核电厂老化管理的内容(二篇)
核电厂支撑结构老化管理方法探讨
建筑与结构设计A rchitectural and Structural Design核电厂支撑结构老化管理方法探讨Discussion on the Aging Management of Support Structure in Nuclear Power Plant阙家嘉I,罗卫华2,史芳杰「，汤志杰＞(1.苏州热工研究院有限公司，江苏苏州215000；2.大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳518124)QUE Jia-jia1,LUO Wei-hua2,SHI Fang-jie1,TANG Zhi-jie1(1.Suzhou Nuclear Power Research Institute Co.Ltd.,Suzhou215000,China;2.Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co.Ltd.,Shenzhen518124,China)【摘要】支撐结构的老化管理在核电厂的许可证延续中是重要一环，此外，对核电厂的安全运行也至关重要，但目前缺乏完善的管理体系。
论文对支撑结构的老化管理范围和老化效应进行阐述，同时对目前2种支撑结构管理体系进行比较。
针对目前的管理现状，对系统化的老化管理方法进行探讨，为支撑结构的老化管理给出了合理化的建议。
[Abstract]The aging management of support structure is an important part of the license renewal of the nuclear power plant,and it is also important for the safe operation of n uclear p ower plant.But at the present,there is lacking ofa sound management system.In this paper,the aging management scope and the aging effects of the support structure are expounded,and the two management systems of support structure are compared.For the current management status,the systematic aging management method is discussed,which can provide rationalized suggestions for t he aging management of s upport structures.【关键词】核电厂；支撐结构；老化效应；老化管理[Keywords]nuclear power plant;support structure;aging effects;aging management【中图分类号】TM623.7【文献标志码】B【文章编号】1007-9467(2019)03-0007-04[DOI]10.13616/ki.gcjsysj.2019.03.2041引言核电厂的设计寿命通常为40年，为了延长机组寿命,必须对核电厂进行全面安全评估和改造。
老化管理培训
设备老化管理方法
设备老化管理应包含三个步骤： ― 选择老化管理设备。即选择需进行老化鉴定 和评价的核安全相关设备； ― 所选设备的老化管理研究。即了解所选择设 备的老化机理，确定和研究监测和减缓设备老 化有效且实用的方法 ― 采取适当的老化管理行动。即采取有效措施 管理所选择设备在监督、维修和运行中的老化 降级过程。
“设备老化”的概念：
核电站的系统、结构或设备由于一个或几个老 化机理的综合影响，随着服役时间和使用周期 的延长，其物理特性会产生一定的变化，这种 变化的过程就称为设备的老化。
设备老化的影响：
由于老化的影响，最终导致设备功能的降级， 如果不设法延缓设备的老化的过程，将使这些 设备的安全裕度很快地降到要求的最低限值， 导致设备寿命的终结。图一表示了时间作用对 设备安全状态和安全裕度的影响。
老化管理流程
计划： SSC老化管理大纲的协调和优化
改进老化管 理程序的有 效性
使预期的老 化降级最小 化
采取措施： SSC的维修
SSC的老化理解 数据的收集、保持和分析
运行： SSC的运行和使用
纠正不可接 受性老化降 级 监测： SSC的监督、检查和评估
老化降级的 检查
老化管理审评
十年安全评审是根据国家核安全局的要 求每个十年对核电站进行一次全面的综 合性评审。评审的内容分为十一个专题， 其中包括老化管理专题评审。 老化管理专题评审的目的： 是否对核电厂的老化进行了有效的管理， 因而所需要的安全要求裕度得到了保持； 为了核电厂的将来运行，是否有合适的 老化管理大纲；
老化理解和分析
选定的设备 步骤I―――阶段性老化研究 1.1审查有关设备老化的已有信息
设备的设计 与技术规格 数
核电厂仪控设备的可靠性及老化管理研究与实践
核电厂仪控设备的可靠性及老化管理研究与实践摘要：核电站仪控设备按照功能类别划分为现场仪表、控制盘箱柜、功能模块、仪控系统四大类别。
从仪控设备制造过程质量控制的要求，分析了供应商需要编制提交的工程文件，强调了核级仪控设备的报备要求，详细论述了这四类仪控设备的监造要求和监造的具体工作内容，并分析了仪控设备完工报告的编制和审查要求。
关键词：核电站仪控设备；设备；管理引言核电站的系统、构筑物和部件（ＳＳＣ）因受腐蚀、振动及辐照等影响，性能随服役年数增加而下降，导致核电站安全裕量减小，非计划停堆和设备维修次数增加。
２０世纪８０年代起，世界核电大国纷纷对核电站老化管理进行了研究，对压力容器、堆内构件及安全壳内电缆的老化机理有了深入了解。
目前业界对仪控设备老化管理的认识有一定的片面性。
仪控系统特别是保护和安全系统对核电站安全可靠运行所起的作用无可替代，仪控设备老化对核电站运行经济性同样有重要影响。
1核电站仪控设备概述核电站仪控设备包括现场仪表、专项仪控系统、全厂数字化控制系统。
