ICS 27.120.20 F 69 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20512.1—2018 核电厂运行许可证延续 第1部分：老化管理审查对象筛选 和时限老化分析识别 Operatinglicenses extension ofnuclear powerplant-Part1:Screening of aging management review and identification oftime-limited aging analysis 2018-12-10发布 2019-04-01实施 发布 国家能源局 NB/T20512.1—2018 目 次 前言. II 范围 1 2术语、定义和缩略语 2.1术语和定义. 2.2缩略语. 3范围界定. 3. 1 一般要求. .2 3.2 范围界定信息源. 3.3 范围界定要求.. 3.4 范围界定过程应用 3.5 范围界定流程.. 对象筛选 4 .5 4. 1 一般要求... 4.2对象筛选原则.. 4.3对象筛选过程应用 5时限老化分析识别. 5.1 时限老化分析识别准则... 5.2 时限老化分析识别实施方法 .8 5.3 时限老化分析识别流程.. 6 记录和报告 6' 6.1 范围界定.... 6.2对象筛选.. 6.3时限老化分析识别 .9 附录A（资料性附录） 典型非能动构筑物（构件）和部件的预定功能 10 附录B（资料性附录） 记录要求 18 NB/T20512.1—2018 前言 NB/T20512一2018《核电厂运行许可证延续》分为如下几个部分： 第1部分：老化管理审查对象筛选和时限老化分析识别： 第2部分：机械设备老化管理审查： 第3部分：电气和仪控设备老化管理审查： 第4部分：构筑物和构筑物构件老化管理审查： 第5部分：环境影响评价： 第6部分：反应堆压力容器时限老化分析评价： 第7部分：蒸汽发生器时限老化分析评价： 第8部分：金属疲劳分析评价： 第9部分：电仪设备环境鉴定审查： 一第10部分：预应力混凝土安全壳时限老化分析评价： 第11部分：最终安全分析报告增补指南： 第12部分：申请报告编写指南。 本部分为NB/T20512—2018的第1部分。 本部分按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位：中核核电运行管理有限公司、核动力运行研究所、上海核工程研究设计院有限公 司、苏州热工研究院有限公司。 本部分主要起草人：姜赫、桂春、黄红科、孔德萍、陶钧、王江国、龚凝、陈志林、石秀强、施少 波、史芳杰、张江涛、栾兴峰、陶革、高轩、赵传礼、李志华。 NB/T20512.1—2018 核电厂运行许可证延续 第1部分：老化管理审查对象筛选和时限老化分析识别 1范围 本部分规定了核电厂运行许可证延续安全评估范围界定、老化管理审查对象筛选以及时限老化分析 识别的方法。 本部分适用于核电厂运行许可证延续安全评估活动，其他老化管理活动可参照执行。 2术语、定义和缩略语 2.1术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 2.1.1 范围界定 scoping 根据既定的界定原则，识别出在运行许可证延续活动中需要开展安全评估的构筑物、系统、部件的 过程。 2.1.2 对象筛选 screening 根据既定的筛选原则，在范围界定的基础上，识别出需要进一步开展老化管理审查的构件和部件的 过程。 2.1.3 运行许可证延续安全论证基准safetyevaluationbaseforoperatinglicensesextension 《核电厂运行许可证》有效期限延续安全论证的基准是核电厂营运单位在提交《核电厂运行许可证》 延续申请时《核电厂最终安全分析报告》的有效修订版本，以及其他没有纳入安全分析报告的国家核安 全局批准的安全重要修改。 2.1.4 预定功能intendedfunctions 为了完成或支持设计基准事件预防和缓解的安全功能，或为满足特定的监管要求，电厂构筑物、系 统和部件应实现的功能响应。 2.2缩略语 下列缩略语适用于本文件。 OLE：运行许可证延续（OperatingLicensesExtension） AMR：老化管理审查（AgingManagementReview） TLAA：时限老化分析（Time-LimitedAgingAnalysis） SSCs：构筑物、系统和部件（Structures,SystemsandComponents） 1 NB/T20512.12018 3范围界定 3.1一般要求 范围界定是开展运行许可证延续安全评估的基础，为确保安全评估的完整性，在界定之初应制定满 足OLE监管要求的界定原则，并严格控制执行。 