閆兵兵 施紅星 梁廣學(xué) 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(hào)（HPR1000）堆型是在國(guó)內(nèi)外現(xiàn)有核電技術(shù)的基礎(chǔ)上進(jìn)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(jí)壓水堆核電技術(shù)。作為自主開發(fā)的三代核電技術(shù)，華龍一號(hào)機(jī)組的老化管理體系暫未明確。

通過行業(yè)管理要求及標(biāo)準(zhǔn)法規(guī)的梳理[1]，本文在充分吸收國(guó)內(nèi)外壓水堆核電站老化管理、壽命評(píng)價(jià)、運(yùn)行許可證論證工作經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，結(jié)合“華龍一號(hào)” 設(shè)計(jì)、制造技術(shù)和示范項(xiàng)目安全審評(píng)經(jīng)驗(yàn)反饋，開展“華龍一號(hào)”老化管理基礎(chǔ)技術(shù)研究，對(duì)華龍一號(hào)的老化管理體系及關(guān)鍵老化問題進(jìn)行探討。

本文致力于落實(shí)“華龍一號(hào)”全生命周期老化管理體系及管理技術(shù)，提升“華龍一號(hào)”經(jīng)濟(jì)性、安全性以及國(guó)際化[2]、標(biāo)準(zhǔn)化、自主化水平，為促進(jìn)我國(guó)核電站老化管理技術(shù)的發(fā)展提供技術(shù)基礎(chǔ)。

1 國(guó)內(nèi)外老化管理情況

國(guó)際上，國(guó)際原子能組織（IAEA）正在根據(jù)成員國(guó)技術(shù)需求編制相應(yīng)的老化與壽命管理指導(dǎo)文件。美國(guó)正在研究核電站60～80年的二次執(zhí)照更新計(jì)劃，其延壽論證方法論仍待進(jìn)一步調(diào)研。法國(guó)正在研究EDF旗下58個(gè)反應(yīng)堆的批量延壽，但其論證主要基于由40年延長(zhǎng)至60年。我國(guó)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(hào)作為我國(guó)自主開發(fā)的三代核電技術(shù)，當(dāng)前在老化管理領(lǐng)域開展的工作相對(duì)有限，尤其是設(shè)計(jì)壽命延長(zhǎng)至60年（不同于二代核電40年設(shè)計(jì)壽命），且SSCs設(shè)計(jì)存在諸多改進(jìn)與不同點(diǎn)的情況下，經(jīng)過長(zhǎng)期服役，SSCs的老化機(jī)理與老化效應(yīng)尚不清晰，管理上存在潛在的薄弱環(huán)節(jié)。國(guó)內(nèi)外核電行業(yè)老化與壽命管理方面的當(dāng)前經(jīng)驗(yàn)與成果是否能直接應(yīng)用于華龍一號(hào)堆型，還待進(jìn)一步核實(shí)與驗(yàn)證。因此有必要根據(jù)華龍一號(hào)堆型技術(shù)不同點(diǎn)的梳理，開展老化管理體系與老化管理技術(shù)的開發(fā)。

1.1 國(guó)內(nèi)老化管理要求

國(guó)內(nèi)目前運(yùn)行和在建的壓水堆機(jī)組類型主要包括M310、CPR1000、EPR等。國(guó)內(nèi)中核集團(tuán)（CNNC）由各電廠的技術(shù)支持處/老化防腐科接口機(jī)組的老化管理工作，支持單位有105所、核動(dòng)力工程設(shè)計(jì)研究院、728所等；中廣核集團(tuán)（CGNPC）由各電廠的技術(shù)部/老化防腐科接口機(jī)組的老化管理工作，支持單位有蘇州院、研究院、設(shè)計(jì)院等。核電廠老化與壽命管理工作屬于長(zhǎng)期工作[3]，根據(jù)IAEA技術(shù)報(bào)告、國(guó)際上的經(jīng)驗(yàn)和國(guó)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(gè)階段進(jìn)行：

（1）第一階段：核電廠運(yùn)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(shì)分析和壽命評(píng)估模型，并適時(shí)地實(shí)施監(jiān)測(cè)、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(shì)分析和壽命評(píng)估工作，關(guān)鍵重大設(shè)備的更換準(zhǔn)備，以及延壽申請(qǐng)準(zhǔn)備；

