GB_T 43797-2024 核电厂运行许可证延续评估通用要求.docx

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1、ICS27.120.20CCSF63OB中华人民共和国国家标准GB/T437972024核电厂运行许可证延续评估通用要求Generalrequirementsofoperatinglicensesextensionassessmentfornuclearpowerplants2024-03-15发布2024-07-01实施国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会目次前言I1范围12规范性引用文件13术语和定义14缩略语25 基本要求26 评估流程27 安全论证基准确定38 电厂整体评估39时限老化分析510环境影响评估511安全改进及承诺612最终安全分析报告增补和修改613运行许可证延续申请

2、文件编制614延续运行安全基准更新7本文件按照GB/T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAeTC58)提出并归口。本文件起草单位：中核核电运行管理有限公司、核动力运行研究所、生态环境部核与辐射安全中心、核工业标准化研究所、上海核工程研究设计院股份有限公司、苏州热工研究院有限公司、大亚湾核电运营管理有限责任公司、中冶检测认证有限公司。本文件主要起草人：姜赫、陶钧、曹国畅、李志华、许锋、张江涛、赵传礼、张锋、山雪峰、尚宪和、孔酰、孙海涛、刘尚源、

3、回、韩邮、邹建平、陈志林、黄平、王春辉、方奎元、荣的张维、李世伟、方江、蔡达华、马回明、康云鼎、邓瑞J原、吴剑、杨琪震、栾兴峰、陶革、高轩、曹洪胜、王欣、孙业丛。核电厂运行许可证延续评估通用要求1范围本文件规定了核电厂运行许可证有效期限延续评估的流程、安全论证基准确定、电厂整体评估、时限老化分析、环境影响评估、安全改进及承诺、最终安全分析报告增补和修改、运行许可证延续申请文件编制以及延续运行安全基准更新等要求。本文件适用于核电厂运行许可证有效期延续（简称“运行许可证延续”）评估活动，其他核设施参照使用。2规范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期

4、的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB/T417172022NB/T20476.1核电厂老化管理与寿命管理术语NB/TNB/TNB/TNB/TNB/TNB/TNB/TNB/TNB/TNB/T20476.220476.320476.420476.520476.620476.720476.820476.920476.1020476.11NB/T20476.12核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运

5、行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续核电厂运行许可证延续第1部分:第2部分:第3部分:第4部分:第5部分：第6部分:第7部分:第8部分：第9部分:老化管理审查对象筛选及时限老化分析识别机械设备老化管理审查电气和仪控设备老化管理审查构筑物和构筑物构件老化管理审查环境影响评价反应堆压力容器时限老化分析蒸汽发生器时限老化分析金属疲劳分析电气和仪控设备时限老化分析第10部分：预应力混凝土安全壳时限老化分析第11部分：最终安全分析报告增补指南第12部分：申请书编制指南核电厂运行许可证有效期限延续的技术政策（试行）（国核安发（2015）280号）3术语和定义GB/T417172022界定的

6、以及下列术语和定义适用于本文件。3.1老化管理审查ageingmanagementreview对老化管理资源配置、范围界定、对象筛选、老化机理分析和老化效应识别、监测和检测、评估和缓解等进行审查的活动。3.2时限老化分析time-limitedageinganalysis针对设定的机组运行期限，对于按既定筛选原则所确定的构筑物、系统和设备，对其与时间相关的老化在评价期末是否会影响其执行预定功能能力而进行的分析和计算活动。4缩略语下列缩略语适用于本文件。FSAR:最终安全分析报告(FinaISafetyAnalysisReport)O1.E:运行许可证延续(OPerating1.icenseEx

7、tension)SSCs:构筑物、系统和设备(StnICtUreS,SystemsandComponents)5基本要求5.1 在核电厂运行许可证有效期限到期的5年前，应至少完成O1.E评估。5.2 核电厂应基于现行有效的安全论证基准开展针对O1.E的评估活动。5.3 核电厂中长期改造规划中应包含O1.E改进优化安排。5.4 各项评估过程应规范化，便于回溯和校审。6评估流程6.1 O1.E评估流程如图1所不。图1O1.E评估流程6.2 确定安全论证基准，作为后续电厂整体评估、时限老化分析、环境影响评估的依据。6.3 开展电厂整体评估、时限老化分析、环境影响评估，并根据评估结论确定安全改进及承诺

8、、最终安全分析报告增补和修改。6.4 根据O1.E评估结果编制O1.E申请文件。6.5 在O1.E正式获批前应进行安全基准更新，并体现O1.E评估的结果。7安全论证基准确定7.1核电厂在开始O1.E评估时应首先确定安全论证的基准。7.2 安全论证基准主要包括：-O1.E申请时FSAR的有效修订版本，以及其他没有纳入FSAR的国家核安全监管部门批准的安全重要修改；-O1.E申请期间安全基准发生的变化：核安全监管部门所批复的或认可的文件。7.3 原则上O1.E安全论证所依据的法规及标准为现行FSAR中依据的法规及标准。8电厂整体评估8.1 概述电厂整体评估活动主要包括范围界定、对象筛选、老化管理审

