呂云鶴，初起寶，王 臣，曾 珍，車樹偉，馬若群，*

（1.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中機生產力促進中心，北京 100044）

自20世紀80年代開始，國際上已開始普遍關注到核電廠在服役過程中構筑物、系統(tǒng)和部件（Structure System and Components，簡稱SSCs）所出現(xiàn)的老化現(xiàn)象，并開展相關研究以緩解SS?Cs的老化對核電廠安全運行的影響，進而延長核電廠的運行期限［1］。目前，國際上應用較多的核電廠執(zhí)照更新（License Renewal，簡稱LR）或運行許可證延續(xù)（Operating License Exten-sion，簡稱OLE）體系主要有兩類，即美國核管理委員會（Nuclear Regulatory Commission，簡稱NRC）執(zhí)行的LR體系［2-3］和國際原子能機構（Internation?al Atomic Energy Agency，簡稱IAEA）倡導的長周期運行（Long Term Operation，簡稱LTO）體系［4］。我國國家核安全局在借鑒國際良好實踐的基礎上，于2015年制定并頒布了OLE技術政策［5］，用于指導國內核電廠OLE的申請和審查工作。

盡管各體系在論證核電廠延續(xù)運行的整體評估范圍內SSCs篩選、老化效應識別、老化管理大綱（Ageing Management Program，簡稱AMP）審查的方法上存在一定差異，但在核電廠整體評估（Integrated Plant Assessment，簡稱IPA）流程上卻是相同的。如圖1所示，核電廠整體評估實質上是完成了評估范圍內的SSCs篩選和老化管理審查（Ageing Management Review，簡稱AMR）［6-7］，AMR則包括了老化效應識別、AMP審查以及對老化管理活動實施的評估，而我國OLE技術政策中并未對AMR審查方法給出具體明確的要求。

圖1 IPA流程Fig.1 Process of IPA

而美國作為國際上擁有在運機組數(shù)量最多的國家，截至2020年年底，美國NRC總共受理了97臺機組的LR申請，其中89臺機組通過了審查并繼續(xù)運行［8-9］。此外，美國NRC還完成了6臺機組的第二次LR申請審查，該6臺機組的運行期限由60年延續(xù)到80年，另有4臺機組正在進行第二次LR審查，預計2021年年底前還將會有5臺機組提交第二次LR申請。美國通過對近百臺機組的LR審查，已建立了一套較為完善的審查流程，針對核電廠LR過程中的評估范圍界定、物項篩選、老化管理審查、時限老化分析等開發(fā)了較為完整的技術文件體系和審查流程。因此，對國內外商用核電廠老化管理審查現(xiàn)狀進行研究，尤其是對美國LR體系下的AMR方法進行分析與研究，可以為我國核電廠后續(xù)AMR審查提供支持，并為完善我國OLE體系提供參考和借鑒。

1 國內外老化管理審查現(xiàn)狀

1.1 美國執(zhí)照更新體系下的AMR

美國是開展核電廠老化管理研究，且實施核電廠LR體系較早的國家。如表1所示，在經過近40年的研究和經驗積累，美國已經制定了一套較為完整的法規(guī)導則文件體系，用于支撐核電廠LR的各個環(huán)節(jié)。

表1 美國核電廠LR申請指導文件Table 1 Guidance documents of nuclear power plants LR application in the U.S.

在上述完整的技術文件體系下，美國NRC已經形成了一套具有良好實踐的LR流程。如圖2所示，美國LR安全審查流程主要由安全評估審查和現(xiàn)場檢查組成，而SSCs的篩選及其老化管理審查作為整個LR安全審查過程中的重要內容［2］，在安全評估審查和現(xiàn)場檢查中均有明確的要求。

圖2 LR審查流程Fig.2 Process of the review for LR application

按照10 CFR 54.21（a）（3）的要求［10］，對于篩選出的SSCs，必須證明其老化降質得到了充分有效的管理以保障其預期功能在延續(xù)運行期間內符合當前安全基準的要求。由此可知，美國LR體系中老化管理審查的目的是為了確保老化效應得到有效控制，不會影響SSCs執(zhí)行其預期功能，進而保證核電廠在延續(xù)運行階段維持在一個可接受的安全水平。

