ICS 27.120.20
F 65
备案号:38341-2013
NB
中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准
NB/T 20151—2012
压水堆核电厂老化管理大纲编制指南
Guideline for preparing ageing management programme of pressurized water reactor nuclear power plants
2012-10-19发布 2013-03-01实施
国家能源局 发 布
12.12 (12.12)
12.12 (12.12)
11.11 (11.11)
11.11 (11.11)
NB/T 20151—2012
目次
前言…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………Ⅱ
1 范围………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………1
2 规范性引用文件……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………1
3 术语与定义……………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………1
4 老化管理大纲概述………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………2
5 全厂老化管理大纲的编制要求……………………………………………………………………………………………………………………………………………3
6 设备老化管理大纲的编制要求………………………………………………………………………………………………………………………………………6
附录A（资料性附录） 核电厂安全重要构筑物、系统和部件的选择过程……………………………………………………10
附录B（资料性附录）常见的老化机理及其敏感部件/部位、材料…………………………………………………………………11
附录C（资料性附录）设备老化管理大纲示例…………………………………………………………………………………………………………12
参考文献………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………13
NB/T 20151—2012
前 言
本标准按照GB/T 1.1—2009给出的规则起草。
本标准参考HAD 103/11《核动力厂定期安全审查》、IAEA Safety Guide No. NS-G-2.12《核电厂的老化管理》、IAEA Safety Reports Series No.15《核电厂老化管理大纲的执行与审查》、IAEA Technical Reports Series No.338《核电厂安全重要部件的老化管理方法》、NRC NUREG-1801《通用老化经验报告》 (GALL报告)。
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、大亚湾核电运营管理有限责任公司。
本标准起草人：薛飞、刘鹏、朱成虎、逄文新、王勇、余伟炜、聂沈斌、王俊。
Ⅱ
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压水堆核电厂老化管理大纲编制指南
1范围
本标准规定了压水堆核电厂老化管理大纲编制的指南。
本标准明确了压水堆核电厂运行期间老化管理大纲的制定，适用于压水堆核电厂以及构筑物、系统和部件(Structures, Systems and Components, SSCs)老化管理大纲的编制工作，其它类型核电厂可参考使用。
2 规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。
HAD 103/11 核动力厂定期安全审查
IAEA Safety Guide NS-G-2.12 核电厂的老化管理 (Ageing Management for Nuclear Power Plants)
3 术语与定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1
老化 ageing
构筑物、系统和部件的特征随着时间或使用而逐渐变化的一般过程。
3.2
老化管理 ageing management
为把构筑物、系统和部件的老化降质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、鉴定和故障分析：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。
3.3
老化管理大纲 ageing management programme (AMP)
针对核电厂构筑物、系统和部件老化问题制定的电厂管理程序。
3.4
老化机理 ageing machanism
导致核电厂构筑物、系统和部件的特性随时间或使用逐渐变化的特定过程。
3.5
老化效应ageing effects
由于老化机理造成的构筑物、系统和部件特性随时间或使用而发生的净变化。
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4 老化管理大纲概述
4.1 老化管理与老化管理大纲
4.1.1 老化管理
有效的老化管理过程，是以全面的认知设备及其老化引起的性能降质和这种降质对该部件执行功能的影响为基础和先决条件，通过整合、优化现有与老化管理相关的大纲、活动来实现。
4.1.2 老化管理大纲
老化管理大纲是核电厂有效实施SSCs老化管理工作开展的纲领性文件。根据涵盖范围的不同，老化管理大纲分为全厂老化管理大纲和设备老化管理大纲。
a） 全厂老化管理大纲是设备老化管理大纲的总纲，编制要求见5:
b） 设备老化管理大纲是核电厂开展设备老化管理工作的主体文件，用以确保核电厂安全重要SSCs的完整性和执行功能的能力，编制要求见6.
