摘要：本文介绍了核电厂60年寿期改进的相关要求。包括机械设备设计的方案描述，电气仪控设备设计的方案描述，土建结构设计的方案描述。
关键词：60年寿期改进，设备，土建结构，反应堆压力容器，安全壳
1 概述
为使核电实现可持续发展，核电厂必须既保持很高的安全性，又具有很好的经济性。延长核电厂寿命，是改进核电厂经济性的最有力的措施。在役“第二代”压水堆核电厂设计寿命一般是40年，但许多已经运行近40年的核电机组的系统和设备仍能保持完好功能，具有延寿潜力。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，产生了开展核电厂长寿命化研究的需要，美国和欧洲均已在其各自的核电站用户要求文件（URD和EUR）中将核电站的设计寿期定为60年；我国目前在新一代自主设计的福建福清核电厂5、6号机组也提出了设计寿期60年的要求。针对设计寿期从40年延长到60年，核电站内所有不可更换的设备、部件及安全壳等土建结构在设计上都要做相应的改进。
2 分析电厂60年寿期的影响因素和要求
美国用户要求文件（URD）3.3节电厂设计寿期中规定，“电厂应设计运行60年而不需延长维修停堆的时间，电厂应允许迅速更换寿期内老化或失效的设备”。欧洲用户要求文件（EUR）4.2.3节电厂设计寿期中也有类似的规定。AP1000和EPR电站很好的满足了各自国家用户要求文件的规定。关于核电站提高设计寿命以及在役核电站延寿运行，国内外进行了大量的研究工作，根据国外核电厂的设计寿命、定期检查结果，整理核电厂运行及维修中得到的数据，研究设备老化的倾向，从而归纳出影响核电厂寿期的主要设备及设备老化的主要机理。分析安全级的重要的设备和构筑物，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60年寿期；对于维修、更换困难的设备、构筑物，由于长期服役的要求，需按照60年设计寿期进行设计。通过收集分析并借鉴国内外的相关研究结果我们选择了核电站的5项机械设备和1项构筑物作为60年设计寿期的评价对象，包括安全壳、反应堆压力容器、主泵、稳压器、堆内构件、主管道。见表1。
表1 评价对象的老化模式
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从表中可以看出，影响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。核电站的反应堆压力容器（RPV）和安全壳属于寿期内不可更换的设备，RPV和安全壳应按照60年设计寿期进行设计。综合考虑电站的经济性和可利用率等因素以及通过分析EPR和AP1000核电厂60年寿期的实施方案，60年设计寿期电厂的所有主要部件和土建结构均考虑按60年设计寿命进行设计。
2.1 机械设备设计的方案描述
60年设计寿期电厂所有的主要机械设备均考虑按60年寿命进行设计，对于不按60年设计寿命进行设计的机械设备，应尽量在设计阶段考虑设备的更换策略并进行经济技术评价。参考AP1000和EPR的60年寿期实施方案，60年设计寿期电厂中由于RPV是寿期内不可更换设备，虽然电厂寿期是60年但必要时允许在寿期内更换除RPV外的所有机械设备。因此在设计阶段应考虑除RPV外的所有机械设备的更换通道，更换策略和设备的老化管理等。
对于60年设计寿期电厂的所有主要机械设备应从运行、材料选择、结构设计和水化学等四个方面考虑保证设备满足60年设计寿命。下面分别论述：
2.1.1 运行
应尽量通过设计改进和改变运行方式等，使电站60年寿期内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。应尽量增大稳压器容积从而增加瞬态运行的余量，提高RCP承受瞬态工况的能力减少非计划停堆的次数。如果电站60年寿期内各种瞬态发生频率能够减少，就能够降低以疲劳失效为主要方式的一回路系统、核辅助系统和核安全系统设备的疲劳损伤。
