轻水堆核电厂长寿命化的若干关键问题.docx

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轻水堆核电厂长寿命化的若干关键问题

轻水堆核电厂长寿命化的若干关键问题

KeyIssuesaboutLong-lifetimeofLWRNPP

丁亚平周全福何忠良

（上海核工程研究设计院，上海200233）

　　摘要：

调研了国外核电厂长寿命化研究、开发工作的现状，提出了核电厂长寿命化的若干关键问题。

对压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）运行过程中发生的设备老化、降级问题及其原因的调查分析表明，不可更换部件及更换极困难部件的寿命，制约或极大程度地影响了电厂的寿命，这些设备是：

反应堆压力容器、堆内构件、安全壳及部分构筑物；在设备老化机理中，关键问题是中子辐照脆化、腐蚀损伤、疲劳及磨损。

　　关键词：

核电厂老化长寿命化

　　Abstract：

Withinvestigationontheresearchanddevelopmentoflong-lifetimeNPPabroad,thispaperhasputforwardsomekeyissuesinregardtolong-lifetimeofNPP.Theinvestigationandanalysisoftheproblemsoccurredandcausesofageinganddegradationofin-servicecomponentsinPWRandBWRshowthatthelifetimeofnonrenewableandhard-renewablecomponentsaffectandrestrictthelifetimeofNPPtoagreatextent.Thesecomponentsincludereactorpressurevessel（PRV）,reactorinternals,containmentandsomeconstruction.Onageingmechanismofthesecomponents,thecriticalproblemsareneutronirradiationembrittlement,corrosiondamage,fatigueanderosion.

　　Keywords：

NPPAgeingLong-lifetime

　　早期核电厂的设计寿命为30~40年。

随着核电技术的发展和人类对资源有效利用要求的提高，尤其是能源市场竞争的日益加剧，产生了开展核电厂老化/长寿命化研究的需要。

这不仅是早期电厂寿命管理和延寿的需要，也是新设计核电厂设计寿命考虑的需要。

在我国，也已开始考虑运行电厂的寿命管理和延寿问题，并对核电建设新项目提出了60年设计寿命的要求。

　　为此，本报告在调研国外核电厂长寿命化研究、开发工作有关资料的基础上，以轻水堆为对象，初步地归纳分析了影响核电厂寿期的几个关键设备及其关键技术问题。

1国外核电厂长寿命化研究情况

日本

　　至2002年3月，日本发电用轻水堆共52座，输出功率4500万kW，占日本总发电量的1/3。

其中敦贺1号机（BWR）、美浜1号机（PWR）、福岛第一原子能发电所1号机（BWR）分别在1970年3月、1970年11月和1971年3月启运，至今均接近30年。

日本核电站的设计寿命为30~40年。

对于运行周期，法规上无规定。

根据日本电气事业法，每隔一定周期（反应堆设备为1年±1个月，汽轮机设备为2年±1个月）由国家有关部门进行定期检查，根据检查结果的合格与否，确定下一周期能否运行。

　　1985年起，日本发电设备技术检查协会、日本原子能研究所、电力中央研究所、电气事业者等机构开展了核电厂老化/长寿命化的有关研究。

这些单位根据日本核电厂的设计寿命、定期检查结果，整理电厂运行及维修中得到的数据，研究设备老化的倾向，从而归纳出影响电厂寿期的主要设备及设备老化的主要机理和设备寿命预测、评定所需要开发的技术，见表1[1]和表2[2]。