4.2 老化管理大纲的特点
4.2.1 概述
老化管理大纲的主要特点是综合性、主动性和系统性。
4.2.2 综合性
老化管理大纲的编制、实施和优化应由多方参与，核电厂各部门应有共同的认识、足够的管理和资源支持用以保证老化管理大纲的技术评估和管理策略是详尽的、高质量的，确保大纲行动的实施。
4.2.3 主动性
核电厂SSCs的老化管理应主动地贯彻于核电厂的整个寿命期间，包括役前、运行和退役阶段，各阶段的工作应包括：
a） 役前阶段：核电厂有义务向监管机构阐明核电厂在商运前已经充分考虑到老化问题，并准备好在核电厂寿期内实施有效老化管理大纲的文件：
b） 在役阶段：启动核电厂老化管理大纲的最佳时间，开展全面的老化管理工作；
c） 退役阶段：制定并开展合理的老化管理活动，确保关键安全重要SSCs在退役后的安全性和可靠性。
4.2.4 系统性
应建立有效的老化管理大纲，对特定设备建立一个专用的系统老化管理方法，可参考“德式循环”（见图1）说明。
老化管理大纲需要整合、协调现有老化相关的大纲、活动，包括：
a） 运行规程、化学大纲：
b） 在役检查、监督、试验和监测大纲；
c） 设备鉴定大纲：
d） 预防性维修大纲：
e） 数据采集和记录保存大纲：
f） 运行经验反馈、重大事件分析和研究等。
2
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计划
设备老化管理大纲的编制
提高老化管理
协调各项老化管理活动
使预期老化
大纲的有效性
用文件表述管理要求和安全准则
降质最小化
用文件表述老化管理活动
描述协调机制，协调AMP活动
根据最新的认知、自评估和同
行审查，优化AMP
行动
实施
维修
老化的识别
运行
有效老化管理的关键信息
材料和材料性能、制造方法
管理老化效应
影响因素和运行环境
控制老化过程
预防性维修
老化机理
根据规程和技术规范运
纠正性维修
老化敏感部位
行
老化所致性能降质与失效后果
备品备件管理
化学控制
改造或更换
研究和开发结果
环境控制
维修历史
运行经验
运行历史，包括瞬态记
检查/监测/维修历史
录等
缓解方法
当前状态及指标
检查
检查、监测和评估
探测和评估老化效应
试验和标定
役前和在役检查
老化降质的纠正
监督
老化降质的检查
振动监测、泄漏检测等
执行功能能力和服役适用性评估
记录保存
图1 系统的老化管理过程———德式循环图
5 全厂老化管理大纲的编制要求
5.1 基本内容
全厂老化管理大纲是设备老化管理大纲的总纲文件，应明确：
a） 老化管理工作的目的、政策、组织分工、范围、数据采集和记录保存要求等；
b） 对设备老化管理大纲的开发、审查与优化等事项。
全厂老化管理大纲的基本内容见表1.
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表1全厂老化管理大纲的基本内容
序号 基本内容 描述
1 目的 ·建立、健全核电厂老化管理体系·制定老化管理规划，保证核电厂长期的安全稳定运行
2 政策 ·明确老化管理在核电厂运行中的定位
3 组织分工 ·明确核电厂各部门在老化管理大纲实施过程中的角色·明确老化管理大纲实施的组织机构、责任分工·详见5.2“组织分工”
4 范围 ·确定老化管理大纲关注的设备对象·详见5.3“范围”
5 设备老化管理大纲的开发 ·明确设备老化管理大纲开发的策略、方法·根据核电厂的运行、管理状况，明确设备老化管理大纲的开发计划、进度等要求，确保关注设备的完整性和执行功能的能力·跟踪、监督大纲开发的全过程，保证大纲开发的质量·参考6“设备老化管理大纲的编制要求”
6 设备老化管理大纲的审查与优化 ·明确大纲审查与优化方式、计划·开展大纲的审查与优化工作，确保大纲的持续有效性·详见5.4“审查、优化”
7 数据采集和记录保存 ·明确数据采集和记录保存工作目的、作用·明确老化相关的数据类型、范围，采集和保存的方法·详见5.5“数据采集和记录保存”
5.2 组织分工
老化管理大纲的开发、实施和优化需要各部门的参与和支持，需确定部门间的接口和责任分工，以保证老化管理工作的有效实施。
有效的老化管理组织机构，应包括核电厂管理层、老化管理组织、现场实施部门和核电厂外部支持。该老化管理组织机构的职责分工、实施活动见表2.