2.1.2 材料选择
对于核级材料的选择，除选择满足RCC-M M篇的相关规定的材料外，还应满足我国核安全法规和导则的相关规定。HAF102《核动力厂设计安全规定》中规定“金属材料在设计和选用时应考虑到材料在运行、维护、试验和事故工况下的所有条件，并对使用中可能出现劣化(诸如由于侵蚀、蠕变、疲劳、化学环境、辐射环境和老化)以及在确定部件初始状态和劣化速率时的任何不确定因素，留有适当的裕量”。HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》中3.6节材料选择中规定：
选择冷却剂系统材料时，必须考虑下列性质：
1）与冷却剂的化学相容性；2）与连接材料(例如焊接材料、滑动面、芯轴、填料函和堆焊层)的相容性；3）强度、蠕变和疲劳特性；4）抗腐蚀(包括应力腐蚀)和抗冲蚀性能；5）耐辐照性能；6）延性(包括裂纹增长速率)；7）断裂韧性(脆性破裂)特性；8）易加工性(包括可焊性)；9）辐射活化参数(辐射的类型、截面、杂质含量和半衰期)；10）在假设始发事件期间的性能(例如金属和水的反应)。
选择材料时必须特别注意以下几点：
a)控制合金元素和杂质，缩小有关元素含量的容许范围，例如：
—使奥氏体不锈钢中的钴含量低；
—使奥氏体钢中碳含量低，或进行适当的稳定化处理；
—限制碳钢中碳、硫、磷和硅等元素的含量；
—限制反应堆压力容器堆芯段中的铜、镍和磷的含量；
—限制沉淀硬化材料的使用。
(b) 采用合适的材料制造工艺，以控制晶粒大小；
(c) 控制清洗、标粘、试验、运输、贮存和保温等环节中所用材料中的卤素含量；
(d) 除标准中所推荐的限制和试验以外的特殊限制和附加试验。
60年设计寿期电厂的所有主要机械设备均应选择符合材料标准要求的高质量的结构材料，考虑材料与环境条件的相容性。相容性包括设备材料与其内部流体的相容性；与设备外部保温材料的相容性；在设计基准事故条件下安全壳内使用的材料与喷淋液的相容性；与连接材料的相容性(焊接材料、密封材料、填料函等)等。
2.1.3 结构设计
60年设计寿期电厂的机械设备的结构设计应满足设备的多方面要求，基本要求有功能、可靠性、工艺性、经济性和外观造型等方面的要求。此外，还应改善零件的受力，提高强度、刚度、精度和寿命等。对于受辐照影响的机械设备，通过评价辐照脆化、辐照肿胀和辐照促进应力腐蚀破裂敏感性等，对设备结构设计的改进：如采取适当的屏蔽措施、减少焊缝的数量和改善热工水力参数等来降低辐照对材料的影响。在设备的强度计算中考虑60年的腐蚀裕量来计算选择承压部件的厚度。在疲劳分析中考虑60年的设计瞬态次数进行设备的疲劳分析。在设计中考虑60年的辐照剂量来评价材料的辐照脆化、辐照肿胀、辐照促进应力腐蚀破裂敏感性和设备鉴定中辐照剂量的选择等。
2.1.4 水化学
一回路系统水化学控制的目的是减少一回路设备的腐蚀，保证设备和材料的完整性，特别是保证燃料包壳的完整性；减少反应堆堆芯外的放射性水平。二回路系统水化学控制的目的是减少二回路设备的腐蚀，特别是减少蒸汽发生器的腐蚀，防止传热管破裂而导致放射性物质扩散；减少来自凝水系统和给水系统的杂质和腐蚀产物迁移进入蒸汽发生器；以及减少杂质和腐蚀产物在系统表面的沉积。应严格控制一回路系统、二回路系统和水压试验用水的水质指标，并满足相关法规和标准的规定。
2.1.5 其它方面的要求
