華龍一號老化管理體系研究及技術問題探討

閆兵兵 施紅星 梁廣學 李明超 常玉鑫

（廣西防城港核電有限公司，廣西 防城港 538000）

0 引言

華龍一號（HPR1000）堆型是在國內(nèi)外現(xiàn)有核電技術的基礎上進行充分研究和融合優(yōu)化，開發(fā)的自主創(chuàng)新的三代百萬千瓦級壓水堆核電技術。作為自主開發(fā)的三代核電技術，華龍一號機組的老化管理體系暫未明確。

通過行業(yè)管理要求及標準法規(guī)的梳理[1]，本文在充分吸收國內(nèi)外壓水堆核電站老化管理、壽命評價、運行許可證論證工作經(jīng)驗的基礎上，結(jié)合“華龍一號” 設計、制造技術和示范項目安全審評經(jīng)驗反饋，開展“華龍一號”老化管理基礎技術研究，對華龍一號的老化管理體系及關鍵老化問題進行探討。

本文致力于落實“華龍一號”全生命周期老化管理體系及管理技術，提升“華龍一號”經(jīng)濟性、安全性以及國際化[2]、標準化、自主化水平，為促進我國核電站老化管理技術的發(fā)展提供技術基礎。

1 國內(nèi)外老化管理情況

國際上，國際原子能組織（IAEA）正在根據(jù)成員國技術需求編制相應的老化與壽命管理指導文件。美國正在研究核電站60～80年的二次執(zhí)照更新計劃，其延壽論證方法論仍待進一步調(diào)研。法國正在研究EDF旗下58個反應堆的批量延壽，但其論證主要基于由40年延長至60年。我國也正在開展秦山一期及大亞灣核電的許可證延續(xù)工作。

華龍一號作為我國自主開發(fā)的三代核電技術，當前在老化管理領域開展的工作相對有限，尤其是設計壽命延長至60年（不同于二代核電40年設計壽命），且SSCs設計存在諸多改進與不同點的情況下，經(jīng)過長期服役，SSCs的老化機理與老化效應尚不清晰，管理上存在潛在的薄弱環(huán)節(jié)。國內(nèi)外核電行業(yè)老化與壽命管理方面的當前經(jīng)驗與成果是否能直接應用于華龍一號堆型，還待進一步核實與驗證。因此有必要根據(jù)華龍一號堆型技術不同點的梳理，開展老化管理體系與老化管理技術的開發(fā)。

1.1 國內(nèi)老化管理要求

國內(nèi)目前運行和在建的壓水堆機組類型主要包括M310、CPR1000、EPR等。國內(nèi)中核集團（CNNC）由各電廠的技術支持處/老化防腐科接口機組的老化管理工作，支持單位有105所、核動力工程設計研究院、728所等；中廣核集團（CGNPC）由各電廠的技術部/老化防腐科接口機組的老化管理工作，支持單位有蘇州院、研究院、設計院等。核電廠老化與壽命管理工作屬于長期工作[3]，根據(jù)IAEA技術報告、國際上的經(jīng)驗和國內(nèi)核電廠現(xiàn)狀，將核電廠40年壽期內(nèi)的工作分為以下幾個階段進行：

（1）第一階段：核電廠運行的前20年，主要工作是制定老化與壽命管理大綱、建立老化和壽命數(shù)據(jù)庫、建立老化趨勢分析和壽命評估模型，并適時地實施監(jiān)測、緩解和糾正老化的措施；

（2）第二階段：第20年～第30年，開展老化趨勢分析和壽命評估工作，關鍵重大設備的更換準備，以及延壽申請準備；

（3）第三階段：第30年～第40年，提出延壽申請，進行關鍵重大設備的更換和評估。

我國也正在開展秦山一期及大亞灣核電廠的許可證延續(xù)工作，該工作促進了我國核電行業(yè)老化與壽命管理、許可證延續(xù)等監(jiān)管要求的制定。

1.2 國外老化管理要求

1.2.1 IAEA監(jiān)管要求[3]

IAEA老化與壽命管理文件體系可以分為以下三個層次，分別為安全要求（Safety Requirements）、安全導則（Safety Guide）以及技術導則和技術文件。當前IAEA對核電廠老化管理主要體現(xiàn)在物理老化與非物理老化（即過時問題），老化管理工作貫穿核電廠整個壽期（包括退役），兼顧定期安全審查（PSR）以及許可證延續(xù)要求。