表2 老化管理大纲的组织分工、实施活动
组织机构角色 职责分工 实施活动
核电厂管理层·经理层 策划老化管理大纲 ·规定老化管理大纲的目的、职责分工·提供大纲所需的资源·监督老化管理大纲的有效性·批准老化管理大纲重大行动，解决存在的意见分歧
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表2 老化管理大纲的组织分工、实施活动（续）
组织机构角色 职责分工 实施活动
老化管理组织·技术支持（内外部） 开发老化管理大纲，整合相关大纲。评估、优化老化管理大纲 ·组织、开展老化管理大纲的开发·确定老化管理大纲关注的对象、范围，开展老化评价，提出大纲行动·协调老化管理行动的落实·与外部组织进行沟通·向核电厂管理层报告，反馈老化管理大纲的现状、计划
现场实施部门·运行·维修技术支持采购质量保证执照申请其它部门 实施老化管理大纲行动 ·评价推荐的老化管理行动·协助老化管理机构提出重大的老化管理行动·实施、反馈老化管理行动，协助优化老化管理大纲
核电厂外部支持监管—设计单位研究单位制造商法规、标准制定者业主团体 提供技术支持服务，参与相关标准、规范的制定 ·开展必要的老化研究，推荐老化管理方法和技术·提供外部核电厂的经验反馈·制定相应的法规规范以及相关标准和管理要求·开展老化管理大纲的外部监督和审查工作
5.3范围
核电厂有大量和多种类型的构筑物、系统和部件。为有效地使用有限的老化管理资源，首先应依据一定的原则确定老化管理关注的设备范围。
IAEA Technical Reports Series No.338给出了筛选的基本原则和流程（见附录A）, 这些原则包括：
a） 核电厂构筑物或系统是否与核安全相关；
b） 部件失效是否会导致构筑物或系统安全功能的丧失；
c） 老化引起的性能降质是否有可能会造成部件失效；
d） 目前的运行、检查/监测/评估和维修等活动是否及时探测到重要的老化所致的性能降质？
老化管理关注设备优先级可分为三级，即AM-1一老化管理关注1级设备（核电厂老化管理最优先关注的设备）、AM-2一老化管理关注2级设备、AM-3…老化管理关注3级设备。
a） AM-1级设备：必须制定设备老化管理大纲；
b） AM-2、AM-3级设备：核电厂根据实际情况可通过老化管理相关的大纲、活动进行老化管理，也可制定设备老化管理大纲。
5.4 审查、优化
老化管理大纲是动态的大纲，为保证老化管理大纲的持续有效，应有计划地开展老化管理大纲的审
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查。核电厂老化管理大纲的审查包括3种类型：自我审查、同行审查、综合审查，见表3.
表3 老化管理大纲的审查优化
审查类型 审查机构 目的 建议频度
自我审查 老化管理小组 优化老化管理大纲 1~3年
同行审查 业内同行 审查现有的相关大纲是否符合普遍接受的标准 2~5年
综合审查 国家核安全监管部门 审查老化是否得到有效的管理 10年
5.5数据采集和记录保存
在核电厂运行寿期内，为核电厂的老化和寿命管理提供依据，应保存老化相关的数据，明确：
a） 数据采集和记录保存的重要性：
b） 数据采集和记录保存的范围：
c） 数据采集和记录保存的详细程度、频度：
d） 采集和保存的数据、记录应适用于关注的老化问题：
e） 数据采集和记录保存的格式、要求等。
详细的数据采集和记录保存工作应按照设备老化管理大纲的具体要求开展。
6 设备老化管理大纲的编制要求
6.1 基本内容
设备老化管理大纲是核电厂开展老化管理工作的文件表述，可通过“德氏循环”（见图1）说明。设备老化管理大纲的基本内容见表4，详细的编制要求见6.3.