（3）第三階段：第30年～第40年，提出延壽申請(qǐng)，進(jìn)行關(guān)鍵重大設(shè)備的更換和評(píng)估。

我國(guó)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(jìn)了我國(guó)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(guó)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(gè)層次，分別為安全要求（Safety Requirements）、安全導(dǎo)則（Safety Guide）以及技術(shù)導(dǎo)則和技術(shù)文件。當(dāng)前IAEA對(duì)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(shí)問題），老化管理工作貫穿核電廠整個(gè)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(guó)監(jiān)管要求

早在1982年，美國(guó)NRC 就提出了核電廠老化效應(yīng)研究的一攬子計(jì)劃。經(jīng)過近十年的研究，NRC在1991年12月頒布了10 CFR Part 54，對(duì)核電廠執(zhí)照更新建立了程序、準(zhǔn)則和標(biāo)準(zhǔn)。并在1995年5月對(duì)該法規(guī)做了重大修改，之后NRC發(fā)布了管理導(dǎo)則RG 1.18（核電廠執(zhí)照更新申請(qǐng)的內(nèi)容和格式）和相應(yīng)的SRP（NUREG1800 核電廠執(zhí)照更新申請(qǐng)的標(biāo)準(zhǔn)審查大綱），2001年對(duì)這兩個(gè)文件進(jìn)行了升版。NRC對(duì)執(zhí)照更新申請(qǐng)建立了一整套申請(qǐng)程序文件要求、時(shí)間要求、現(xiàn)場(chǎng)檢查等制度。

1.2.3 法國(guó)老化管理要求

法國(guó)目前對(duì)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(píng)審中要求對(duì)核電廠的老化情況做出評(píng)價(jià)。經(jīng)10年定期安全評(píng)審，至1997年底，EDF已經(jīng)更換了7個(gè)機(jī)組的蒸汽發(fā)生器和24個(gè)反應(yīng)堆壓力容器頂蓋。

2 華龍一號(hào)技術(shù)不同點(diǎn)初步分析

華龍一號(hào)機(jī)組在遵守我國(guó)法律法規(guī)的基礎(chǔ)上，選用了以下標(biāo)準(zhǔn)作為核島設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)規(guī)范。

（1）機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)：采用《壓水堆核島機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)和建造規(guī)則》（RCC-M 2007版），參照美國(guó)機(jī)械工程師學(xué)會(huì)（ASME）適用部分；

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

（3）土建設(shè)計(jì)：采用適用的中國(guó)工業(yè)及行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)，對(duì)于國(guó)內(nèi)規(guī)范沒有的內(nèi)容可參考國(guó)外適用的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)；

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

（5）防火設(shè)計(jì)：采用《防火設(shè)計(jì)技術(shù)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(bǔ)遺） +2000補(bǔ)遺 + 2005補(bǔ)遺）。

核電廠在正常運(yùn)行、災(zāi)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(shí)現(xiàn)的。分級(jí)的目的是為物項(xiàng)的設(shè)計(jì)、制造、建造、調(diào)試和運(yùn)行選擇適當(dāng)?shù)囊螅源_保物項(xiàng)在所有預(yù)期的運(yùn)行工況下有適宜的質(zhì)量，進(jìn)而保證安全功能的實(shí)現(xiàn)。華龍一號(hào)機(jī)組的安全分級(jí)主要參照IAEA SSG-30、 IEC61226進(jìn)行安全分級(jí)。

2.1 機(jī)械領(lǐng)域

2.1.1 核島

（1）反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)

華龍一號(hào)反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)主要包括以下四個(gè)部分：即反應(yīng)堆壓力容器（RPV）和頂蓋、反應(yīng)堆堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件（RVI）、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)（CRDM）。RPV是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的主要設(shè)備之一，華龍一號(hào)機(jī)組反應(yīng)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(hào)壓力容器采用一體化頂蓋；堆芯測(cè)量?jī)x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(duì)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(tái)；采用C型密封結(jié)構(gòu)；

（2）主管道

C P R 1 0 0 0 反應(yīng)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(zhǎng)期運(yùn)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(cè)帶了一定困難。華龍一號(hào)反應(yīng)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(zhǎng)期運(yùn)行不存在熱老化脆化現(xiàn)象。由于采用了鍛造工藝，晶粒細(xì)化（目標(biāo)細(xì)度3級(jí)以上），可以通過超聲對(duì)焊縫進(jìn)行無損檢測(cè)；

