秦山核电厂长期运行工程实践

秦山核电厂是中国大陆首个面临运行许可证延续（OLE）的核电机组，是中国大陆首个获得批准延长运行20 a的核电机组。本文介绍了秦山核电厂运行许可证技术体系及相应的流程，秦山核电厂OLE的成功经验对后续核电厂开展长期运行有很好的借鉴意义及示范作用。     

秦山核电厂运行许可证延续技术路线研究与应用

通过调查研究国际上核电厂主流的延寿技术路线，制定了适于我国核电厂延寿的技术要求，确定了安全评估的主要内容。采用该技术路线在秦山核电厂开展了安全评估的范围筛选、对象筛选、老化评估、最终安全分析报告增补、环境影响评价、工程改造等方面的工作。实践应用表明，该技术路线切实可行，满足我国的核安全监管要求，秦山核电厂的运行许可证延续（OLE）项目最终通过了监管部门的审评，获得了延续运行许可证。     

秦山核电厂运行许可证延续申请环境影响评估的实践与思考

针对秦山核电厂运行许可证有效期限到期，为延续运行开展的运行许可证延续（OLE）相关工作，研究分析了美国执照更新（LR）和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）体系，并基于国家核安全局颁布的《〈核电厂运行许可证〉有效期限延续的技术政策（试行）》，对核电厂延续运行环境影响评估的适当性、可接受性、符合性进行了分析研究，提出了适用于我国的核电厂OLE环境影响评估工作方法与流程；结合秦山核电厂的工程实践经验对评估过程中评价基础、评价标准、资料收集范围、源项优化问题进行了研究，并对我国核电厂延续运行相关工作提出了建议。     

秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析

为开展秦山核电厂运行许可证延续（OLE）申请的核安全审评，采用文件审查和现场踏勘的方式，依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考美国执照更新（LR）的法规和标准等技术文件，针对老化管理审查（AMR）的筛选、AMR的结果、时限老化分析（TLAA）、安全分析报告增补、老化管理大纲（AMP）等方面开展了深入的研究，形成了相应的审评技术见解和审评经验，为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑，为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。     

应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究

核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法,通过考虑趋势分析,老化失效模式与影响分析,风险重要度分析,在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵,为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。     

核电厂水工构筑物的老化评估

核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物,在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物,本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应,开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动,掌握了水工构筑物的实际服役状态,证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。     

秦山一期常规岛设备更新设计研究

常规岛设备更新是核电站运行许可证延续项目(OLE)中重要的一项工作,文章阐述了我国自主设计、建造的第一台核电机组(秦山一期300MW级机组)常规岛设备更新项目的设计方案,重点分析了汽轮机更新方案、发电机更新方案、堆机参数匹配、机组背压优化、机组的基座强度复核、常规岛二回路工艺设备的适应性,并对管道系统进行了核算,进一步归纳了常规岛设备更新项目设计工作应关注的重点,为我国后续核电站运行许可证延续项目提供参考和借鉴。     

瞬态监督和处理方法在核电厂运行许可证延续中的应用

核电厂延续运行前,由于缺乏瞬态监督管理对核电厂延续寿命影响的具体认知,相关瞬态监督和控制仅限于设计寿期范围内,没有涉及到延续运行。这导致核电厂在运行前期没有针对性地管理瓶颈瞬态的消耗,从而减少了核电厂实际可达的寿命长度;或者相关瞬态数据收集不够详细,不足以支撑更细致的疲劳分析,在延续运行评估时只能采取更多的包络处理,难以实现更长的评估寿命。本文针对上述此问题,通过汲取秦山核电厂延续运行研究中瞬态相关经验,从日常运行监督和专项延续评估两个方面,对核电厂延续运行瞬态监督和数据处理进行研究,形成了适用于核电厂延续运行的瞬态管理技术方法,可有效指导后续核电机组开展延续运行工作。     

研究堆运行许可证延续技术路线研究与应用

为了支持高通量工程试验堆（HFETR）的运行许可证延续（OLE）申请工作，通过分析美国核电厂执照更新（LR）方法和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）方法，采用“原则依据IAEA、操作借鉴美国”的技术路线，建立了一套适用于HFETR的OLE申请方法。采用该方法指导HFETR开展了定期安全审查（PSR）、老化管理审查（AMR）和时限老化分析（TLAA）等方面的安全论证工作。实践表明，HFETR本次OLE申请中所应用方法可以满足我国研究堆的核安全监管要求，其OLE申请工作最终通过了监管部门的安全审查，获得了延续运行许可证。     