1.2.2 美國監(jiān)管要求

早在1982年，美國NRC 就提出了核電廠老化效應研究的一攬子計劃。經(jīng)過近十年的研究，NRC在1991年12月頒布了10 CFR Part 54，對核電廠執(zhí)照更新建立了程序、準則和標準。并在1995年5月對該法規(guī)做了重大修改，之后NRC發(fā)布了管理導則RG 1.18（核電廠執(zhí)照更新申請的內(nèi)容和格式）和相應的SRP（NUREG1800 核電廠執(zhí)照更新申請的標準審查大綱），2001年對這兩個文件進行了升版。NRC對執(zhí)照更新申請建立了一整套申請程序文件要求、時間要求、現(xiàn)場檢查等制度。

1.2.3 法國老化管理要求

法國目前對老化與壽命管理還沒有專門的法規(guī)，但在十年定期安全評審中要求對核電廠的老化情況做出評價。經(jīng)10年定期安全評審，至1997年底，EDF已經(jīng)更換了7個機組的蒸汽發(fā)生器和24個反應堆壓力容器頂蓋。

2 華龍一號技術不同點初步分析

華龍一號機組在遵守我國法律法規(guī)的基礎上，選用了以下標準作為核島設計的基礎規(guī)范。

（1）機械設備設計：采用《壓水堆核島機械設備設計和建造規(guī)則》（RCC-M 2007版），參照美國機械工程師學會（ASME）適用部分；

（2）電氣儀控設計：采用《壓水堆核電站核島電氣設備設計和建造規(guī)則》（RCC-E 2005版）；

（3）土建設計：采用適用的中國工業(yè)及行業(yè)標準，對于國內(nèi)規(guī)范沒有的內(nèi)容可參考國外適用的規(guī)范和標準；

（4）核燃料組件設計：采用《壓水堆核電廠燃料組件設計和建造規(guī)則》（RCC-C 2005版）；

（5）防火設計：采用《防火設計技術規(guī)范》（ETC-F 2010版）；

（6）在役檢查：采用《壓水堆核電廠在役檢查規(guī)則》（RSE-M 1997版 + 1998附件（或補遺） +2000補遺 + 2005補遺）。

核電廠在正常運行、災害、事故過程中的安全是依靠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（SSCs）執(zhí)行安全功能來實現(xiàn)的。分級的目的是為物項的設計、制造、建造、調(diào)試和運行選擇適當?shù)囊?，以確保物項在所有預期的運行工況下有適宜的質(zhì)量，進而保證安全功能的實現(xiàn)。華龍一號機組的安全分級主要參照IAEA SSG-30、 IEC61226進行安全分級。

2.1 機械領域

2.1.1 核島

（1）反應堆結(jié)構(gòu)

華龍一號反應堆結(jié)構(gòu)主要包括以下四個部分：即反應堆壓力容器（RPV）和頂蓋、反應堆堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件（RVI）、控制棒驅(qū)動機構(gòu)（CRDM）。RPV是反應堆冷卻劑系統(tǒng)的主要設備之一，華龍一號機組反應堆壓力容器的結(jié)構(gòu)主要分為三部分：容器組件、頂蓋組件和緊固密封組件。華龍一號壓力容器采用一體化頂蓋；堆芯測量儀表全部由頂蓋引入，下封頭取消貫穿件；采用一體化堆芯段筒體和一體化法蘭接管段組件，容器的主要零件整體鍛造而成，無縱焊縫，正對堆芯的高中子通量區(qū)無環(huán)焊縫；取消底部過渡段支撐凸臺；采用C型密封結(jié)構(gòu)；

（2）主管道

C P R 1 0 0 0 反應堆冷卻劑主管道材料為Z3CN20.09M，為鑄造奧氏體不銹鋼，鐵素體含量為12%～20%，長期運行存在熱老化脆化現(xiàn)象。由于管道壁厚較厚且組織晶粒粗大，給超聲檢測帶了一定困難。華龍一號反應堆冷卻劑主管道材料為X2CrNi19.10（控氮），為鍛造奧氏體不銹鋼，鐵素體含量小于1%，長期運行不存在熱老化脆化現(xiàn)象。由于采用了鍛造工藝，晶粒細化（目標細度3級以上），可以通過超聲對焊縫進行無損檢測；