（3）蒸汽發(fā)生器

蒸汽發(fā)生器功能作為熱交換設(shè)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(dòng)力裝置；在事故工況下，作為反應(yīng)堆的最終“熱阱”，導(dǎo)出堆芯熱量；作為連接一、二回路的設(shè)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(hù)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(shè)備不受放射性污染。華龍一號(hào)機(jī)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(hào)為BWC-97；

（4）穩(wěn)壓器

穩(wěn)壓器是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）的主要設(shè)備之一，正常運(yùn)行時(shí)保持RCP系統(tǒng)壓力穩(wěn)定在定值上；壓力瞬態(tài)變化時(shí)，將RCP系統(tǒng)壓力控制在規(guī)定的范圍內(nèi)，當(dāng)RCP系統(tǒng)壓力超過穩(wěn)壓器安全閥閾值時(shí)，安全閥自動(dòng)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(yīng)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(shí)使RCP系統(tǒng)升壓，停堆時(shí)使RCP系統(tǒng)降壓。

2.1.2 常規(guī)島及BOP

（1）汽輪機(jī)

華龍一號(hào)汽輪機(jī)是由上海電氣集團(tuán)的下屬公司上海汽輪機(jī)廠有限公司設(shè)計(jì)制造。與CPR1000機(jī)組汽輪機(jī)類似，機(jī)型為單軸、三缸四排汽、中間再熱凝汽、反動(dòng)式半轉(zhuǎn)速飽和蒸汽汽輪機(jī)。由于主汽流量和機(jī)組容量不同，相關(guān)設(shè)計(jì)參數(shù)有變化；

（2）二回路汽水管線

華龍一號(hào)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(jìn)行控Cr；對(duì)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(hào)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(fù)雜事故序列（DEC-A）工況（如完全喪失熱阱（TLOCC），全廠斷電（SBO））及嚴(yán)重事故工況（DEC-B）下，通過安全殼熱量導(dǎo)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(yán)重事故工況（DEC-B）下， 通過冷卻反應(yīng)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(shè)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(dòng)余熱排放系統(tǒng)（ASP）

ASP的設(shè)計(jì)主要針對(duì)DEC事故，應(yīng)對(duì)的工況為需要應(yīng)急給水系統(tǒng)（ASG）投運(yùn)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(jìn)行排熱的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況的長(zhǎng)期階段為ASG提供水源，在PTR冷卻回路機(jī)械系統(tǒng)完全失效的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況的長(zhǎng)期階段為乏燃料水池補(bǔ)水。ASP系統(tǒng)的主要設(shè)備設(shè)計(jì)壽命為60年。

2.2 電儀領(lǐng)域

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

華龍一號(hào)機(jī)組安全相關(guān)的儀控系統(tǒng)包括：反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng)；專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)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(shè)安全設(shè)施支持系統(tǒng)的儀表控制系統(tǒng)。在儀控系統(tǒng)設(shè)計(jì)方面，華龍一號(hào)特有KIL系統(tǒng)與KIF系統(tǒng)，分別提供了對(duì)泄漏監(jiān)測(cè)以及熱疲勞監(jiān)測(cè)的能力。

2.2.1 泄漏監(jiān)測(cè)系統(tǒng)KIL

KIL系統(tǒng)監(jiān)測(cè)在NS/RHR模式（＞90℃）至RP模式下反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界（ RCPB）的不可識(shí)別泄漏，以及RP模式下監(jiān)測(cè)LBB技術(shù)應(yīng)用對(duì)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(yù)警和相關(guān)泄漏信息（如泄漏率大小、泄漏源位置），以便運(yùn)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(cè)、管道和保溫層之間濕度監(jiān)測(cè)確定泄漏源；采用冷凝液流量監(jiān)測(cè)、疏水坑液位監(jiān)測(cè)確定泄漏率大小。KIL系統(tǒng)采用周期性泄漏率定期試驗(yàn)作為泄漏率定量監(jiān)測(cè)手段的補(bǔ)充，采用安全殼大氣的溫度和放射性監(jiān)測(cè)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(cè)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(yīng)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(kuò)展導(dǎo)致發(fā)生完全斷裂的失效形式。通過疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，可以掌握關(guān)鍵設(shè)備及管道的真實(shí)疲勞狀態(tài)，合理挖掘其疲勞設(shè)計(jì)的安全裕度，為電廠定期安全審查（PSR）或電廠延壽提供真實(shí)的數(shù)據(jù)支撐。疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)能夠通過測(cè)量一回路熱疲勞敏感區(qū)域的溫度場(chǎng)獲取熱應(yīng)力分布信息，進(jìn)而計(jì)算管道疲勞使用系數(shù)和評(píng)估壽命。