表4 设备老化管理大纲的基本内容
序号 基本内容 描述
1 老化的识别 ·采集有效老化管理所依据的关键信息·老化机理分析·详见6.2“老化的识别”
2 设备老化管理大纲的编制 ·协调老化管理活动·最大程度地提高老化管理大纲的有效性·详见6.3“设备老化管理大纲的编制”
3 运行 ·管理老化机理，控制老化影响因素·详见6.4“运行”
4 检查、监测和评估 ·探测和评估老化效应·详见6.5“检查、监测和评估”
5 维修 ·管理老化效应，控制或消除老化降质·详见6.6“维修”
6.2 老化的识别
采集、整理和分析有效老化管理的关键信息，是老化识别的基础，主要包括：
a） 认知老化的基本信息，包括：
1）关注SSCs的功能、结构：
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2） 材料（设计、制造、调试、安装方面的信息，包括化学成分、力学性能、制造方法等）；
3） 运行环境：
4） 老化相关的研究和开发结果：
5） 运行经验。
b） 老化机理分析是全面开展的老化识别工作，主要包括：
1） 老化影响因素：
2） 老化机理、敏感部件/部位，见附录B:
3） 老化效应，即老化所致性能降质、失效后果等；
4） 老化影响因素指标、老化效应指标。
6.3 设备老化管理大纲的编制
6.3.1 编制概述
设备老化管理大纲应采用文件的形式表述。
设备老化管理大纲的编制，应首先确定老化管理关注的敏感部位，并明确规定老化管理活动实施的方法、周期、计划、责任部门等。
6.3.2老化管理活动关注的敏感部位
老化管理大纲应首先确定老化管理关注的敏感部位。
6.3.3老化管理活动实施的方法
老化管理活动要求应明确实施老化管理活动采取的方法、手段。
6.3.4老化管理活动实施的时间和频度
实施周期的长短应按保守的假定来选择，以确保所有存在潜在老化失效或已发生失效的部件在导致故障前能够得到及时的缓解或被及时地探测出来，从而保证老化失效能够及时地得到解决。
一般来说，运行方面的活动属于长期关注的行动，检查、检测和评估方面的活动属于定期或无计划开展的行动，维修方面的活动属于定期的预防性行动或者根据检测、评估结果确定的纠正性行动。
核电厂常见的实施周期分类、说明见表5.
表5 常见的老化管理活动的周期分类
序号 类别名称 代码 描述 状态
1 大修循环 C (Cycle) 核电机组的一个换料循环周期 大修、大修前预检、大修后执行
2 年 Y(Year) 一年 日常
3 月 M (Month)一个月 日常
4 周 W (Week) 一个星期（7天） 日常
5 小时 H (Hour) 设备实际的运行小时 日常
6 条件周期 T 周期无法用固定时间表示，需说明“周期条件” 日常、大修、延伸运行
7 配合性工作 COD 配合性工作，根据主体设备维修项目安排，需说明“周期条件” 日常、大修
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6.3.5老化管理活动实施的责任部门
应根据老化管理活动的类型，确定实施老化管理活动的责任部门，可参考5.2.
6.3.6老化管理活动实施的内容
应明确核电厂运行、检查/监测/评估和维修等方面的老化管理活动要求，见6.4、6.5和6.6.每项老化管理活动的内容应包含9个基本要素，见表6.