（3）蒸汽發(fā)生器

蒸汽發(fā)生器功能作為熱交換設備將一回路冷卻劑中的熱量傳給二回路給水，使其產(chǎn)生飽和蒸汽供給二回路動力裝置；在事故工況下，作為反應堆的最終“熱阱”，導出堆芯熱量；作為連接一、二回路的設備，蒸汽發(fā)生器在一、二回路之間構(gòu)成防止放射性外泄的第二道防護屏障，防止由于水受輻照活化及少量燃料包殼破損產(chǎn)生的放射性泄漏到二回路中，使二回路設備不受放射性污染。華龍一號機組采用的蒸汽發(fā)生器是立式、自然循環(huán)、倒U型管式蒸汽發(fā)生器，其型號為BWC-97；

（4）穩(wěn)壓器

穩(wěn)壓器是反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）的主要設備之一，正常運行時保持RCP系統(tǒng)壓力穩(wěn)定在定值上；壓力瞬態(tài)變化時，將RCP系統(tǒng)壓力控制在規(guī)定的范圍內(nèi)，當RCP系統(tǒng)壓力超過穩(wěn)壓器安全閥閾值時，安全閥自動開啟，把穩(wěn)壓器內(nèi)的蒸汽排放到穩(wěn)壓器卸壓箱，使RCP卸壓，穩(wěn)壓器作為一回路系統(tǒng)的緩沖容器，應有足夠的容積，以吸收一回路系統(tǒng)水容積的迅速變化（通過水位變化），在啟堆時使RCP系統(tǒng)升壓，停堆時使RCP系統(tǒng)降壓。

2.1.2 常規(guī)島及BOP

（1）汽輪機

華龍一號汽輪機是由上海電氣集團的下屬公司上海汽輪機廠有限公司設計制造。與CPR1000機組汽輪機類似，機型為單軸、三缸四排汽、中間再熱凝汽、反動式半轉(zhuǎn)速飽和蒸汽汽輪機。由于主汽流量和機組容量不同，相關設計參數(shù)有變化；

（2）二回路汽水管線

華龍一號蒸汽發(fā)生器出口管線干度較高，二回路汽水管線采用碳鋼或低合金鋼，并進行控Cr；對于疏水器后的管道，采用不銹鋼，以減少及避免FAC的發(fā)生；

（3）額外冷卻系統(tǒng)（ECS）

ECS系統(tǒng)為華龍一號特有系統(tǒng)，其在下列工況執(zhí)行余熱排出安全功能：a）在部分復雜事故序列（DEC-A）工況（如完全喪失熱阱（TLOCC），全廠斷電（SBO））及嚴重事故工況（DEC-B）下，通過安全殼熱量導出系統(tǒng)（EHR）移出堆芯及安全殼內(nèi)余熱；b）在部分 DEC-A工況（如TLOCC，SBO）及嚴重事故工況（DEC-B）下， 通過冷卻反應堆水池和燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)（PTR）A、B列移出燃料 廠房乏燃料水池的衰變熱。ECS系統(tǒng)設置了中間回路，確保放射性介質(zhì)與廠區(qū)外環(huán)境保持隔離；

（4）二次側(cè)非能動余熱排放系統(tǒng)（ASP）

ASP的設計主要針對DEC事故，應對的工況為需要應急給水系統(tǒng)（ASG）投運以排出一回路熱量且ASG失效的事故工況，在這些工況中ASP能夠持續(xù)排出一回路熱量。此外，ASP還可在所有需要通過ASG-VDA系統(tǒng)進行排熱的超設計基準事故工況的長期階段為ASG提供水源，在PTR冷卻回路機械系統(tǒng)完全失效的超設計基準事故工況的長期階段為乏燃料水池補水。ASP系統(tǒng)的主要設備設計壽命為60年。

2.2 電儀領域

華龍一號機組電氣儀控系統(tǒng)方案與工藝系統(tǒng)方案進行匹配，其系統(tǒng)方案本身與CPR1000機組相比沒有本質(zhì)改變。在電氣儀控設備上，目前評估設備容量均在供貨商可供貨范圍內(nèi)，無需進行研發(fā)。

華龍一號機組安全相關的儀控系統(tǒng)包括：反應堆緊急停堆系統(tǒng)；專設安全設施驅(qū)動系統(tǒng)；安全停堆所需的儀表控制系統(tǒng)；安全重要的信息系統(tǒng)；安全重要的聯(lián)鎖系統(tǒng)以及專設安全設施支持系統(tǒng)的儀表控制系統(tǒng)。在儀控系統(tǒng)設計方面，華龍一號特有KIL系統(tǒng)與KIF系統(tǒng)，分別提供了對泄漏監(jiān)測以及熱疲勞監(jiān)測的能力。