在電氣系統(tǒng)設(shè)計(jì)方面，主要對(duì)發(fā)電機(jī)、主變以及柴油機(jī)進(jìn)行技術(shù)不同點(diǎn)分析。

（1）發(fā)電機(jī)

發(fā)電機(jī)是將機(jī)械能轉(zhuǎn)化為電能的裝置，基本工作原理是基于電磁感應(yīng)定律。華龍一號(hào)發(fā)電機(jī)基本為國(guó)產(chǎn)，如由上海發(fā)電機(jī)廠生產(chǎn)，其結(jié)構(gòu)與CPR1000機(jī)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(shè)備是主變壓器和廠用變壓器。華龍一號(hào)較CPR機(jī)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(yīng)急柴油機(jī)

華龍一號(hào)較CPR1000機(jī)組相比，應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)廠家均為上海電機(jī)廠，基本結(jié)構(gòu)相同，每臺(tái)機(jī)組配置3臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)（LHP、LHQ、LHR），比CPR1000多出一臺(tái)LHR；增加兩臺(tái)SBO柴油發(fā)電機(jī)組LHU/LHV（3500KW）；應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)的容量增大。

2.3 構(gòu)筑物領(lǐng)域

華龍一號(hào)機(jī)組采用單堆布置方案，并通過分區(qū)設(shè)計(jì)，確保不同列安全系統(tǒng)的實(shí)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(hào)設(shè)計(jì)過程中，對(duì)布置方案的合理性、運(yùn)行維修的便利性、在役檢查的可達(dá)性等多角度進(jìn)行了評(píng)價(jià)。

在安全性上，華龍一號(hào)更加安全，主要體現(xiàn)在：華龍一號(hào)采用單堆布置，消除了機(jī)組間相互影響，提高了機(jī)組的獨(dú)立性，具有更好的廠址適應(yīng)性和電網(wǎng)適應(yīng)能力；采用雙層安全殼，反應(yīng)堆廠房、主控室和燃料廠房具備抗大飛機(jī)撞擊能力；內(nèi)置IRWST，消除安注水源切換失效風(fēng)險(xiǎn)；3個(gè)安全系列實(shí)體隔離，A、B系列空間分隔，可保證事故后果僅限于一個(gè)系列，其他兩個(gè)系列仍可保障安全功能；遠(yuǎn)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(duì)華龍一號(hào)機(jī)組與CPR1000機(jī)組在技術(shù)不同點(diǎn)上的比較，可以發(fā)現(xiàn)，華龍一號(hào)機(jī)組的技術(shù)路線是以我國(guó)CPR1000機(jī)組為基礎(chǔ)，充分借鑒三代核電技術(shù)的先進(jìn)理念和我國(guó)在核電領(lǐng)域的設(shè)計(jì)、建造、調(diào)試及運(yùn)行的經(jīng)驗(yàn)，并參考了近年來核電發(fā)展及研究領(lǐng)域的成果與福島后的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，循序漸進(jìn)式形成的具有知識(shí)產(chǎn)權(quán)的堆型，總體技術(shù)路線是始終一貫的，又在安全性與可靠性方面進(jìn)行了大量加強(qiáng)。因此，其對(duì)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(biāo)準(zhǔn)眾多，且多數(shù)標(biāo)準(zhǔn)未編制或未完成報(bào)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(duì)上述章節(jié)的總結(jié)，給出華龍一號(hào)老化管理不同點(diǎn)的初步結(jié)論：

（1）對(duì)于華龍一號(hào)參照的法規(guī)及標(biāo)準(zhǔn)，需要關(guān)注對(duì)老化管理審查、許可證延續(xù)等領(lǐng)域的影響；

