报到证有什么用（详解中国首座核电站延长服役：“体魄”强健通过严苛安全审查）

导读：澎湃新闻记者 杨漾　　核电站能像大型水电站那样“长命百岁”吗？越来越多的实践证明，作为核电站原始设计寿命的“年龄”只是一个预先保守设定的数字而已。通过有效的寿命管理

　　澎湃新闻记者 杨漾

　　核电站能像大型水电站那样“长命百岁”吗？越来越多的实践证明，作为核电站原始设计寿命的“年龄”只是一个预先保守设定的数字而已。通过有效的寿命管理，在确保安全的前提下延长现役核电站的实际运行寿命，可以使之在更长时间里继续提供清洁稳定的电力。

　　全球已有超过100个核反应堆获得延续运行许可证，这项近二三十年来在核能行业受关注度不断提高的工作在世界低碳转型浪潮下显得愈加紧迫——气候挑战的严峻性和电力系统脱碳所需的时间和投资成本都决定了，核能在能源结构中不能缺席，延长在运核反应堆的服役时间，是兼顾安全和经济性的现实选择。

　　今年9月，生态环境部官网发布通知，根据《中华人民共和国核安全法》及《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》有关要求，经国家核安全局批准，秦山核电厂1号机组运行许可证获准延续，有效期延续至2041年7月30日。秦山核电1号机组是我国第一座自行设计、建造和运行管理的30万千瓦级压水堆核电机组，1991年12月15日首次成功并网，结束了中国大陆无核电的历史，初始设计寿命30年。

　　11月5日，国家能源局浙江能源监管办通过告知承诺制完成对秦山核电厂1号机组延续运行电力业务许可证的审核和办理。这是该机组继9月3日获得国家核安全局延续运行许可后，再次获得国家能源局电力业务延续运行许可，有效期延长至2041年12月15日，机组容量变更为350MW。至此，秦山核电厂1号机组延续运行相关许可取证工作全部完成。

　　这意味着国内核电站运行许可证延续实现了“零的突破”：30年前，秦山核电为自力更生设计建造核电站提供示范、积累经验，安全发电30年后，秦山核电又为我国构建整套运行许可证延续技术体系和评估方法填补了空白。

　　“尽管我国核电起步较晚，目前核电厂的平均役龄还不到7.5岁，但在建在运核电机组已达到60多台。通过秦山核电的实践为整个核电行业积累运行许可证延续经验，具有重要意义。”中国核能行业协会专家委员会常务副主任、国家核安全局原局长赵成昆近日接受澎湃新闻（www.thepaper.cn）采访时表示，秦山核电在国内首开核电站延长服役的先河，对于后续机组具有示范价值，“核电站许可证延续不仅有助于清洁能源转型，而且还是多个市场上最具成本效益的低碳电力来源。”

　　需要强调的是，延续运行的申请并不是核电站在运行许可证到期前的突击工作和简单“走过场”。要实现延续运行，必须对核电机组进行科学严谨的定期安全审查和定量化的老化管理，对核电厂开展全面的分析论证、持续改进提升安全性能，并经过大量复杂的分析评价及相应的安全审评，这背后以足够完备的技术和数据储备作为支撑，是个漫长的过程。

　　据澎湃新闻了解，秦山核电厂1号机组之所以能获准延续运行，关键原因是该电站虽起步最早，但绝非“老态龙钟”，多年来不断更新改造，各项性能指标保持在世界前列，本次又通过了全面且严格的“体检”审查。另一方面，也离不开监管部门、核电营运方和研究设计院在国内尚无先例可循的情况下持续开展紧密合作、协同推进。

　　安全是核电发展的生命线。近20年来的国际实践证明，核电厂超出原设计或许可证规定的时间继续运行须经历核监管部门系统性的深入、严苛论证，核电运行安全不会因此打折扣。

　　我国大陆第一座核电站—秦山核电站30万级千瓦机组。秦山核电 吕铭 摄

　　核电站延长服役的基础：长期跟踪体检、体魄强健

　　是延续运行还是直接退役？这是秦山核电厂1号机组一度面临的选择题。实际上，这也是整个中国核电行业必须直面的选择题。

　　秦山核电厂1号机组设计、建造于上世纪七八十年代，设计建造能力、工艺标准、冶金材料和制造水平体现了当时的特点。并网投运后30年来，秦山一期的“新陈代谢”一直在进行——秦山核电厂1号机组每年投入技改资金数千万元，平均每年完成技改项目130多项，使建造之初的原型堆彻底转变成了一个安全稳定运行的商用堆。

　　根据国际原子能机构（IAEA）的安全导则及国家核安全局1999年发布的《运行核电厂的定期安全审查》（HAF0312）及后续升版的安全导则，要求运行核电厂一般应以10年为周期进行定期安全审查（PSR）。PSR是一种国际通行做法，压水堆一般以10年为间隔，在此期间核电的安全标准、技术及分析方法或许会发生显著提高或改进，另外长期间的运行也会对核电厂关键系统设备和构筑物的性能带来影响。