2.2.1 泄漏監(jiān)測系統(tǒng)KIL

KIL系統(tǒng)監(jiān)測在NS/RHR模式（＞90℃）至RP模式下反應堆冷卻劑壓力邊界（ RCPB）的不可識別泄漏，以及RP模式下監(jiān)測LBB技術應用對象安全殼內(nèi)主蒸汽管線的泄漏。KIL系統(tǒng)為操作員提供早期的泄漏預警和相關泄漏信息（如泄漏率大小、泄漏源位置），以便運行過程中采取合適的糾正措施。

KIL系統(tǒng)采用隔間溫度監(jiān)測、管道和保溫層之間濕度監(jiān)測確定泄漏源；采用冷凝液流量監(jiān)測、疏水坑液位監(jiān)測確定泄漏率大小。KIL系統(tǒng)采用周期性泄漏率定期試驗作為泄漏率定量監(jiān)測手段的補充，采用安全殼大氣的溫度和放射性監(jiān)測輔助判斷泄漏。KIL系統(tǒng)核島內(nèi)電纜使用壽命大于60年，廠家自帶電纜使用壽命不小于儀表使用壽命。

2.2.2 熱疲勞監(jiān)測系統(tǒng)KIF

疲勞失效是指材料在循環(huán)載荷作用下，局部高應力部位損傷逐漸積累，經(jīng)一定循環(huán)次數(shù)后形成裂紋或裂紋在循環(huán)載荷作用下不斷擴展導致發(fā)生完全斷裂的失效形式。通過疲勞監(jiān)測系統(tǒng)，可以掌握關鍵設備及管道的真實疲勞狀態(tài)，合理挖掘其疲勞設計的安全裕度，為電廠定期安全審查（PSR）或電廠延壽提供真實的數(shù)據(jù)支撐。疲勞監(jiān)測系統(tǒng)能夠通過測量一回路熱疲勞敏感區(qū)域的溫度場獲取熱應力分布信息，進而計算管道疲勞使用系數(shù)和評估壽命。

在電氣系統(tǒng)設計方面，主要對發(fā)電機、主變以及柴油機進行技術不同點分析。

（1）發(fā)電機

發(fā)電機是將機械能轉(zhuǎn)化為電能的裝置，基本工作原理是基于電磁感應定律。華龍一號發(fā)電機基本為國產(chǎn)，如由上海發(fā)電機廠生產(chǎn)，其結(jié)構(gòu)與CPR1000機組相似，主要是額定容量等有差異；

（2）主變

主廠變（GEV）系統(tǒng)是核電廠發(fā)電并入電網(wǎng)或從電網(wǎng)倒送電供給廠用電源的樞紐部分，主要設備是主變壓器和廠用變壓器。華龍一號較CPR機組相比，主廠變功能無變化，但各變壓器的容量均有所增加；

（3）應急柴油機

華龍一號較CPR1000機組相比，應急柴油發(fā)電機廠家均為上海電機廠，基本結(jié)構(gòu)相同，每臺機組配置3臺應急柴油發(fā)電機（LHP、LHQ、LHR），比CPR1000多出一臺LHR；增加兩臺SBO柴油發(fā)電機組LHU/LHV（3500KW）；應急柴油發(fā)電機的容量增大。

2.3 構(gòu)筑物領域

華龍一號機組采用單堆布置方案，并通過分區(qū)設計，確保不同列安全系統(tǒng)的實體隔離。目前CEPR1700和AES2006均是采用這種單堆布置方案。在華龍一號設計過程中，對布置方案的合理性、運行維修的便利性、在役檢查的可達性等多角度進行了評價。

在安全性上，華龍一號更加安全，主要體現(xiàn)在：華龍一號采用單堆布置，消除了機組間相互影響，提高了機組的獨立性，具有更好的廠址適應性和電網(wǎng)適應能力；采用雙層安全殼，反應堆廠房、主控室和燃料廠房具備抗大飛機撞擊能力；內(nèi)置IRWST，消除安注水源切換失效風險；3個安全系列實體隔離，A、B系列空間分隔，可保證事故后果僅限于一個系列，其他兩個系列仍可保障安全功能；遠堆停堆站考慮了事故后可居留性要求；主回路低位布置，整體筏基有利于隔震。