（2）對(duì)于華龍一號(hào)安全分級(jí)、抗震分級(jí)等的改變，應(yīng)在SSCs老化敏感篩選分級(jí)等方面調(diào)整相應(yīng)的理論與方法；

（3）對(duì)于華龍一號(hào)新設(shè)立的系統(tǒng)應(yīng)分析其是否在老化管理關(guān)注的范疇之內(nèi)；

（4）對(duì)于機(jī)械、電儀與土建領(lǐng)域技術(shù)不同點(diǎn)的分析，建議：

a：在機(jī)械領(lǐng)域，尤其是NSSS部分，一回路主設(shè)備均發(fā)生了不同程度的變化，其中絕大部分是在設(shè)計(jì)階段考慮到老化問題而進(jìn)行設(shè)計(jì)改進(jìn)，對(duì)這些設(shè)備的老化管理指南應(yīng)做適當(dāng)?shù)男薷?。?duì)于新設(shè)立的額外冷卻系統(tǒng)（ECS）與二次側(cè)非能動(dòng)余熱排放系統(tǒng)（ASP）等，應(yīng)根據(jù)老化機(jī)理理論分析與試驗(yàn)研究來確定是否需要制定專用的老化管理標(biāo)準(zhǔn)；

b：在電儀領(lǐng)域，相對(duì)于老化管理方面，改動(dòng)不大，但需要關(guān)注電纜、柴油機(jī)方面老化管理的變化。對(duì)于新設(shè)立的泄漏監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（KIL）與熱疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（KIF），應(yīng)充分考慮在老化狀態(tài)評(píng)估和壽命評(píng)估等領(lǐng)域充分利用好新設(shè)系統(tǒng)所采集的數(shù)據(jù)；

c：在土建領(lǐng)域，由于華龍一號(hào)的單堆布置特點(diǎn)以及雙層安全殼設(shè)計(jì)，改動(dòng)相對(duì)較大，建議在構(gòu)筑物老化管理方面充分考慮華龍一號(hào)的特點(diǎn)，對(duì)變動(dòng)較大的關(guān)鍵構(gòu)筑物可單獨(dú)編制老化管理指南。

3 華龍一號(hào)老化管理體系建議

根據(jù)以上分析，對(duì)華龍一號(hào)老化管理體系建議主要如下：

（1）華龍一號(hào)作為三代壓水堆核電技術(shù)，是在二代及二代加技術(shù)上發(fā)展起來的?？傮w上，當(dāng)前國(guó)內(nèi)的老化管理法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)適用于華龍一號(hào)堆型；

（2）華龍一號(hào)老化管理工作應(yīng)按照當(dāng)前國(guó)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(yùn)行許可證》有效期限延續(xù)的技術(shù)政策（試行）[6]開展，老化工作應(yīng)包含物理老化與非物理老化，且貫穿電廠整個(gè)生命周期；

（3）華龍一號(hào)機(jī)組在設(shè)計(jì)時(shí)已考慮到二代及二代加機(jī)組的老化問題，對(duì)SSCs進(jìn)行了設(shè)計(jì)提升，從根本上減少了大量老化問題；

（4）華龍一號(hào)與二代及二代加技術(shù)相比，設(shè)計(jì)理念更新，廣泛吸收了國(guó)外的先進(jìn)成果，新設(shè)了非能動(dòng)系統(tǒng)、監(jiān)督系統(tǒng)及安全設(shè)施。因此，需要對(duì)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(yīng)管理措施，并最終補(bǔ)充進(jìn)入中國(guó)版核電廠老化管理通用經(jīng)驗(yàn)（CGALL）中。

4 結(jié)語

本文在國(guó)內(nèi)外核電業(yè)界老化管理監(jiān)管要求的基礎(chǔ)上，以我國(guó)二代及二代加核電老化實(shí)踐為參考，剖析了華龍一號(hào)機(jī)組技術(shù)特點(diǎn)，給出了華龍一號(hào)機(jī)組老化管理體系建議。華龍一號(hào)機(jī)組在設(shè)計(jì)中已考慮到二代及二代加機(jī)組中典型的老化機(jī)理，通過改進(jìn)從根本上減少了這些問題。對(duì)于新增的SSCs，國(guó)內(nèi)應(yīng)盡快開展老化機(jī)理研究工作，并提出相應(yīng)的管理策略，以進(jìn)一步提高華龍一號(hào)機(jī)組的安全水平。