此外，老化管理審查作為LR申請文件的主要內容，在該部分內容中申請者需要對老化效應的識別方法、識別過程以及識別結果進行評估，并對管理老化效應的AMP有效性進行評估，同時還需要進行現(xiàn)場核查來評估老化管理活動的實施情況，LR體系下的AMR流程如圖3所示，NRC針對審查流程中的每一個環(huán)節(jié)都有具體明確的方法指導。

圖3 LR的AMR流程Fig.3 Process of AMR for LR

1.2 IAEA長周期運行體系下的AMR

IAEA所提倡的LTO體系是基于核電廠全壽期老化管理來實現(xiàn)的，一般是基于定期安全審查結果來評估核電廠是否能夠進入到下一運行周期［11］。而IAEA于2018年發(fā)布了安全導則SSG-48《核電廠老化管理和支持長周期運行大綱的開發(fā)》，該導則修訂并取代了IAEA于2009年發(fā)布的NS-G-2.12《核動力廠老化管理導則》［12］，同時還取代了IAEA較早發(fā)布的2份安全報告。該導則考慮了全球范圍內核電廠老化管理方面取得的進展，并擴大了其適用范圍，包括對維持核電廠在延續(xù)運行期間的安全進行了規(guī)定［4］。

其中，對于LTO體系下的AMR方法，如圖4所示，SSG-48要求核電廠應基于老化認知的情況，來識別評估范圍內SSCs的老化效應及老化機理，并識別出適用的AMP，進而論證核電廠對老化效應進行了有效管理，能夠使機組維持在安全運行狀態(tài)。但與美國LR體系相比，SSG-48僅對AMR給出了原則性要求，缺少具體可行的方法指導。

圖4 LTO的AMR審查流程Fig.4 Process of AMR for LTO

1.3 國內核電廠的AMR

如圖5所示，按照我國核安全監(jiān)管要求，核電廠的老化管理主要通過兩種形式完成，即定期安全審查和OLE審查。其中，核安全導則HAD 103/11《核動力廠定期安全審查》［13］中規(guī)定老化要素作為定期安全審查的14個要素之一，應進行獨立審查，以確定核電廠老化管理體系是否建立，核電廠SSCs的老化效應是否得到有效管理。而OLE技術政策是對國內核電廠運行許可證到期后開展延續(xù)申請和審查的指導文件，針對OLE范圍界定和篩選給出了具體的原則和方法，但對于SSCs的AMR則僅給出了原則性要求，核電廠應對其使用的AMR方法進行描述，并證明SSCs的老化效應得到了合理控制，且不會影響其在延續(xù)運行期間執(zhí)行預期功能。其中，對于核電廠所使用的AMR方法，并未給出具體明確的要求。

圖5 國內核電廠老化管理要求Fig.5 Aging management requirements for nuclear power plants in China

雖然HAD 103/12《核動力廠老化管理》［14］中規(guī)定核電廠對審查范圍內的SSCs進行AMR時，要獲得老化的認知、老化的監(jiān)測、老化效應的緩解三個方面的信息和知識，但對于采用何種AMR方法來獲得上述信息并未給出具體可執(zhí)行的指導。通過我國秦山核電廠OLE申請和審查實踐可知，其采用的AMR方法主要是參考美國LR體系推薦的方法以及國內外核電廠的運行經驗。因此，對美國LR體系下的AMR方法進行深入分析和研究，有助于推動我國核電廠運行許可證延續(xù)申請的審查工作。。