现场仪表主要包含温度仪表、压力仪表、液位测量仪表、流量测量仪表、化学分析仪表、现场执行机构等。
专项仪控系统包括以下各项测量控制系统:核岛通风空调就地控制系统、PX泵站就地控制系统、常规岛及BOP通风空调就地控制系统、反应堆堆外核测量系统(ＲPN)、反应堆堆芯温度和中子测量系统(ＲIC)、核辐射监测系统(KＲT)、松动部件与振动监测系统(KIＲ)、控制棒棒位棒控系统(ＲGL)、TG控制与保护系统、地震监测系统(KIS)。
全厂数字化控制系统划分为四个处理层级，分别为LEVEL0层、LEVEL1层、LEVEL2层、LEVEL3层。
LEVEL0是过程仪表层，即现场各类测量仪表以及执行机构，如温度、压力、流量、液位传感器;现场执行器，如阀门、马达等。
LEVEL1是过程控制层，主要包括反应堆保护系统、功率控制系统、T/G控制系统、堆内测量等控制和采集系统等。
2018-老化管理作业指导书-实用word文档 (5页)
本文部分内容来自网络整理，本司不为其真实性负责，如有异议或侵权请及时联系，本司将立即删除！== 本文为word格式，下载后可方便编辑和修改！ ==老化管理作业指导书篇一：高温老化作业指导书HUSANSO珠海环梭实业有限公司ZHUAI HUANSO INDUSTRIAL CO.,LTD.文件编号：发文日期：高温老化作业指导书编制：审核：批准：版本版次：生效日期：高温老化作业指导书1.0目的：保证产品在不同的环境气候下能正常使用工作，不会因环境气候的不同而影响产品正常使用工作造成品质异常。
2.0适用范围：本公司生产之摄像头，DVR系列等组装产品。
以及生产前期的电子料配件。
3.0试验数量：根据订单大小每批订单一般抽样5-10PCS即可。
4.0试验要求：产品在高温老化后测试各项功能无异常为合格。
5.0试验步骤和方法：5.1取装配完整检测合格的产品为试样。
将试样放入高温烤箱摆放整齐。
5.2条件设置：5.2.1首样老化：温度：470C（其它温度根据产品实际需要确定）；时间：72H （不间断）。
5.2.2批量产品老化：温度：470C（其它温度根据产品实际需要确定）；时间：4H（不间断）。
6.0判定标准：6.1高温老化后产品外观无变形，破损等现象。
标贴有无翘起。
变形。
等不良。
6.2各项功能是否正常。
（此项参考相关摄像头，DVR检验标准）。
7.0老化记录：各相关数据，如老化温度，开机时间，关机时间，期间温度变化，老化产品的入箱时间，设定温试，数量。
等都应记录于记录本。
以备后续查证。
篇二：留样管理作业指导书文件编号：版本：留样管理作业指导书修订历史记录[至多存五版的历史修订记录]1.0 目的本文件旨在对无菌医疗器械的物料及成品的留样方式、储存、观察记录、测试及最终处理等制定管理办法。
2.0 范围本文件适用于本公司生产的并将销往中国大陆的成品及其所使用的关键物料。
3.0 参考文件医疗器械生产质量规范无菌医疗器械实施细则YY 0033-201X无菌医疗器具生产管理规范4.0 定义4.1 一般留样一般留样数量应满足质量追溯要求。
核电厂老化管理大纲及其要素
核电厂老化管理大纲及其要素
陶革;高轩;赵传礼;陶钧;马回明
【期刊名称】《核安全》
【年(卷),期】2022(21)6
【摘要】建立并实施有效的老化管理大纲,是核电厂对安全重要的系统、构筑物和部件进行老化管理并确保电厂在整个服役期间(包括延寿运行期间)都能保有足够安全裕度的重要方法之一。
本文对老化管理大纲要素进行了论述,并重点对国际上广泛认可的两类标准老化管理大纲体系进行了详细分析和要素对比,梳理出了有效的老化管理大纲应包含的要素内容,可为国内核电厂老化管理大纲的编制和审查提供参考和支持。
【总页数】8页(P47-54)
【作者】陶革;高轩;赵传礼;陶钧;马回明
【作者单位】中核核电运行管理有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】X946
【相关文献】
1.核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发
2.老化管理大纲确保秦山核电厂延寿
3.核电厂电缆老化管理大纲的开发
4.基于功能组的核电厂预防性维修大纲管理
5.浅谈核电厂预防性维修大纲管理方式
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核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理详细版
文件编号：GD/FS-1212（管理制度范本系列）核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理详细版The Daily Operation Mode, It Includes All Implementation Items, And Acts To Regulate Individual Actions, Regulate Or Limit All Their Behaviors, And Finally Simplify The Management Process.编辑：_________________单位：_________________日期：_________________核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理详细版提示语：本管理制度文件适合使用于日常的规则或运作模式中，包含所有的执行事项，并作用于规范个体行动，规范或限制其所有行为，最终实现简化管理过程，提高管理效率。
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摘要：在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上，介绍了仪控电缆的组成及老化机理，叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容，希望对国内开展此项工作有所帮助。