表1沸水堆主要设备长寿命化的对应技术特征*

分类

设备

名称

老化机理

可能采用的老化检测、评价技术

寿命预测、评定

技术的确定

特征

支配电厂

寿命要素

老化

要素

**更换极困难部件和构筑物

反应堆压力容器

·中子辐照脆化

·缺陷发生，生长

·疲劳

·腐蚀

·监督大纲

·定期ISI检查

·允许脆化量的确认

·寿命预测、评价技术

·局部的评价、寿命预测技术

·监控装置

·一次冷却剂压力边界的最重要部件

·如果更换，影响极大

堆内构件

·中子辐照（IASCC，韧性降低）

·缺陷发生，生长

·IGSCC

·疲劳

·clevice

腐蚀

·使用环境条件的评价

·定期ISI检查

·辐照效果确认

·寿命预测、评价技术（缺陷检测技术）

·环境效果确认

·clevice的时效效果

·监视装置

·IASCC影响程度的确认是紧要的

·期望开发更换修补技术

安全壳

·减薄

·破裂

·疲劳

·腐蚀

·减薄测定（UT）

·目视检查

·寿命预测、评价技术

·确认环境效果的监视装置

·为了防止腐蚀，期望再涂装

压力容器支架

·中子辐照

·热时效

·微裂纹等

·中性化现象

·骨架材料碱性反应等

·监督试验（推荐项目）

·使用环境确认

·目视确认

·材质劣化

·反应堆用钢筋混凝土构筑物的寿命预测技术

·可能进行局部修补，但是不考虑更换

其他一般构造物

·微裂纹等

·由于振动载荷引起微裂纹

·中性化现象

·骨架材料碱性反应等

·模拟环境条件的确认

·目视确认

·材质劣化

·钢筋混凝土构筑物的寿命预测技术

·修补、更换困难

·适当的建设、维修，可达到超长期寿命

埋设设备

·管道

·基础螺栓

·腐蚀

·由于振动载荷造成混凝土的微裂纹

·疲劳

·取样验证（相似场所的壁厚测定）

·内窥镜观察

·目视确认

·按照寿命评价和维修工作，确认有效寿命

·期望检查技术和修补技术的开发

**

可能更换部件

反应堆一次系统管道

·减薄

·微裂纹

·磨损

·疲劳

·腐蚀

·定期ISI检查

·寿命预测、评价技术

·监视装置

·已具有更换实践，无技术问题

·如果确立了寿命预测、判断技术，已无长寿命化技术问题

汽轮机旋转机器（蒸汽汽轮机、汽水分离器、RFP汽轮机）

·浸蚀

·腐蚀

·振动

·疲劳

·材料劣化

·磨损

·定期检查

·寿命预测、评价技术

·监视技术

·因为是大型设备，整体更换困难，而且必要性较低

·定期检查进行判断、适时维修，可能以火力电站的实绩对照

电气电缆

·绝缘劣化

·特性变化

·断线

·电荷劣化

·热老化

·疲劳

·使用环境评价

·电性能劣化行为

·采用无损检测，进行寿命预测及评价

·同时更换工作量太大，可进行有计划的更换

·期望提高老化检测技术

其他设备（主要泵、热交换器管、阀门等）

·性能劣化

·疲劳

·腐蚀

·磨损

·解体检查

·定期ISI检查

·寿命预测、评价技术

·监视装置

·考虑性能劣化等情况，并作经济性评价，决定更换期

·根据解体检查结果，更换结构部件

随时更换部件（例）

·螺栓及螺栓紧固件

·电气、测量仪表部件

·消耗性零件

（·性能劣化）

（·机能劣化）

（·绝缘劣化）

·磨蚀

·损耗

·中子辐照

·定期检查时进行检查

·由更换频度、经济性确立寿命预测评价技术

·设计时作为必要的更换部件考虑，有可能进行更换

·考虑备品的部件，其更换不成问题

·这些部件不成为电厂寿命的支配要素

*表中缩略语解释

IASCC辐照促进应力腐蚀破裂

IGSCC晶间应力腐蚀破裂

ISI在役检查

UT超声波检查

**更换极困难部件和可能更换部件原则上只能局部修补。

设备

部件

老化模式

PWR-1200设计

反应堆压力容器

双头螺栓（主螺栓）

疲劳

按60年运行寿期设计

下筒体

辐照脆化

按60年运行寿期设计

贯穿件

应力腐蚀破裂

采用690合金

堆内构件