9、查以及常规岛评估，其中，老化管理审查包括老化效应识别、老化管理大纲审查、运行经验审查等。电厂整体评估流程如图2所示，先需对核电厂所有SSCS进行梳理，根据范围界定原则确定评估范围，再根据对象筛选原则进一步确定评估对象，最后再针对这些对象开展老化管理审查活动。核电厂应从电力业务许可证延续角度，对常规岛主要部件进行评估。范面界定运行经验审查)傩功能识别老化管理大纲审查老化效应识别图2电厂整体评估流程对弦筛选常规岛SSc、不在评估他围老化管耳审行进行常规岛评估是否属广您野是常规岛评估8.2 范围界定8.2.1 范围界定准则如下：a）FSAR中所描述的执行控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质，以及

10、控制运行排放、限制事故释放等基本安全功能的SSCs;b）发生故障可能会影响a）所述SSCs执行功能的核电厂其他SSCs;c） FSAR中所描述的防火、火灾探测和灭火设施；d） FSAR中所描述的超设计基准事故的预防或缓解设施；e）未纳入FSAR,但经国家核安全监管部门批准或另有要求的改进项中涉及安全的SSCs。8.2.2 范围界定方法和流程按NB/T20476.1执行。8.2.3 范围界定潜在输入信息源包括FSAR、设计基准文件、主设备清单、系统手册、概率安全分析报告、严重事故管理导则等。8.2.4 范围界定结果应包含所有安全重要SSCs、非安全重要但故障会影响安全的SSCS以及有特定监管要求

11、的其他SSCs,形成清单并体现该SSCS预定功能以及选定理由。8.3旅僦8.3.1 对象筛选准则如下：a）在执行预定功能时，结构、特性不发生改变的构件和部件，但不包括活动部件；b）不基于鉴定寿命和规定时间进行更换的构件和部件。8.3.2 确定适合的对象筛选方法和流程，对采用的对象筛选方法予以说明，并陈述采用这些方法的理由。筛选方法和流程按NB/T20476.1执行。8.3.3 对象筛选以范围界定结果作为输入。8. 3.4对象筛选结果应形成老化管理审查对象清单。8.4 老化管理审查8.4.1老化管理审查内容如下：a）说明待审查构件和部件的预定功能；b）根据材料、环境、运行经验等识别适用的老化效应

12、；C）明确和描述适用的老化管理大纲；d）证明核电厂采取的老化管理措施有效：e）说明需改进的老化管理措施、修订或增补的老化管理大纲等。8.4.2老化管理审查目的为确保该构件或部件能在延续运行期内继续执行预定功能。8.4.3老化管理审查依据为被核安全监管部门认可且适用的国内外老化管理文件、研究成果、经验反馈等。8.4.4老化管理审查方法和流程按NB/T20476.2、NB/T20476.3、NB/T20476.4执行。8.4.5老化管理审查以老化管理审查对象清单作为输入。8.4.6老化管理审查结果应形成老化管理审查报告。8.5 常规岛评估核电厂应开展常规岛评估，评估内容至少应包括:a）主要金属部件

13、评估；b）主要电气部件评估；c）主要热工控制系统评估；d）汽轮发电机组轴系振动状况评估；e）汽轮机热力性能评估。9时限老化分析9.1 核电厂应开展时限老化分析，时限老化分析对象应同时符合以下筛选条件：a）属于O1.E评估范围内的SSCs;b）涉及老化效应；c）与当前运行年限确定的时限假设相关；d）与核电厂安全决策相关；e）可用于证明SSCs实现其预定功能的结论或得出此结论的相关依据；D现行有效安全基准所包含或引用的分析。9.2 时限老化分析工作内容至少应包括：a）基于筛选条件确定时限老化分析清单；b）对清单中所有计算内容及结果进行分析。9.3 应描述所采用时限老化分析方法的合理性。分析方法和流

14、程按NB/T20476.1、NB/T20476.6、NB/T20476.7、NB/T20476.8、NB/T20476.9、NB/T20476.10执行。9.4 时限老化分析结果应证明：a）在核电厂延续运行期间原分析仍有效；b）或重新分析后可以覆盖至延续运行期末；c）或延续运行期间能够充分地管理老化对预定功能的影响。9.5 时限老化分析结果应形成O1.E时限老化分析报告。10环境影响评估10.1 应基于核电厂环境影响报告书与核电厂实际运行期间环境影响相关的监测数据、专题评价等，开展核电厂O1.E环境影响评估工作。10.2 O1.E环境影响评估包括实际运行环境影响评价，以及延续运行期间的环境影响

15、预测与评价，评估内容至少应包括：a）适当性：根据核电厂实际运行的环境影响评价结果，对核电厂环境影响报告书是否适当进行评估；b）符合性：根据核电厂实际运行环境影响和延续运行环境影响的预测结果，对与申请O1.E时有效环境保护标准的符合程度进行评估；c）可接受性：根据对环境变化的预测和评价，对延续运行所带来的环境影响是否可接受进行评估。10.3 实际运行评价依据为批复核电厂环境影响报告书时的环境保护标准，延续运行期间的环境影响评价依据为申请O1.E时环境影响评价标准。10.4 环境影响评估方法和流程按NB/T20476.5执行。10.5 5环境影响评估结果应形成O1.E环境影响评估分析报告。11安全改进及承诺11.1 应根据O1.E评估结论以及安全审评活动过程产生的其他要求确定安全改进活动，如设计变更、工程改造、配置优化、管理强化等。11.2 应将安全改进活动形成O1.E承诺项，逐一落实