美国科曼奇峰核电站为何能再延期20年？

美国最年轻的核电站之一已申请新的许可证，这将使其运行寿命延长20年。该申请最近发布。

1、核电站概况

科曼奇峰核电站1号和2号机组位于美国德克萨斯州达拉斯沃思堡西南65英里(108公里)处。

美国德克萨斯州科曼奇峰(Comanche Peak)核电站的运营商维斯特拉运营公司(Vistra Operations)已为科曼奇峰核电站1号和2号机组寻求新的运营许可证。

该公司代表自己和电厂业主科曼奇峰电力公司提交了一份正式的许可证申请，该申请将使电厂寿命延长20年，电厂总寿命延长60年。

该电站的1号和2号机组的现有许可证分别于2030年2月8日和2033年2月2日到期。

许可证续期申请——无需对核电厂进行物理变更或修改——于10月提交给美国核管理委员会(NRC)，并于最近公布。

科曼奇峰核电站1号和2号机组位于美国德克萨斯州达拉斯沃思堡西南65英里(108公里)处。

每台机组均基于四回路西屋电气核蒸汽供应系统，是美国核电站舰队中最年轻的核电站之一——1990年8月13日，1号机组开始商业运行，1993年8月3日，2号机组开始商业运行。紧随其后的是美国瓦茨巴(Watts Bar)核电站1号和2号机组。

该电站每个反应堆最初以3411 MWt的额定热功率运行，但到2008年，经过一系列升级后，两个机组各自提升为3612 MWt。

因此，电力输出也在增加。1号机组于2008年秋季从1210 MWe提升至1259 MWe，2号机组于2009年秋季从1208 MWe提升至1245 MWe。

当时，人们认为可能会在现场建造更多的机组。

Vistra子公司Luminant为此与三菱重工(MHI)成立了一家合资企业，并于2008年联合向NRC申请了联合建造和运营许可证，计划建造两台1700 MW的三菱设计先进PWR。

然而，2013年，当天然气价格下跌和德克萨斯州的风力发电耗尽了扩建该项目的资金时，该申请被中止。

与此同时，MHI在日本福岛核事故发生后将重点转向重启日本反应堆。尽管Vistra现在的重点是为现有工厂获得一个新的、实质上更长的许可证，但申请并未被撤回。

2、准备延长运营期

维斯特拉运营公司希望将科曼奇峰反应堆的寿命延长至60年。

为了准备许可证续期申请，电厂运营商进行了范围界定和筛选过程，以确定与续期许可证相关的系统和结构。

这些系统和结构分为以下领域：

反应堆容器、内部构件和反应堆冷却剂系统;

工程安全功能;

辅助系统;

蒸汽和电力转换系统;

安全、结构和部件支撑;

电气、仪表和控制系统。

这些部件组中需要处理的典型老化效应包括开裂、累积疲劳损伤、尺寸变化、断裂韧性损失、材料损失、传热减少或壁变薄。

NRC目前正在审查几个一般安全问题，并将其指定为“活跃或未解决”。其中四个可能适用于科曼奇峰核电站的装置如下：

“多蒸汽发生器管道泄漏”已纳入蒸汽发生器计划。它涵盖了蒸汽发生器管的检查要求。

“金属部件60年工厂寿命的疲劳评估”得出结论，在制定老化管理计划以支持许可证更新时，许可证持有人应解决反应堆冷却剂环境对部件疲劳寿命的影响。

“碎片积聚对压水堆地坑性能的评估”解决了假设冷却剂损失事故后，过滤安注泵和安喷泵冷却水中碎片的安全壳地坑过滤器堵塞的可能性。该问题是基于对新的潜在碎片来源的识别，包括可能堵塞集水坑过滤器的失效安全壳涂层。

“硼砂降解”解决了使用硼砂进行中子吸收的乏燃料架，长期存在板膨胀和退化问题的可能性。

3、老化管理方案

通过一系列针对特定部件或系统的老化管理计划(AMP)来管理工厂安全和效率。

老化维护计划有四种类型：

阻止影响发生的预防方案;

减缓老龄化影响的缓解计划;

检查老化存在和程度的状态监测计划;

性能监控程序，用于测试结构或部件执行其预期功能的能力。

在准备任何许可证续期申请时，对适用于系统、结构、组件或部件组的现有计划和活动进行审查，因为它们通常基于监管承诺或要求，而不是专门为老化管理而设计的。

在科曼奇峰核电站，更新申请显示，这些计划中的许多都具有所需的属性，并充分管理老化影响。

然而，工厂运营商将引入几项新的老化管理计划，以更新许可证。他们是：

铸造奥氏体不锈钢(CASS)的热老化脆化。包括根据铸造方法、钼含量和铁素体百分比确定部件热老化脆化敏感性的筛选方法。对于“潜在易感”部件，热老化脆化管理通过工厂特定的缺陷容限评估完成。

对于确定不易受热老化脆化影响的部件，不需要进行检查或评估。1号机组中的三个反应堆冷却剂回路部件容易发生热老化脆化——一个40度的跨接管弯头、一个90度的跨接接管弯头和一个带增压室的90度跨接管弯头。