吊兰

辐照脆化

按60年运行寿期设计

围板螺栓

应力腐蚀破裂

可更换

导向管

磨损

增加导向管厚度

套管（thimbletube）

磨损

电厂寿期内套管部分替换

控制棒驱动机构

Ω密封

应力腐蚀破裂

删除所有Ω密封

主管道和支管

接管

疲劳

考虑60年运行寿期

主冷却剂管道

热老化

考虑60年运行寿期

波动管线

疲劳

考虑60年运行寿期

支管

疲劳

用双重隔离阀

主冷却剂泵

轴

疲劳

改进热轴套

主泵壳体

热老化

按60年运行寿期设计

稳压器

喷淋管嘴

疲劳

增加连续喷淋流量

蒸汽发生器

给水接管

疲劳

在升温和冷却过程中连续给水

传热管

腐蚀

水化学控制和采用690合金

传热管支撑板

因腐蚀，流孔堵塞

水化学控制和定期清洗

防振条（AVB）

磨蚀

按60年寿期设计

　　从表1和表2可以看到，影响轻水堆核电厂寿命的关键问题，主要是：

中子辐照脆化、腐蚀损伤、疲劳和磨损。

　　1996年4月，日本资源能源厅有关资料介绍了日本对运行时间长达30年（高经年化）的核电厂提出进行综合评价，以确认设备的完好性。

评价的方针是：

（1）选择安全上重要的设备和构筑物；

（2）对于维修、更换容易的设备，可采用适当的频度进行检查、维修或更换，以期达到高寿期；

　　（3）维修、更换困难的设备、构筑物，由于长期服役的影响，要求进行详细的评价。

　　选择结果，作为评价对象，压水堆有8项设备、1项构筑物，包括安全壳、反应堆压力容器、一次冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器、堆内构件、一次冷却剂管道、电缆及混凝土构筑物；沸水堆有6项设备、1项构筑物，包括安全壳、反应堆压力容器、堆内构件、一次冷却剂管道、反应堆再循环泵、电缆和混凝土构筑物。

　　对上述主要设备和构筑物，根据至今为止国内外的运行经验和研究结果所得到的认识，再考虑使用条件、材料，筛选出老化要素，分析电厂对这些要素是否适当加以管理，有否发生、发展的可能性，评价其运行过程中完好性、可靠性的安全裕度。

　　同时，还需要进行主要设备服役变化后的抗震性能分析。

　　选择敦贺1号机、美浜1号机和福岛第一原子能发电所1号机进行了评价。

美国

　　于1954年制定的原子能法规定核电站的允许运行期限为40年（1954年的规定，是从核电站取得建造许可证后的40年，1981年后修改为取得运行许可证后的40年）。

　　至1998年12月，有109座核电站运行，总装机容量为1.06亿kW，提供了美国总发电量的21.9%。

有60座核电站的运行许可期截止到2000年~2015年。

到2030年，现有运行电站都将退役。

美国原子能产业界已认识到核电站的延寿是确保现有电源的手段之一。

　　在1978~1979年，电力研究所（EPRI）实施了有关核电厂长寿命化可能性的研究，得到如下结论：

从技术上分析，延寿是可能的。

80年代初，美国核电站中运行时间超过20年的已有2~3座，有关部门已经认识到有必要系统地评价长期运行对核电厂安全性的影响，因此从1985年开始，核管会（NRC）、电力研究所及能源部（DOE）开展了核电厂老化/长寿命化的有关研究，研究课题分别为核电厂老化研究（NuclearPlantAgeingResearch:

NPAR）和核电厂延寿（NuclearPlantLifeExtension:

NUPLEX）。

其后能源部、电力研究所和代表沸水堆、压水堆的两个电力公司进行了试点电厂（pilot-plant）的研究工作，研究课题包括：

（1）选定制约运行寿命的设备及其评价；

（2）确定延寿障碍；

　　（3）确立和其他电力公司延寿问题的配合。

　　取Surry-1和Monticello二座核电厂作为研究对象就上述课题进行研究。

　　对Surry-1（PWR，82万kW），就影响电厂寿命的反应堆压力容器、堆内构件、反应堆冷却系统及其支撑结构、安全壳内的电缆、蒸汽发生器、安全壳等23个设备进行了评价、分析，评价结果为：