表6 老化管理程序的基本要素
序号 基本要素 描述
1 管理对象 ·理解老化现象·确定老化管理关注的部件清单及重要老化问题
2 预防性措施 ·应明确预防性措施，包括状态监测或性能监测措施·应明确需要监测或检查的参数·应明确有助于改善老化效应的良好实践
3 老化效应的探测 ·应对各种能有效探测设备老化效应的技术进行分析、评价，以确定最优老化效应探测方法、技术
4 监测和趋势预测方法 ·应明确核电厂设备老化程度监测的状态指标和参数·应包含相关设备监测数据采集的要求·应包含设备老化相关技术评估方法，包括数据分析、趋势分析、寿命评估等
5 缓解措施 ·应对设备老化效应缓解措施进行可行性分析·缓解措施包括运行条件的改变、维修措施、修复措施、更换措施等·若条件具备，应制定出相应的缓解措施方案
6 可接受准则 ·选择合适的老化评估方法、技术，应明确状态评估、适于继续服役的可接受准则
7 纠正措施 ·经过评估，对于不满足可接受准则的设备应给出纠正措施方案。纠正措施包括临时纠正措施和长期纠正措施
8 经验反馈 ·采集、保存、分析老化管理关注设备在本核电厂、网类核电厂的运行经验反馈·应建立运行经验反馈机制，确保及时了解本核电厂内部、外部相关运行经验反馈·应建立研发成果反馈机制，确保及时将研发成果反馈到设备老化管理大纲中
9 质量管理 ·应包含老化管理大纲执行的行政控制流程·应包含老化管理大纲易于评估和持续改进的指标·应包含验证程序，以验证预防性措施是否充分、合理，以及纠正性措施是否完善、有效·应包含数据采集和记录保存的要求
6.3.7老化管理大纲有效性的评估
应开展老化管理大纲有效性评估，包括：
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a） 关注设备的安全和结构功能，以及在维持这些功能中起关键作用的部件，已经确定并以文件表述：
b） 可能影响设备安全功能的有关老化机理已得到确认和评估，并以文件表述：
c） 可能影响设备、部件老化降质速率的运行状态维持在设计限值以内；
d） 检查、监测大纲足以保证及时发现已知老化过程及其潜在影响：
e） 已建立可接受准则，以确定维修活动的选择、类型和时机：
f） 已经建立相应的方法和准则来评估在役检查和监测所得结果，用以确定：
g） 当前的状态是否符合可接受准则：
h） 根据历史数据的趋势或采用业界经验计算公式进行预测，估计未来的性能，表明是否继续符合可接受准则：
i） 周围环境参数和实际负荷以及它们的趋势是否在规定运行限值之内。
6.3.8老化管理大纲的审查、优化
应定期根据最新的认知、自我审查和同行审查优化老化管理大纲，可参考5.4.
6.4 运行
为了使预期老化降质最小化，应控制老化影响因素，包括：
a） 根据规程和技术规范运行；
b） 化学控制；
c） 环境控制：
d） 运行历史（包括瞬态记录等）。
6.5 检查、监测和评估
为保证老化降质能够得到及时、有效地检查，应开展老化效应的探测和评估活动，包括：
a） 试验和标定：
b） 役前和在役检查；
c）监督：
d） 振动监测、泄漏探测等；
e） 执行功能能力和服役适用性评估。
6.6 维修
为控制或消除老化降质，应开展预防性和纠正性维修活动，管理老化效应，包括：
a） 预防性维修；
b） 纠正性维修。
6.7设备老化管理大纲示例
设备老化管理大纲的编制应以“老化的识别”为基础，有计划地开展老化管理活动。以反应堆堆内构件围板螺栓为例，典型的老化管理大纲示例见附录C.
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附录 A
（资料性附录）
核电厂安全重要构筑物、系统和部件的选择过程
所有电厂系统和构筑物清单
第一步：评价所有电厂的系统和构筑物
否
系统或构筑物不需要
问题1.1系统或构筑物是否与安全相关
做进一步老化评价--
提供论证
是
选择做部件级评价的系统和构筑物
第二步：评价选的系统和构筑物中所有部件
否
问题2.1：部件失效是否会导致丧
失系统安全功能
是
否
问题2.2：老化引起的性能劣化是否
系统或者构筑物不需要
作进一步的老化评价--
有可能造成部件失效
提供论据
是
问题2.3：目前的运行、检查/监测/评估和维修等活动是否能及
时地探测到重要的老化所致的性能劣化
是
否
选定开展老化管理研究的部件清单
图A.1 核电厂安全重要构筑物、系统和部件的选择过程
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附 录 B
（资料性附录）
常见的老化机理及其敏感部件/部位、材料
表B.1 常见的老化机理及其敏感部件/部位、材料
老化机理 敏感部件/部位、材料
A）机械部件
辐照脆化 反应堆压力容器
一般的腐蚀，点蚀和损耗（高温、低温） 缝隙及隐蔽区域、低流速或无流速的部件、安全注入系统、公用水系统