对所有三个部件完成了工厂特定几何形状和应力信息的工厂特定缺陷评估，并确定即使在热老化情况下，敏感的CASS部件也能承受60年的使用寿命。

PWR容器内部构件。新的老化管理计划用于管理适用于反应堆容器内部部件的老化退化机制的影响。

这些退化机制包括：应力腐蚀和疲劳或循环载荷导致的开裂;磨损导致的材料损失;热老化和中子辐照脆化导致的断裂韧性损失;由于空隙膨胀或变形导致的尺寸变化;以及由于热和辐射导致的预载荷损失增强了应力松弛和蠕变。

一次性检查将验证现有水化学、燃油化学和润滑油分析AMP的全系统有效性。它将检查具有代表性的部件样本，占总样本的20%，如果可能的话，它将包括最易老化的部件，因为它们的使用时间或所在位置操作条件的特殊性。

选择性浸出需要一次性检查，以证明没有选择性浸出。

如上所述，它将应用于敏感部件的代表性样本，如管道、阀体、泵壳、热交换器部件和螺栓。

易受选择性浸出影响的这些部件的结构材料为灰铸铁、球墨铸铁和铜合金，锌或铝含量超过15%。

对20%的敏感部件的检查将包括目视检查，辅以硬度测试或其他机械检查技术，如破坏性测试、刮擦或对选定部件进行切削。

小口径管道的一次检查以及其他管道和管道部件的内表面检查。本AMP将包括对1级管道样品的体积检查，重点是全焊透焊缝和部分焊透焊缝。

它将包括验证未发生退化的措施，从而确认无需管理与年龄相关的退化，或验证任何现有AMP在延长运营期内的有效性。

各种管道和管道部件的内表面。该AMP将通过对金属和弹性体(包括聚合物)部件的内表面进行代表性取样和机会目视检查，管理材料损失、开裂、硬化、强度损失和传热减少。

目视检查可接触电力电缆和连接护套表面是否存在异常现象。如脆化、变色、开裂、熔化、膨胀或表面污染，这些可能表明电气绝缘退化。

执照续期的首次检查将在延长运营期之前完成，此后至少每10年进行一次定期检查。

检查金属封闭母线(母线外壳组件)的内部，是否有裂纹、腐蚀、异物、过度积尘和进水迹象。

检查母线电气绝缘材料是否存在绝缘电阻降低、辐射氧化、水分或碎屑侵入或欧姆加热的迹象，如脆化、开裂、碎裂、熔化、变色或膨胀。

4、吸收运营经验

管理核电厂老化影响的关键过程是利用电厂和整个行业的运行经验。

科曼奇峰核电站利用运营经验来加强现有计划，防止重复事件，并防止其他电厂发生的事件。

为了实现这一点，工厂人员应筛选、评估来自外部的文件和信息并采取行动，以防止或减轻类似事件的后果。

运营商利用外部资源，包括核电运营研究所(INPO)和NRC文件。还审查了相关的国内外研究和发展方案。

相关研究和开发来源包括：行业共识标准开发组织;EPRI;NRC工作人员根据NRC使用的国家实验室进行的研究发布的通信;以及核供应商和业主团体。

跟踪经验，包括与年龄相关的退化。视情况将不利趋势纳入纠正行动计划，以供评估。

如果经验被确定为可能涉及老化，则对系统、结构和部件、材料、环境、老化效应和老化机制进行评估。还将对老龄化管理方案进行评估，这些方案已建立了绩效反馈机制。

Vistra Operations在其应用程序中表示，这一过程与纠正行动计划相结合，已证明在从不利条件和事件中学习，并改进解决与年龄相关的退化问题的方案方面是有效的。

然而，为了进一步确保有效使用与老化管理相关的内部和外部运营经验，包括NRC和行业指导文件和标准，科曼奇峰核电站将加强其计划：

审查内部和外部经验，包括影响与老化相关的退化或老化管理活动，以确定老化管理活动是否需要改进。

为识别和审查经验提供程序指导。这将旨在确定与设计、先前检查经验和检查间隔相关的超出预期的老化。

建立编码，用于老化相关退化的识别、趋势和通信。

制定指南，向行业报告与年龄相关的退化和老化管理方面的工厂特定运营经验。

定期提供培训，包括向负责AMP实施的人员以及负责审查、评估和交流与老化管理和老化相关退化相关的运营经验项目的人员。这将在颁发新的运营许可证后立即开始，并将在剩余的电厂寿命期内继续进行。

5、废弃工程

在第四个十年里，任何一家发电厂都会看到许多系统升级或更换。

在某些情况下，原始系统最适合的命运是在电厂剩余寿命内保持原位、加盖、关闭或以其他方式保持安全。

科曼奇峰核电站有几个废弃系统：

安装新蒸汽发生器后，1号机组蒸汽发生器的化学供给系统停止运行。剩余的1号机组化学进料再循环部件(泵、管道、管支架和仪表)已断开连接，加盖并就地废弃。液体废物处理系统的反渗透系统部分未在科曼奇峰核电站的任何一个机组中使用，许多系统的相关部件已被废弃。

同样被遗弃的还有：

管道补压消防泵和柴油驱动消防泵;

电动氢气复合器;

硼浓度测量系统;

1号机组中的废物包装系统是固体废物管理系统的一部分;

部分饮用水和卫生水系统;

一些排气挡板被认为是安全厂房通风系统的一部分，在打开位置被废弃。

(本文编译《Comanche Peak aims for 60-year life》)