不存在阻碍60年寿期的技术理由和经济要素。

　　对Monticello（BWR，56.9万kW），就影响电站寿命重要的设备，包括反应堆压力容器、堆内构件、反应堆冷却系统、主要的混凝土构筑物、应急柴油发电机等27个设备进行了评价、分析，结果认为，从技术上讲，70年运行也是可能的。

　　根据试点电厂研究成果，1988年能源部和电力研究所为了确立运行执照更新大纲，又选定Yankee-Rowe核电站（PWR，18.5万kW）和Monticello核电站作为先导电站（lead-plant），分别于1991年9月和1992年末提出了执照更新申请。

Yankee-Rowe核电站后来无限期推迟，并于1992年2月因经济上和规则上的不确定因素而关闭。

　　1985年以后，在NUPLEX计划下进行的产业界研究成果，整理成产业报告，1990年10月递交核管会。

该产业报告中记述了选定的重要老化设备，它们是：

压水堆的安全壳、反应堆压力容器、堆内构件、反应堆冷却系统、安全壳内低压电缆、抗震Ⅰ级构筑物；沸水堆的安全壳、反应堆压力容器、堆内构件、一次冷却剂边界、安全壳内电缆及抗震Ⅰ级构筑物。

在该报告中还包括了运行执照更新重要设备和构筑物的选定方法。

　　核管会于1992年发布执照更新规则（10CFRpart54）[3]，于1995年6月7日发布修订版本[4]，并于1996年12月8日发布环境保护规则（10CFRpart51）修订版。

至此，以执照更新规则为主的核电厂延寿规则体系业已形成。

法国

　　至1998年12月，法国已有运行核电站56座，总装机容量超过5700万kW，其中90万kW压水堆34座、130万kW压水堆20座，还有快中子增殖堆（FBR）2座。

法国总发电量的75%左右依赖于核电，是仅次于美国的世界第二原子能发电国。

但是和美国不同的是法国没有规定核电厂寿命的有关法规，由政府签发的运行许可证，根据核安全局的审查结果或者由于重大异常事故的发生可随时予以取消。

在法国，每隔10年必须作一次彻底检查，检查内容有：

（1）一次冷却系统的水压试验（运行压力的1.5倍）；

（2）安全壳的冶金学状态确认；

　　（3）安全壳泄漏率试验；

　　（4）包含蒸汽发生器传热管在内的一次系统的冶金学检查。

　　作为实际电厂的老化问题，在法国，曾发生过压力容器顶盖贯穿件的应力腐蚀破裂（SCC）和蒸汽发生器传热管支撑板的损伤。

据1997年10月统计，1991年以来全部54座电站检查的结果，2500个贯穿件中有3%左右发生SCC，作了更换。

管支撑板的损伤发生在接近U型弯曲部最上部的第8支撑板，在9个电站的蒸汽发生器上发现，采取了更换对策。

法国电力公司（EDF）在1985年末着手进行经年变化的研究，称作"寿命计划"（LifetimeProject）。

该计划的目的是顺利达到设计阶段预期的寿命（一般是40年），在此基础上，对达到60年寿命的可能性进行研究。

具体实施了以下研究：

（1）材料的经年变化评价；

（2）运行条件变更影响的评价；

　　（3）延寿所必要的安全措施；

　　（4）延寿的经济性评价。

　　之后，法国电力公司考虑到核电站老化管理，在1991年又扩大了"寿命计划"的内容，包括增加130万kW压水堆的评价项目，追加了约40个评价设备。

作为经年变化问题的有关研究，采用考虑了经年变化有关试验、检查、维修等内容的程序，各类设备安全功能可靠性的调查、研究以及在经年变化机理研究基础上开展寿命预测等。

目前，为了研究达到60年寿命的可能性，正在实施试点电厂计划。

德国

　　至1998年12月，德国有14座压水堆（计1641万kW）和6座沸水堆（约计600万kW）的核电站正在运行之中，约占总发电量的1/3。

　　德国没有特殊规定核电站的运行寿命，也没有公开过设计寿命。

一出现与核电站有关的新要求，就提高与之配套的安全基准。

同时，与法国一样，每隔10年对核电站的安全性作定期评估。

这些信息表明德国同样期望核电站的长寿命化。

2　影响寿命的关键技术问题

　　从日本、美国等国家大量核电厂老化研究的结果以及商业堆的运行经验来看，为了延长核电站的寿命，迫切需要解决的主要技术问题有5个。

[5，6]