内表面应力腐蚀开裂（高温、低温） 部件焊缝附近（非正常化学条件）
外表面应力腐蚀开裂（与氯化物相关：高温、低温）靠近泄漏阀的部件（滨海核电厂）
缝隙腐蚀（高温、低温） 滞流区、焊缝附近、套筒区、衬环焊接区
微生物腐蚀（低温） 公用水、热交换器、需要进行水压试验的设备、停泊设备、地脚螺栓、柴油发电机
腐蚀疲劳（高温、低温） 混合区域、特别是碳钢与合金钢
疲劳（高温、低温） 转动设备支撑、大型设备上的管道
焊接裂纹（未焊透，热延展，铁索体损耗，隙缝：裂纹形式：高温、低温） 同种金属焊缝、锻造件与铸造件、低铁素体填角焊缝、滚焊
混合区域裂纹（高温、低温） 异种金属焊接：容器与堆焊层的交界、管嘴至安全墙、阀门、泵至管道（碳钢至不锈钢）
低温敏化（高温） 不锈钢部件、铸件
机械磨损，微振磨损（高温、低温） 转动设备
咬合和磨损 泵和阀门部件
B）电气、仪表和控制部件
绝缘脆化和降质 电缆、电动机线圈、变压器
局部放电 变压器、感应器、中压及高压设备
氧化 维电器与断路器的触点、电器部件的润滑与绝缘材料
单晶的形成 晶须、树枝晶
金属间扩散 电子元器件中的合金及焊缝
C）构筑物
化学侵蚀以及预埋件的腐蚀导致的混凝土老化
混凝土部件：墙壁、穹顶、地基、环梁、支撑梁、安全壳
（根据情况）
沉降引起应力增加导致的裂纹和变形 所有混凝土部件
由于松弛、收缩、蠕变及高温引发的预应力降低 安全壳预应力钢束
冻融造成的材料损失（剥落，裂纹以及散裂）
混凝土部件：墙壁、穹顶、地基、环梁、支撑梁、安全壳
（根据情况）
注1: 参考IAEA Safety Guide No. NS-G-2.12.
注2：表B.1中黑色特殊标注用以区分核电厂常见的三大类部件。
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附 录C
（资料性附录）
设备老化管理大纲示例
组件：围板-成型板组件
结构/部件名称：围板螺栓
材料：Z6CND17.12（奥氏体不锈钢）
应力源/环境：反应堆冷却剂（温度、压力、氯离子、氧含量等）
结构/部件示意图：见图C.1
连续课数
围板
……
收藏机
图C.1 围板螺栓示意图
表C.1 老化管理大纲示例表
理解老化（材料，应力状态及环境） 管理老化（老化管理活动）
敏感部位 关注的老化 在役检查、监测及维修 缓解 可接受准则 纠正性/改善性行动
法规规范要求 建议
连接螺栓（尤其在辐照剂量较大的区域） 主要机理：辐黑促进应力腐蚀开裂(IASCC):其它：肿胀、辐照脆化、疲劳、应力松弛等 RSEM规范要求：下部堆内构件的10年定期检查 制定计划，开展超声检查(UT)作为补充性检查措施 水化学控制：辐照监督：材料变更；结构设计优化等 裂纹状态、尺寸（具体数值需进一步评估） 更换螺栓
注：每项老化管理活动应明确实施方法、实施周期和责任部门。
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参 考 文 献
[1] IAEA Safety Series No.50-P-3 核电厂老化管理相关的数据采集和记录保存(Data Connection and Record Keeping for the Management of Nuclear Power Plant Ageing)
[2] IAEA Safety Reports Series No.15 核电厂老化管理大纲的执行与审查 (Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management Programme)
[3] IAEA Technical Reports Series No.338 核电厂安全重要部件的老化管理方法(Methodology for Ageing Management of Nuclear Power Plant Components Important to Safety)
[4]NRC NUREG-1801通用老化经验报告(Generic Ageing Lessons Learned(GALL) Report)
[5] IAEA Safety Guide No. NS-G-2.10核电厂的定期安全审查(Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants)
[6]IAEA-TECDOC-540 核电厂老化的安全问题(Safety Aspect of Nuclear Power Plant Ageing)
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001 002 003 004 005 006 007 008
1 2 3 4 5 6 7 8
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