入老化管理的设备；逐一进行部件分级并确定出老化管理的重要部件，得到老化管理设备部件清单，完成老化评估筛选工作。

2.2 方家山电仪设备的老化评估筛选结果

按照上述设备老化筛选方法，筛选出满足执行安全功能＼FP＼EQ

＼ATWS＼SBO的系统约占核电厂所有系统的28%，纳入老化管理的电仪设备约占全厂电仪设备的9%左右，其中一级设备占5%，主要为电气接线盒、贯穿件、连接器，二级设备占1%，有部分辐射监测表、堆外核测探测器、柴油发电机等，三级设备占6%，为其他安全相关的机柜、仪表、泵等。对于一级设备需优先关注并制定专门的老化管理大纲，对于二级设备应明确其老化机理，持续关注老化状态，对于三级设备则应关注业界经验反馈，必要时进行老化管理审查。

3 总结

目前，国内核电进入了高速发展阶段，国内数个机组处于在建或在役状态，同时也有秦山一厂这样将要到达设计寿命的电站。鉴于核电厂安全运行和延寿的需要，对设备的老化管理将日益受到重视。本文参考HAD导则和IAEA报告，以设备的核安全分级为基础，结合设备自身老化特性、已有的运行和维护经验，制订了适合我国情况的老化筛选方法，为经济合理地开展老化工作奠定了基础。通过在方家山项目上实施的筛选结果看，与国际上重点关注的老化设备类型基本一致。

【参考文献】

[1]10CFR54，核电厂执照更新要求[S].

[2]HAD 103/12-2012，核动力厂老化管理[S].

[3]HAF J 0068-1998，核电厂安全重要设备老化控制方法[S].

[4]HAD103/11-2006，核动力厂定期安全审查[S].

[5]Methodology for the management of ageing of nuclear power plant components important to safety[R].IAEA Technical Reports Series No.338，1992.

[责任编辑：王楠]