2 美國AMR方法分析與研究

2.1 老化效應識別

老化效應識別和評價過程的實質就是收集需要進行AMR的構筑物、設備的材料和服役環(huán)境信息，并梳理分析某部件在特定服役環(huán)境下的老化降質對該部件執(zhí)行預期功能的影響。美國核能研究所（Nuclear Energy Institute，簡稱NEI）于1995年和2017年分別發(fā)布了行業(yè)指南用于指導美國核電廠在首次LR以及后續(xù)LR中執(zhí)行10 CFR 54的要求，以滿足NRC的監(jiān)管要求。其中介紹了幾種美國LR體系中常用的老化效應識別方法，即材料-環(huán)境-影響因素分析法、區(qū)域分析法、基于預期功能喪失的分析法三種方法［15-16］。然而，不論核電廠選擇何種方法，進行老化效應識別的前提條件都是一樣的，都需對部件的材料、服役環(huán)境、預期功能等信息進行匯總分析。

通過對三種方法進行對比分析可知，材料-環(huán)境-影響因素分析法側重于除材料、服役環(huán)境等因素外，隨著核電廠運行時間的增加，其他影響因素的暴露，所導致的一些潛在老化效應的影響。區(qū)域分析法側重于復雜環(huán)境對部件老化行為的影響，其實質是將復雜環(huán)境劃分成幾個環(huán)境信息相近的區(qū)域，再通過幾個區(qū)域的環(huán)境信息對部件老化行為的影響來判斷其對部件預期功能的影響?；陬A期功能喪失的分析方法實質是一種排除法，申請者基于設計工況條件來證明某種老化效應不會影響部件執(zhí)行其預期功能，進而不需要對該老化效應進行管理。

由上可知，三種方法之間的差異主要是在進行老化效應識別時的側重方向不同，但其結果是一致的，均要給出影響部件在延續(xù)運行期間執(zhí)行其預期功能的老化效應識別結果。由于美國擁有多臺機組的老化管理審查實踐和數(shù)據(jù)積累，美國核電廠現(xiàn)階段開展審查一般是參考NRC的技術文件NUREG-1801《核電廠老化管理通用經驗（GALL）報告》［3］進行一致性審查來識別部件的老化效應，而上述三種方法則更多是應用于核電廠特有老化效應的識別過程。

以國內OLE審查為例，由于國內相關標準和規(guī)范尚不健全［5］，在申請和審查過程中參考了國際或其他國家標準。其中，老化效應識別主要是參考了美國的方法，對比GALL報告開展一致性審查，但由于國內外機組在設計、建造、運行等過程中存在的差異性，GALL報告中所列條目并不能完全包絡國內機組的實際情況，而對GALL報告中未包絡的情況再按照特有老化效應的識別進行審查。

因此，按照上述識別過程，以國內某壓水堆核電廠M310機組的蒸汽發(fā)生器（Steam Genera?tor，簡稱SG）傳熱管為例，SG傳熱管為鎳基690合金材質，傳熱管內外服役環(huán)境不同，內部環(huán)境介質為一回路反應堆冷卻劑，外部環(huán)境介質為二回路水，傳熱管是一回路壓力邊界，同時也承擔著將堆芯熱量傳遞給二回路的換熱功能，則其常見的老化效應識別結果應如表2所示。

表2 傳熱管幾種常見的老化效應識別結果Table 2 Identify results of several common aging effects of SG

2.2 老化管理大綱審查

AMP作為核電廠老化管理的主要程序文件，是核電廠實施老化管理措施和活動的依據(jù)文件。如表3所示，按照AMP的主要用途可將其分為四類［15］。在某些情況下，針對某個部件所涉及的老化效應可實施多個AMP來確保其老化效應得到有效管理，也就是說AMP是通過對老化效應的管理來保證構筑物或部件的使用性能。因此，核電廠通過對這些大綱進行審查和評估，可以證明相應部件的老化效應能得到有效控制，不會影響部件執(zhí)行其預期功能，進而保證機組在延續(xù)運行期間能夠安全可靠運行。

