ICS 27.120.20 F 65 备案号：38344-2013 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20154—2012 压水堆核电厂反应堆压力容器 老化管理指南 Guideline of ageing management for PWR reactor pressure vessels 2012 - 10 - 19发布 2013-03-01实施 国家能源局 发布 NB/T201542012 目 次 前言 范围 1 2 规范性引用文件 术语和定义 4 老化管理对象。 5 老化管理组织机构 4 6全寿期老化管理和方法 7老化管理内容 5 附录A（资料性附录） 反应堆压力容器老化机理. 13 附录B（资料性附录） RSE-M规范反应堆压力容器在役检查范围 16 附录C（资料性附录） 反应堆压力容器老化缓解方法. 17 NB/T 201542012 前言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准参考IAEATECDOC-1556《核电厂安全相关重要设备老化的评估和管理一反应堆压力容器》。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：苏州热工研究院有限公司、中广核检测技术有限公司、大亚湾核电运营管理有限 责任公司。 本标准主要起草人：任爱、王荣山、吕峰、黄平、万强茂、李明、陈怀东、王俊、范念青、刘向兵、 彭啸、陈明亚、徐超亮。 II NB/T201542012 压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理指南 1范围 本标准规定了压水堆核电厂开展反应堆压力容器老化管理工作的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理工作的制定、实施和完善。 2规范性引用文件 下列引用文件对于本标准的应用是必不可少，凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本 适用于本标准，凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本标准。 HAD103/01核动力厂运行限值和条件及运行规程 HAD103/07核电厂在役检查 HAD103/08核电厂维修 HAD103/11核电厂定期安全审查 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 老化ageing 构筑物、系统及部件的特征随时问或使用而逐渐变化的一般过程。 3.2 老化降质ageing degradation 能够削弱构筑物、系统和部件在其验收标准范围内运行能力的老化效应。 3. 3 老化管理ageingmanagement 为把构筑物、系统或部件的老化控制在可接受限值内而采取的工程、运行和维护行动。 注：工程行动的实例包括设计、签定和故障分析。 运行行动的实例包括监视、在规定限值内执行运行程序和进行环境测量。 维护行动的实例包括预防性维修、纠正性维修、更换。 3. 4 反应堆压力容器reactorpressurevessel 包容和支承堆芯核燃料组件、控制组件、堆内构件和反应堆冷却剂等的承压容器，并与 堆内构件一起形成冷却剂流道。 4老化管理对象 4.1反应堆压力容器功能 1 NB/T201542012 将核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内，与一回路管道等设备共同组成冷却剂的 压力边界，是防止放射性物质外泄的安全屏障。 4.2反应堆压力容器基本结构 4.2.13 主要部件 典型压水堆核电厂反应堆压力容器主要部件包括： （a）上封头； （b）控制棒驱动机构（CRDM）管座； （c）排气管： （d）热电偶套管： （e）顶盖法兰； （f）筒体法兰； （g）主螺栓； （h）接管段； （i）进、出口接管（包括安全端）； （j）堆芯筒体； (k）过渡段； （1）下封头； （m）测量仪表管座； （n）径向支撑块。 典型压水堆核电厂反应堆压力容器结构如图1所示。 2 NB/T20154-2012 排气管 CRDM管座 热电偶套管 吊耳 上封头 主螺栓 顶盖法兰 简体法兰 出口管嘴 进口管嘴 堆芯简体 焊缝 径向支择块 下封头 测量仪表管座 图1 典型压水堆核电厂反应堆压力容器结构示意图 4.2.2焊缝 反应堆压力容器部件和部件之间的连接处存在焊缝，包括： 上封头与顶盖法兰连接处（若采用一体化顶盖锻件则无此焊缝）； 一筒体法兰与接管段连接处（若采用一体化锻件则无此焊缝）； 一接管段与堆芯筒体段连接处； 一堆芯筒体段与过渡段连接处； 过度段与下封头连接处； 接管与接管段连接处； 接管与安全端连接处； 贯穿件与封头连接处； 径向支撑块与下封头过渡段连接处。 3 NB/T201542012 4.2.3堆焊层 反应堆压力容器内壁一般有3mm～10mm的奥氏体不锈钢或者镍基合金钢堆焊层，主要目 的是防止反应堆压力容器部件发生腐蚀。 5老化管理组织机构 核电厂应根据实际情况建立反应堆压力容器老化管理的组织机构。 核电厂应确定该组织机构的职责、分工及与其他组织机构的接口，为反应堆压力容器老 化管理提供资源保证。 6全寿期老化管理和方法 6.1全寿期老化管理 6.1.1概述 反应堆压力容器的老化管理应从设计阶段开始，贯穿于设计、制造、安装、调试、运行、 退役等阶段。核电厂应记录和保存各个阶段的信息和数据，国际原子能机构在SafetySeries No.50-P-3《DataCollectionandRecordKeepingfor theManagementofNPPAgeing》 中推荐了数据收集和保存的方法，可供参考。 6.1.2役前阶段的老化管理 役前阶段的老化管理包括设计、制造、安装以及调试阶段的老化管理工作，主要是结合 最新的老化实践活动进行预防性的老化管理，包括反应堆压力容器材料的留样和试验，老化 监测设施的设计、安装和调试，以及设计基准、建造和调试数据的采集和保存等方面工作， 为核电厂在役阶段老化管理工作的开展奠定基础。 6.1.3在役阶段的老化管理 在役阶段的老化管理包括设计寿命期间以及延寿运行期间的老化管理工作，主要是通过 运行、检查和监测以及维修活动来保证及时发现和缓解可能影响反应堆压力容器安全功能的 老化降质现象，是反应堆压力容器老化管理的关键阶段。 6.1.4退役阶段的老化管理 退役阶段的老化管理主要是通过前期准备以及适当的检查和维修来保证核电厂退役过 程的需要。 6.2老化管理方法 按照图2所示的德氏图方法对反应堆压力容器进行老化管理。 4