2.1压水堆的反应堆压力容器（RPV）辐照脆化问题

　　在核电站的设计寿期内，反应堆压力容器属不可更换部件，因此，它的寿命决定了核电站的寿命。

　　反应堆压力容器的主要老化机制是由中子辐照引起的脆化。

这个问题在压水堆上更为严重。

作为美国执照更新计划先导堆的Yankee-Rowe电站于1992年2月关闭，表面上是经济原因，实际上主要原因是反应堆压力容器的辐照脆化问题。

　　根据美国核管会现行管理导则RG1.99，脆化效应应用无延性转变温度上升、上平台能量减小来量度，它们都是快中子注量和杂质（Cu、Ni）含量的函数。

对于寿期末预期的快中子注量大于1017n/cm2的反应堆压力容器，需要制订监督大纲。

大纲中包括了监督管数量及抽取计划。

　　反应堆压力容器寿命管理可分两类情况：

（1）在寿期末，反应堆压力容器的脆化仍是低的。

对这类电厂，反应堆压力容器寿命管理所关心的是如何延长寿命。

（2）在寿期末，预期的反应堆压力容器脆化超过法规管理要求。

对这类电厂，需要采取补偿措施。

　　对第

（1）类电厂，由于后来燃料管理的变化或者在燃料循环中引入其它一些修改，必须重新预测寿期末的脆化程度。

　　对于第

（2）类电厂，可采取降低中子注量、进行具体安全分析或通过对反应堆压力容器进行退火处理的措施给予补偿。

　　根本解决反应堆压力容器辐照脆化问题的办法是使辐照造成的结晶缺陷在高温下得到改善，恢复材料韧性，即对反应堆压力容器在四百数十度下进行退火处理。

美国认为，压水堆要达到60年寿命，退火处理是不可缺少的技术。

为了确立这项技术正在努力推进实证计划。

　　能源部在1995年5月决定，对以MPR为中心的国际企业联队和以WH公司为中心的美国合同企业联队给以资金支持进行退火实证试验。

国际企业联队提议采用电加热方式进行退火，而合同企业联队提议采用气体燃烧方式进行退火处理。

美国合同企业联队利用中途停建电站的反应堆压力容器，于1996年7月进行了实证试验，然而在1997年由于年度预算的削减，试验后的分析工作被中断。

同时，国际企业联队曾计划在1997年使用midland电站的反应堆压力容器进行实证试验，也因预算的关系而中断。

2.2沸水堆堆内构件的应力腐蚀问题

　　堆芯围板焊缝破裂是沸水堆共性的安全问题。

破裂主要发生在堆芯围板焊缝近部的热影响区。

　　奥氏体不锈钢的应力腐蚀问题对于沸水堆来说并不是新问题。

1960年初以来，使用奥氏体不锈钢304和304L的反应堆冷却系统部件的焊接部周围容易发生晶间应力腐蚀早已成为共性问题。

　　核管会推荐的办法是，对于破裂敏感或有可能发生破裂的电厂（例如，对奥氏体不锈钢应力腐蚀没有采取对策的电厂），在停堆换料期间进行综合检查，确认发生破裂的场所，推荐采用拉杆方式或者固定器方式修理。