表3 老化管理大綱類型Table 3 Classification of ageing management program

在對AMP進行審查和評估時，一般是通過充分性和有效性審查來完成的。美國核電廠LR實踐表明，對特定老化效應所識別出的AMP進行充分性和有效性審查，主要是與GALL報告所提供的AMP進行一致性審查，確認AMP與大綱10要素的一致性。在此過程中，核電廠通過對大綱10要素進行逐一評估，可獲得AMP中存在的弱項，再對AMP中所存在的弱項進行適當?shù)男薷?、補充和完善，從而判斷大綱對其管理范圍內的老化效應是否充分和有效。

除此之外，由NRC開展AMR審查的流程可知，NRC在評估核電廠AMP的充分性和有效性時，會通過現(xiàn)場檢查來進一步核實AMR范圍內SSCs的實際情況以及AMP的實施效果，以確認AMP是否能夠有效預防或緩解老化效應，并能夠保證構筑物或部件在延續(xù)運行期間執(zhí)行其預期功能。

2.3 老化管理活動實施的評估

老化管理活動實施的評估既是AMR審查的一部分內容，同時也是對AMR結論的驗證。對老化管理活動實施情況的評估，一般分為兩部分進行，一是通過AMP審查對管理老化效應的老化管理措施進行評估，這里面就涵蓋了AMP的修訂或新增，二是通過現(xiàn)場檢查對核電廠AMP審查和實施效果進行評估。美國NRC針對核電廠LR過程的現(xiàn)場檢查提出了明確要求，對LR過程中不同階段的現(xiàn)場檢查均編制了現(xiàn)場檢查程序，如表4所示。

表4 LR檢查程序Table 4 LR inspection procedure

LR批準前的現(xiàn)場檢查主要是為了進一步核實核電廠已實施或即將實施的老化管理活動是否合理可靠，并與法規(guī)標準的要求相一致。檢查內容包括對核電廠物項篩選結果、SSCs的實際狀態(tài)、AMP開發(fā)實施情況及相關實施記錄等進行現(xiàn)場核查，為NRC的安全審查意見提供進一步的支撐。

其中，AMP的現(xiàn)場檢查作為此次檢查的重要內容，通過對核電廠提交的LR申請以及審評過程中所涉及的AMP進行抽查，核實AMP與LR申請、最終安全分析報告增補、核電廠程序以及相關支撐文件之間的一致性，查驗核電廠監(jiān)測、預防性維修、糾正行動、在役試驗和檢查等專有信息的記錄和結果，并對現(xiàn)場實際情況進行巡視，以確認AMP能夠以適當?shù)姆绞絹砉芾硪炎R別的老化效應。目前，國內并沒有針對OLE審查的現(xiàn)場檢查程序和指導文件，在具體實施中是以國外實踐經驗為參考，并結合審評需要來開展的。因此，在后續(xù)OLE審查中有必要編制現(xiàn)場檢查大綱和程序，有助于提升國內核電廠AMR審查的效率和質量。

3 結論

國內核電廠運行許可證延續(xù)審查時所使用的AMR方法基本上是借鑒了美國的方法，同時結合國內實際情況進行了適應性修改。但參與審查工作的各方人員在審查過程中對參考標準和文件的理解上往往存在一定差異，導致審查深度不一致，且尚未形成一致可行的標準體系和方法。因此，本文通過對國內外主要老化管理體系下的AMR審查方法進行研究，并系統(tǒng)地梳理了美國核電廠LR體系下AMR審查的老化效應識別、老化管理大綱審查以及LR檢查的方法和內容，并對國內核電廠后續(xù)OLE審查中的AMR審查提出了建議：

（1）充分總結國內OLE經驗，并消化吸收國外良好實踐，完善國內核電廠AMR審查流程，建立國內核電廠AMR審查的標準方法，確保核電廠SSCs老化效應識別的有效性。

（2）完善核電廠AMP體系建設，確保AMP能夠有效預防或緩解老化效應，并提升AMP的可執(zhí)行性。

（3）全面收集和吸收國內外AMR現(xiàn)場檢查經驗，并聯(lián)合國內核電廠、設計院和研究單位等共同編制OLE現(xiàn)場檢查大綱和程序，完善國內AMR體系，提高國內核電廠AMR的審查效率。