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立,分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程,结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题,提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略,研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。      

确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨

目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。     

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。     

浅析美国核电厂执照更新的物项筛选原则

我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。延续论证首先需要确定纳入审查范围的系统、构筑物和设备,并需要对这些系统、构筑物和设备进行评价,以确保核电厂的安全性。本文解读了美国法规对核电厂执照更新中物项筛选原则的要求,并对其进行分析和研究,为我国核电厂运行许可证有效期限延续申请和相关审评工作提供了参考依据和支持。     

日本美滨3号机组恢复运行

正【美联社东京2021年6月23日电】日本关西电力公司(Kansai)2021年6月23日宣布,美滨3号机组已于当日恢复运行。美滨3号是一座780兆瓦压水堆,1976年投运,是日本首批三台获准延寿20年的核电机组之一,也是其中首台恢复运行的机组。2011年福岛事故发生前,日本核电机组的运行许可证有效期为40年,     

核电厂运行许可证延续安全评估范围和对象的确定

为确保核电厂延续运行安全评估的完整性和有效性，通过分析延续运行的特点，分析得出安全评估需要重点关注的问题，并据此建立了范围和对象筛选确定的有效方法。通过该方法，秦山核电厂识别出延续运行安全评估的范围和对象，使后续评估得以有效开展。实践证明，按此确定的结果能够满足核安全监管对延续运行安全评估对象的筛选要求。同时也表明秦山核电厂延续运行安全评估的范围和对象的确定原则是合理的，其方法和流程能有效指导后续核电厂的延续运行实践。     

阿根廷阿图查1号机组获准换发许可证

正【世界核新闻网站2018年4月16日报道】阿根廷核监管机构已批准为拉丁美洲首台核电机组——阿图查1号机组(362 MWe加压重水堆)换发运行许可证。2018年4月9日,阿根廷核监管局(ARN)为该机组签发新运行许可证,并授权该机组启动长期运行的第一阶段。核监管局称,在此阶     

秦山核电厂蒸汽发生器的老化管理

依据蒸汽发生器(SG)老化管理的PDCA (PLAN、DO、CHECK、ACT的首个字母的缩写,可以简称为戴明循环)循环,阐述了秦山核电厂SG老化管理体系的建立、SG的运行控制(主要是水化学控制)、检查、检测和评估以及SG的维护措施.通过这些措施的实施,对SG的老化降质进行了有效的管理,确保秦山核电厂运行16 a后,SG仍处于一个良好的运行状态.     

秦山核电厂主控制室更新技术研究与策划

基于运行许可延续（OLE）的需求，为确保主控制室与应急控制室（简称主控室和应控室）的设计及设备符合国家核安全相关法规及标准要求，通过对秦山核电厂主控室及应控室的盘台现状、人机接口进行调查和分析，对盘台结构、设备改进及人机接口再设计进行了研究，提出了主控室和应控室整体更新的解决思路并开展了可行性论证，策划了总体设计更新方案、验证流程和实施管控方法。工程实践及运行业绩表明本研究方法是有效的，可为核电机组OLE研究提供指导。     

核电厂运行许可证延续评估中电仪设备的老化管理审查研究

通过研读《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》,并参考国外核电厂延寿活动中的经验,结合国内核电厂的运行许可证延续（OLE）评估活动的实际情况,介绍了核电厂OLE中的电仪设备老化管理筛选、老化效应识别评估和管理活动审查的实施流程及方法;分别以实例形式给出了“物项组”、“假想故障”以及“区域空间法”等的应用策略。策略的应用优化了筛选流程,提高了老化管理审查（AMR）活动的效率,对核电厂OLE有一定借鉴意义。     

高通量工程试验堆运行阶段老化管理方法研究

为有效地开展高通量工程试验堆（HFETR）的老化管理,需要按照有效的老化管理方法实施老化管理活动。通过对老化管理范围筛选、老化认知、老化管理活动实施的方法策略进行研究,在HFETR老化管理实践以及运行许可证延续（OLE）申请经验的基础上,建立了适用于反应堆运行阶段基于戴明循环“计划-实施-检查-行动（PDCA）”的系统性老化管理体系并应用于实践。HFETR在首次OLE申请工作完成了老化管理审查（AMR）表明,HFETR的老化管理方法是有效的,可以为研究堆老化管理提供参考。