2.4 小結(jié)

根據(jù)以上對華龍一號機組與CPR1000機組在技術不同點上的比較，可以發(fā)現(xiàn)，華龍一號機組的技術路線是以我國CPR1000機組為基礎，充分借鑒三代核電技術的先進理念和我國在核電領域的設計、建造、調(diào)試及運行的經(jīng)驗，并參考了近年來核電發(fā)展及研究領域的成果與福島后的經(jīng)驗教訓，循序漸進式形成的具有知識產(chǎn)權(quán)的堆型，總體技術路線是始終一貫的，又在安全性與可靠性方面進行了大量加強。因此，其對老化管理的要求也發(fā)生了不同程度的變化。

由于老化管理模塊標準眾多，且多數(shù)標準未編制或未完成報批，因此附件1中僅給出示例《壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器老化管理指南》。

下面根據(jù)對上述章節(jié)的總結(jié)，給出華龍一號老化管理不同點的初步結(jié)論：

（1）對于華龍一號參照的法規(guī)及標準，需要關注對老化管理審查、許可證延續(xù)等領域的影響；

（2）對于華龍一號安全分級、抗震分級等的改變，應在SSCs老化敏感篩選分級等方面調(diào)整相應的理論與方法；

（3）對于華龍一號新設立的系統(tǒng)應分析其是否在老化管理關注的范疇之內(nèi)；

（4）對于機械、電儀與土建領域技術不同點的分析，建議：

a：在機械領域，尤其是NSSS部分，一回路主設備均發(fā)生了不同程度的變化，其中絕大部分是在設計階段考慮到老化問題而進行設計改進，對這些設備的老化管理指南應做適當?shù)男薷?。對于新設立的額外冷卻系統(tǒng)（ECS）與二次側(cè)非能動余熱排放系統(tǒng)（ASP）等，應根據(jù)老化機理理論分析與試驗研究來確定是否需要制定專用的老化管理標準；

b：在電儀領域，相對于老化管理方面，改動不大，但需要關注電纜、柴油機方面老化管理的變化。對于新設立的泄漏監(jiān)測系統(tǒng)（KIL）與熱疲勞監(jiān)測系統(tǒng)（KIF），應充分考慮在老化狀態(tài)評估和壽命評估等領域充分利用好新設系統(tǒng)所采集的數(shù)據(jù)；

c：在土建領域，由于華龍一號的單堆布置特點以及雙層安全殼設計，改動相對較大，建議在構(gòu)筑物老化管理方面充分考慮華龍一號的特點，對變動較大的關鍵構(gòu)筑物可單獨編制老化管理指南。

3 華龍一號老化管理體系建議

根據(jù)以上分析，對華龍一號老化管理體系建議主要如下：

（1）華龍一號作為三代壓水堆核電技術，是在二代及二代加技術上發(fā)展起來的?？傮w上，當前國內(nèi)的老化管理法規(guī)、標準適用于華龍一號堆型；

（2）華龍一號老化管理工作應按照當前國內(nèi)老化管理（HAD 103/12）[4]、定期安全審查(HAD 103/11)[5]以及《核電廠運行許可證》有效期限延續(xù)的技術政策（試行）[6]開展，老化工作應包含物理老化與非物理老化，且貫穿電廠整個生命周期；

（3）華龍一號機組在設計時已考慮到二代及二代加機組的老化問題，對SSCs進行了設計提升，從根本上減少了大量老化問題；

（4）華龍一號與二代及二代加技術相比，設計理念更新，廣泛吸收了國外的先進成果，新設了非能動系統(tǒng)、監(jiān)督系統(tǒng)及安全設施。因此，需要對這些老化問題開展專門的研究工作，確定其潛在老化問題及相應管理措施，并最終補充進入中國版核電廠老化管理通用經(jīng)驗（CGALL）中。

4 結(jié)語

本文在國內(nèi)外核電業(yè)界老化管理監(jiān)管要求的基礎上，以我國二代及二代加核電老化實踐為參考，剖析了華龍一號機組技術特點，給出了華龍一號機組老化管理體系建議。華龍一號機組在設計中已考慮到二代及二代加機組中典型的老化機理，通過改進從根本上減少了這些問題。對于新增的SSCs，國內(nèi)應盡快開展老化機理研究工作，并提出相應的管理策略，以進一步提高華龍一號機組的安全水平。