孟凡江，石秀强，窦一康，张 翟，许 锋，胡正林

(1.上海核工程研究设计院，上海 200233；2.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 214303)

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

孟凡江1，石秀强1，窦一康1，张 翟1，许 锋2，胡正林2

(1.上海核工程研究设计院，上海 200233；2.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 214303)

本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤，最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650 机组堆内构件的老化评估。

堆内构件；筛选准则；FMECA；老化评估

由于处于高温、高压和高辐照的运行环境中，压水堆核电站堆内构件不可避免地会发生老化。考虑到堆内构件众多部件的材料性能、承受的环境温度、遭受的中子注量、是否承载等各不相同，堆内构件部件的老化(Degradation)会由不同的老化机理引起。为保证堆内构件不因老化而失去预期功能或丧失结构完整性，必须对其部件的老化程度进行评估并开展老化管理。根据国际原子能机构(IAEA)安全报告系列文件之一[1]，系统、构筑物和部件(SSC)系统化老化管理过程的计划、实施、检查和行动(PDCA)循环是以老化机理认知为中心的一系列相关活动的建立和优化，包括总体规划、设备的合理运行/使用、设备的检查/监测/评估和有针对性的设备维修等。……