　　对此问题，瑞典和日本等计划采取更换堆芯围板的方法，并选用对应力腐蚀破裂敏感性低的316L不锈钢。

2.3核Ⅰ级管道的问题

　　核管会在1992年7月对美国反应堆安全咨询委员会（ACRS）就解决执照更新中的核Ⅰ级管道的疲劳问题，提出了应该研究的项目、对这些项目的见解以及认可基准。

其内容如下：

（1）ASME（美国机械工程师协会）第三篇中的疲劳评价适用于设备40年使用期，当进行设备60年使用期的疲劳评价时，无疑对安全裕度持有疑问。

如果原设计运行寿期为40年的核电厂所考虑的各种瞬态发生频率都假设为1的话，那么60年运行寿期的核电厂必须考虑其发生频率为原来的1.5倍，要重新进行材料疲劳分析；此外，还可通过设计改进，使各种瞬态发生频率降低，并在确保安全的前提下增大正常运行范围，以降低非计划自动停堆次数。

如果上述的降低量能达1/3的话，则不必重新论证即可有60年运行寿期。

（2）有关疲劳的认可基准（CLB）规定了累积疲劳损伤因子CUF在1以下，这一点必须按60年进行计算；

　　（3）需要指出，按ANSI（美国国家标准协会）B31.1设计的反应堆核电厂，没有按ASME第三篇要求作疲劳分析；

　　（4）最近进行的许多材料试验结果表明，环境对疲劳的影响是明显的。

ASME第三篇的疲劳曲线没有考虑环境的影响，因此该疲劳曲线的安全裕度并不是象原先考虑的那样充分。

　　核管会仅仅指出了上述研究项目，还没有指出解决的办法。

　　另外，核电厂内有大量容器和设备，并通过各种管道相互连接，它们在不同的压力和温度条件下运行，可能会出现热分层流，特别是在管道弯头处，这就增加了附加热应力，可能造成疲劳损坏。

为了延长电厂寿命，在设计中可采取各种对策尽可能地减少热分层现象的出现。

2.4电气电缆的环境性能评价

　　电气电缆的环境性能评价（EQ：

EnvironmentalQualification）问题由于下列二个原因受到NRC和产业界关注：

（1）最近的装置试验结果表明某些工厂生产的控制测量电缆在失水事故（LOCA）条件下不能满足EQ基准；

（2）已指明，在美国商业用核电站中使用的电缆，对于60年的使用，有可能成为复杂的问题。

　　美国核管会为了解决有关电气设备的环境性能评价问题，开始着手有关的研究。

安全壳内电气电缆纵横布置，电气设备分散设置，没有明确的试验方法和评价方法，要正确掌握电气电缆设备的哪一部分劣化到什么程度是困难的。

为此，电缆以及其他电气设备的试验继续在美国国立研究所进行，期待着得到更高精度的定量化数据。

这些试验比以往仅仅进行自然劣化和人工劣化的对比更精确。

2.5安全壳的老化问题

　　最近，在美国几乎所有类型的安全壳发生了各式各样形态的老化，而且老化速度也呈上升趋势。

　　安全壳是防止核裂变产物（FP）扩散的最终屏障，和反应堆压力容器一起是安全上极为重要的构造物。

安全壳具有密封、屏蔽和支撑机能，不仅在反应堆运行阶段，即使是反应堆退役后也应该维持这些重要的机能。

　　安全壳，不管是钢制的或者混凝土制造的，在设计上都具有足够的裕量。

因此，以前都认为，如果发生老化即使影响到它的强度或机能，仍不会损害它的结构完整性。

但是，这是过去尚没有切实进行电站老化管理而得出的看法。

美国认为，伴随着核电站的高服役期，安全壳的腐蚀（corrosion）和劣化（degradation）现象的发生率呈增加趋势。

　　与钢制和混凝土制安全壳有关的老化研究计划主要有：

（1）核电厂老化研究（NPAR）计划；

（2）构筑物老化研究（SAG）计划；

　　（3）钢制安全壳和衬里的老化和检查计划；

　　（4）延寿（PLEX）计划。

3　结语

　　对压水堆、沸水堆运行过程中发生的设备老化、降级问题及其原因的调查、分析表明，不可更换部件及更换极困难部件的寿命，制约或极大程度地影响了核电厂的寿命，这些设备是反应堆压力容器、堆内构件、安全壳及部分构筑物；在设备老化机理中，关键技术