仪控；电缆；老化；安全壳；核电厂Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper brieflyintroduces the I&C cable construction anddegradation mechanism, and describes such aspects as the environmental qualification, condition monitoring methods, life prediction etc. of I&C cable, which, as authors hope, will be helpful forlaunching the research in this field in China.Key words: Instrumentation and Control; Cable; Ageing; Containment; NPP随着核电厂数量的增加及运行时间的延长，核电厂设备的老化效应越来越引起人们的关注，如何对核电厂的老化实施有效管理、确保在役核电厂的安全性和可靠性，引起了国际原子能机构（IAEA）和世界核电大国的严重关注，并已开展了广泛的工作。
核电厂设备过时管理策略
根据H A D103/12《核电厂老化管理》（第2.3节）的规定，核电厂的过时问题主要分为3个方面：知识，法规/标准和技术过时，其中在第五章对过时问题的管理还提出过时管理大纲应专注技术过时。
在HA D103/12中技术过时指备件和技术支持缺乏、供应商或工业界产能不足。
核电厂的设计寿命一般为40年，在长达40年甚至更长的服役寿命中，电厂需要更换大量的设备，长寿命的设备也需要定期或不定期地持续更换零件，越接近运行寿期末，设备因老化等原因出现问题的概率和频率可能会增大，对备件的需求和依赖会加重，而漫长的运行时间，供应商可能发生诸多变故，从而不再支持相应物项的供应，而供应商终止供应物项的时间很可能是随机的。
当供应商停止或减少供应物项的时间早于在整个电厂的寿期内该物项所需执行预期功能的结束时间，该物项则出现过时。
1 过时管理的发展现状于2000年，美国核电业为了分享核电厂设备过时问题的信息和解决方案，成立N U O G（N u c l e a r U t i l i t y Ob s ole s c e nc e Gr ou p）组织，该组织目前覆盖了所有美国核电机组，许多重水堆机组和其他一些国家的机组。
NUOG 组织于2001年7月颁布了I N PO N X-1037《Ob s ole s c e nc e Program Gu idel ine》，提出了主动过时管理的思路。
E P R I关注过时问题，发布了三份文件对主动的过时管理进行阐述：P l a n t S u p p o r t E n g i n e e r i n g：O b s o l e s c e n c e Management A Proactive Approach 1015391，该报告发表于2007年，主要介绍了过时管理的工具、涉及的组织以及联合解决过时问题的思路；P l a n t S u p p o r t E n g i n e e r i n g：P r o g r a m O w nersh ip and Development 1016692，该报告发表于2008年，主要介绍了主动过时管理的详细过程以及涉及的组织的职能范围分配；P l a n t S u p p o r t E n g i n e e r i n g：P r o g r a m I m p l e m e nt at io n a n d L e s s o n s L e a r n e d1019161。
核电厂老化和寿命管理现状与进展
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方案计划参考范本
核电厂老化管理的内容(二篇)
目录：
核电厂老化管理的内容一
热电厂安全管理的任务和内容二
- 1 -
核电厂老化管理的内容一
秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。
非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等；放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类，而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物，服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。
所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放，放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放，固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。
1秦山第二核电厂废物流管理程序
秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外，还遵循秦山第二核电厂的管理程序。
为了使废物流的处理和排放满足国家标准，除在系统的设计中严格执行国家标准外，秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序：放射性废物管理大纲放射性废气排放程序放射性废液排放程序放射性废液和废气系统的运行管理废液和废气处理设备的一般运行原则放射性固体废物的跟踪放射性固体废物的管理工业废物的管理放射性废物进出控制区管理规定
以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责，制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施，并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。
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