电厂60年寿期改进，应有足够的仪控系统监测和记录电厂寿期内重大瞬态，电厂一开始就应记录寿期内规定的信息、环境限值、可接受的准则和相关参数的计算搜集等。总之要做好设备的老化管理工作。《关于印发〈第二代改进型核电项目核安全审评原则〉的通知》（国核安函[2007]28号）规定设备设计所用的RCC-M的版本为2000年版+2002年补遗， RCC-M（2007补遗）很好的满足了EPR核电厂核岛机械设备的设计和制造要求，其中RCC-M（2007补遗）中M2111、M2112、M2113、M2122等规定了材料初始的RTNDT≤-20℃和USE≥130J（RCC-M（2000年版）中规定RTNDT≤-12℃和USE≥104J），这样的规定提高了压力容器材料抗辐照脆化的能力。RCC-M（2007补遗）B3260和附录ZG增加了还抗快速断裂和防止快速断裂的要求。通过压缩运行裕量，使瞬态频率降低和停堆次数减少，必然对超压保护提出了更高的要求。RCC-M（2007补遗）B6000、C6000、D6000中增加了超压保护的要求。因此对于RCC-M（2007补遗）中对电站60年寿期有益的规定，应积极加以参照。
2.2 电气仪控设备设计的方案描述
60年设计寿期电厂的所有的主要电气仪控设备均考虑按60年鉴定寿命进行采购，对于不按60年鉴定寿命进行采购的电气仪控设备，应尽量在设计阶段考虑设备的更换策略并进行经济技术评价。设备鉴定的实质是为了确定设备的合格寿命。所有安全级电气仪控设备在寿期内应能抵御来自环境和运行条件的种种老化因子的负面作用，并在寿期末发生的假想设计基准事件期间和之后的规定时间内，仍能保持其安全功能。因此在电气仪控设备的采购技术文件中应规定设备的60年鉴定寿命。对于鉴定寿命从40年增加到60年。其中60年鉴定寿命试验应包括设备40年鉴定寿命试验中规定的所有鉴定项目。但40年鉴定寿期试验中的热老化试验、正常辐照老化试验和机械磨损老化试验应按照60年寿命的要求做相应修改。
热老化试验：热老化模拟试验是验证在加速老化环境作用下和作用后设备仍能满足各种功能要求。对于鉴定寿命的延长，应根据阿伦纽斯模型换算合格寿命60年的加速老化时间。
正常辐照老化试验：根据辐照老化模型“等剂量/等破坏效应”，材料的辐照效应取决于所吸收的剂量。按照60年鉴定寿命的辐照剂量确定正常辐照老化的试验剂量，该剂量值可根据相关设备鉴定的标准选择或取40年鉴定寿命辐照剂量的1.5倍。
机械磨损老化试验：对于循环操作的电气仪控设备，应估算设备合格寿期内的操作次数，并对样机进行保守的操作循环试验。
虽然电厂寿期是60年但必要时允许在寿期内更换电气仪控设备。因此在设计阶段应考虑电气仪控设备的更换通道，更换策略和设备的老化管理等。
2.3土建结构设计的方案描述
60年设计寿期电厂的所有的主要土建结构均考虑按60年寿命进行设计。核电站设计中所谓的寿期，即是在此寿期内核电站能保证其预定的安全功能，结构及结构构件在此寿期内不需进行大修即可按其预定目的使用。对于建筑物来说，核电站的设计寿期相当于一般工业与民用建筑物的设计使用年限。在我国现行的设计规范中，建筑物的设计使用年限一般为50年。60年设计寿期电厂与现有核电站40年寿期相比多了20年，与设计规范规定的设计使用年限50年相比多了10年。设计寿期的延长，对核电站中不可更换的建、构筑物，特别是预应力混凝土结构的安全壳的耐久性、荷载的取值等都会带来一定的影响。
2.3.1对建筑物耐久性的影响
对建筑物耐久性的影响主要是指对混凝土结构的耐久性的影响。根据《混凝土结构设计规范》GB 50010-2002规定，混凝土结构的耐久性是与建筑物所处的环境类别和建筑物的设计使用年限有关。规范中对混凝土结构在一类、二类和三类环境中，设计使用年限为50年的结构混凝土做规定。《规范》还对处于一类环境中，设计使用年限为100年的结构混凝土做了规定。所以，可以采用国家规范作为参考，设计寿期60年的核电站混凝土结构。
2.3.2 荷载影响
结构自重和设备自重不随时间变化，使用活荷载是按核电站整个使用期内可能出现的最大值确定的，寿期为60年的核电站，是按60年期间可能出现的最大值来确定。
3 结论
综上所述，电厂60年设计寿期改进在技术上是可行的。