3.2范围界定信息源 开展运行许可证延续范围界定的主要信息源如下： a) 最终安全分析报告； b) 系统和主设备清单； c) 定期安全审查报告： (P 设备管理数据库，包含设备基础信息、核安全分级等信息； e) 运行培训手册： f) 机械和电气设备合格鉴定文件： 图样，包括系统流程图、电气接线图、仪控逻辑图等： h) 设计文件，包括系统设计手册、技术规格书、设计任务书等； i) 运行规程，包括应急运行规程、通用运行规程、非正常运行规程、正常运行规程等。 除以上参考信息源外，不排除还有其他信息源。 3.3范围界定要求 3.3.1 界定原则 开展运行许可证延续范围界定的原则如下： a）安全重要SSCs： b) 非安全重要但故障后影响安全的SSCs： c) 其他应纳入OLE评估范围的SSCs。 3.3.2安全重要SSCs 在《核电厂最终安全分析报告》中描述了安全重要SSCs所承担的基本安全功能，这些基本安全功能 如下： a) 控制反应性： b）排出堆芯热量； c）包容放射性物质和控制运行排放，以及限制事故释放。 在界定安全重要SSCs时，应按照上述对应的设计基准安全功能逐一进行识别。因核电厂设计时已 对安全重要SSCs根据其安全功能和安全重要性进行了分级，在具体界定操作时，可以把电厂安全级的 SSCs直接界定进来，若出现某些核电厂的安全级SSCs清单内容超出上述三大基本安全功能涉及的范围， 可根据上述三大基本安全功能进行排除。 3.3.3非安全重要但影响安全的SSCs 在核电厂非安全重要SSCs中，有一些故障时可能影响3.3.1.a）安全重要SSCs执行功能的SSCs，其 类别如下： a）核电厂现行安全论证基准（主要是FSAR）中存在的一些非安全重要SSCs： 2 NB/T20512.1—2018 1）飞射物。核电厂一些内、外部事件（如转动设备故障）可能产生飞射物，而用来保护周围 安全级设备免受这些飞射物影响的非安全屏障，应属于OLE安全评估范围： 2) 吊车。核电厂中的高空装卸系统，如反应堆厂房内的环形吊车、燃料厂房内的桥式吊车， 在使用时其负载坠落可能会影响周边安全重要SSCs的安全，或直接造成核燃料破损，造 成放射性外泄，这些吊车应属于OLE安全评估范围： 3）水淹。为安全重要SSCs提供防洪屏障的所有非安全设施，如海堤、排洪沟等，应属于 OLE安全评估的范围： 4) 高能管道破裂。为防护高能管道破裂影响安全重要SSCs，电厂设计和安装了管道防甩件、 安全重要但影响安全的高能源管道系统不发生故障或故障只发生在特定的位置，该管道系 统应属于OLE安全评估范围，并应进行AMR，以确保这些假设仍然有效。 b) 核电厂现行安全论证基准外存在的一些非安全重要SSCs： 1）与安全重要SSCs直接相连的SSCs。对于与安全级SSCs直接相连的非安全级SSCs（通 常是管道系统），从安全级SSCs开始，经过安全/非安全交界面直到第一道抗震锚固件或 等效锚固件的非安全级管道系统和支撑，都属于OLE评估范围。对于这一类SSCs的界 定，可通过查找系统流程图和管道布置图进行，并辅以必要的现场勘查来确定。识别第 道抗震锚固件或等效锚固件的要点如下： 抗震锚固件所指向的装置或构筑物应确保将力和力矩限制在三个正交方向： 一等效锚固件本身不是锚固件，但能起到替代锚固作用。如安全级管道后没有抗震锚 固件固定而是直接连接到非安全级大型设备（如热交换器），该设备及其支撑将作 为电管道系统设计分析的一部分，来确保力和力矩限制在三个正交方向。 2）与安全重要SSCs不直接相连的SSCs。对于不直接连接到安全级SSCs，或连接在第一道 等效锚固件外的非安全级SSCs，如果它们的故障会阻碍安全重要SSCs功能的实现，那 么就属于界定范围之内。这种情况可能在现有的安全论证文件中没有体现，应现场勘查确 定。此类SSCs一般从缓解和预防两个角度来进行界定 若电厂已设置了缓解设施（如管道防甩击装置、射流屏蔽墙、喷淋屏蔽墙、抗震支 撑、防洪屏障等），可以保护安全级SSCs免受非安全级管道段故障的影响，并能得 到证明，那么只有缓解设施应包含在OLE范围之内，非安全级管道段不应包含在内： 如果不能证明缓解设施可以保护安全级SSCs免受非安全级管道段故障后的影响，那 么应评估预防措施。此措施要求将非安全重要管道段纳入OLE范围内，并且对管道 段的部件进行审查。 3.3.4其他应纳入OLE评估范围的SSCs 主要包括： a) 国内监管要求涉及的SSCs。如： 1) 《核电厂最终安全分析报告》中所描述的防火设计、火灾探测和灭火系统： 2） 《核电厂最终安全分析报告》中所描述的超设计基准事故的预防或缓解设施： 3) 未纳入《核电厂最终安全分析报告》，但经国家核安全局批准或国家核安全局所要求的改 进项。 b) 参考行业经