核電廠壽期管理是核電廠根據主設備供貨商和設計單位的技術檔案和運行經驗反饋，篩選出影響機組壽期的關鍵部件和構築物；針對這些關鍵部件和構築物的老化或失效機理制訂並實施運行全壽期內的各種監測和評價計畫；從工程、運行和維修各方面採取措施使機組壽期達到設計預期壽期或得到延長，為核電廠執照更新提供證明檔案。
基本介紹
- 中文名：核電廠壽期管理
- 外文名：life management ofNPP
管理,評定,蒸汽發生器的壽期管理,輕水堆延長壽期計畫,
管理
壽期管理要達到：①使機組的運行業績和安全維持在可接受水平；②機組運行業績，維修等措施所花費的代價和系統、構築物及部件的服務壽期三者的綜合效果是最佳的；③使核電廠全壽期內的投資回報最大。
由於部件和構築物的老化和失效直接影響核電廠的運行安全，所以它們也是國家核安全監管機構和國際原子能機構監管或關注的領域。核電廠要制訂和執行“老化管理大綱”(ageing management programme，AMP)。國家核安全導則《運行核電廠的定期安全審查》把老化管理列為定期安全審查的安全因素之一。國際核能界把壽期管理看作是老化管理和相關經濟策劃的綜合。
評定
反應堆壓力容器脆性失效的監督和評定
迄今國際核工業界普遍認為反應堆壓力容器是不可更換的，它的失效也即為核電廠壽期的終結。
反應堆壓力容器鋼材長期在快中子輻照下會脆化，這將可能導致壓力容器在運行狀態下脆性斷裂(見反應堆材料輻照效應和反應堆壓力容器材料)。
核蒸汽供應系統的供貨商在最終安全分析報告和壓力容器出廠檔案中給出了下列資料：壓力容器母材和焊縫的材質成分、工藝參數，按規範取樣測得的初始無延性轉變溫度RTNDT和根據輻照試驗預期的無延性轉變溫度升高值DRTNDT與快中子注量的關係。核電廠據此向國家核安全監管機構申請運行許可年限。核電廠還制定監督計畫，定期從堆內取出輻照監督管，送往專門的“熱”實驗室，對已在堆內輻照不同年限的壓力容器母材和焊縫樣品作力學性能試驗並測定對應的快中子注量，從而得到按監督計畫實測的不同運行年限無延性轉變溫度升高值DRTNDT。輻照監督管取出的年限分為第4、7、9、14年，按它們所處位置的中子注量率水平推算，大體相當壓力容器壁經歷11.5、21、27、40.6年的中子輻照效應。這些實測值DRTNDT與快中子注量的關係被用來評定反應堆壓力容器的預期壽期，並報國家核安全監管機構。(見壓水堆本體及無延性轉變溫度)
冷卻劑系統部件疲勞損傷監督和評定
核蒸汽供應系統供貨商依據熱工水力瞬態分析和結構力學分析在設計檔案中給出了反應堆冷卻劑系統的部件在電廠壽期內承受各種典型瞬態的限值。核電廠將按供貨商推薦的典型瞬態說明檔案，從調試開始即建立瞬態統計制度和方法。瞬態統計結果由核電廠技術支持部門作初步整理分析，並定期公布，促使電廠有關人員努力避免那些不該發生的對疲勞損傷有重要影響的異常瞬態。瞬態統計結果一般還要委託專門的設計研究部門作進一步分析，計算部件疲勞壽命，判明薄弱部件，提出加強監督和改進措施。迄今為止國外某些核電廠已有數起由於管道疲勞裂紋而導致冷卻劑泄漏的事故。
安全殼壽期的評定
大多數核電廠的安全殼為預應力混凝土結構，在預應力張拉完成後，絕大多數張拉的鋼索和鋼管之間將灌注凝固性介質予以固定。在施工完成後頭幾年，該種結構的預應力將會有一定程度的應力鬆弛，一般經歷5年將趨於穩定。為此核電廠將在預應力張拉完成後，監測少量沒有灌注凝固物的鋼索，觀測其張力的變化並評價安全殼定期強度試驗的結果，以證實安全殼的預應力在電廠壽期內維持有效(見安全殼完整性監督)。
蒸汽發生器的壽期管理
世界上壓水堆運行歷史顯示，蒸汽發生器往往不能與電廠同壽期。其傳熱管材Inconel-600具有一定程度的應力腐蝕敏感性，結構不合理造成的流致振動和二次側支撐板腐蝕導致對傳熱管的壓縮作用(denting)等也會造成傳熱管破壞。為了避免具有放射性物質的冷卻劑通過二迴路安全閥漏向環境，凡通過在役檢查發現傳熱管減薄到原厚度的某一限值時(一般為40%)，將實施堵管。堵管將使傳熱面積減少，如一次側溫度不提高，蒸汽發生器出口的蒸汽壓力將下降。此外一次側流通面積的減少也會使反應堆流量下降，這樣就會使電廠的經濟指標和堆芯的安全裕量下降。核電廠技術部門必須對堵管的影響做出評價。當傳熱管的堵管裕量(一般10%)被耗盡，堵管對經濟性和安全性的影響被評定為不可接受時，一般要採取更換蒸汽發生器的措施。蒸汽發生器的更換對國際核工業界來說已是一項成熟的技術。為延長蒸汽發生器的壽命，除供貨商改進結構設計、選材和工藝外，營運單位還要努力改善二迴路水質和定期進行二次側清洗。
輕水堆延長壽期計畫
自1979年三里島核電廠事故後，美國新的核電項目陷於停頓。60年代開始建造的核電廠將於2000年以後陸續到達設計壽期。這迫使電力公司和供貨商合作開展延長壽期的研究工作。與這一計畫密切相關的一項重要技術措施就是低中子泄漏堆芯換料策略，以顯著地降低壓力容器壁處的中子注量(見燃料管理)。與這一計畫相呼應，先進輕水堆壽期的設計指標定為60年。