　　PSR的目的，就是为了在最新的标准和技术条件下找出核电厂存在的弱项并予以持续改进，在服役期内保持和提高电站的整体安全性。2000年起，作为国内核电行业的首次实践，当时的秦山核电开展了为期四年的第一次定期安全审查，后续又完成了第二次以及最近开展的第三次定期安全审查。

　　老化管理是PSR的一项重要内容。正是在这个过程中，中国核科技工作者们第一次深刻意识到科学构建核电厂老化管理体系的重要性。

　　放眼国际，核电技术强国对核电厂老化及寿命管理的认知，同样经历了一个循序渐进的变化过程。

　　美国是最早启动核电厂运行许可证（美国称之为运行执照）更新和老化管理的国家，美国核管会（NRC）在1982年提出核电厂延期服役的概念和需求，并推进核电厂老化研究计划（NPAR）。美国核管会别于1987年和1991年发布NPAR项目实施计划并持续推进核电厂构筑物、系统和部件（SSCs）老化及其管理研究工作。同期，美国核电厂业主实施了核电厂许可证延续（NUPLEX）项目。1998年，Calvert Cliffs核电厂提出执照更新申请，2000年3月获得核管会核准，正式开启了美国核电厂执照更新的大门。截至2020年底，美国核管会已批准了90台机组的延续运行。

　　其中，佛罗里达电力与照明公司旗下的土耳其角（Turkey Point）3、4号机组更是首批获得美国核管会批准、将运行服役期延长至80年的核电机组。而且“80年”阵营正在扩大，美国能源部网站今年5月发布的一篇文章称，截至当时，已有20台核电机组（约占该国在运核电机组总数的五分之一）计划或准备申请延续运行至80年，预计将有越来越多的核电厂申请延续运行。

　　法国从1985年开始着手开展材料的老化评价、延续运行所必要的安全措施、延续运行的经济性评价研究等。2012年底，法国批准所有P4系列机组许可证延续。最近，法国核安全局（ASN）宣布建于上世纪80年代的32座核电站将获准继续运行10年，从40年的初始设计运行寿命延长到50年。

　　据澎湃新闻了解，根据法规要求，秦山核电厂1号机组在2003年完成第一次定期安全审查，对安全重要的设备进行了老化机理分析及老化管理审查。2004年，电厂成立了专门的老化管理机构，组织开展核电厂的系统性老化管理工作。根据国际原子能机构、美国核管会等机构针对核电厂的老化管理方法，建立了全厂老化管理大纲，对应该作为老化管理对象的系统、构筑物和部件进行了筛选，并对反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器波动管、IE级电缆、安全壳及堆腔混凝土等关键设备和构筑物开展了老化管理及寿命评估活动。

　　一系列关键设备实际状态的老化评估结果显示，秦山核电厂1号机组“体魄强健”，完全具备许可证延续的基础，从技术上确保了该机组运行许可证延续的可能性。2011年福岛核事故后，根据国家核安全局的要求，秦山核电厂又对1号机组开展了8项强化改进项目，进一步提升了电厂安全水平，也为机组延续运行打下了坚实基础。

　　根据澎湃新闻了解到的信息，秦山核电厂1号机组在延续运行期间，每年可产生经济效益十多亿元。同时，核电机组延续运行期间依然进行的检测、维修、评估和改进等一系列生产相关活动都会持续对核电关联产业、地方经济、就业等产生有利影响。

　　随着国家“双碳”目标的提出，我国能源结构正经历加速转型，由于风能和太阳能等可再生能源的间歇性特性，其在弥补电力供应缺口方面以及保障电网稳定性方面需要充分发挥核电的作用。所以，通过运行许可证延续令核电厂能够持续供电，是符合保障国家能源供应安全和能源结构多样化要求的合理选项。

　　在秦山核电厂所在的浙江，上述能源供应安全维度的意义愈加突显。浙江是我国经济大省，也是能源资源禀赋小省，2020年一次能源资源自给率只有7%。核电是该省实现碳达峰的主力和有力手段。

　　至此，秦山核电厂1号机组“是否要进行延续运行”的问题，已经有了答案。2014年，秦山核电厂1号机组运行许可证有效期限延续（OLE）项目正式启动。下一步，要解决的是“如何开展延续运行”的问题，这是一项系统性更强、有更多空白留待填补的任务。

　　延续运行决策的关键：安全是首要考量

　　一台核电机组能在初始设计寿命基础上延长服役多久，由谁来决定、怎么决定？

　　赵成昆对澎湃新闻表示，目前世界上400余台核电机组中大部分是在上世纪70年代后陆续建成，除少数三代核电厂设计寿命为60年以外，绝大部分为二代或二代改进型，设计寿命一般为40年，也有少数机组，比如我国秦山核电厂1号机组作为原型堆出于保守考虑定为30年。目前国际上大多数核电厂许可证延续一次批准延长20年，依据技术路线的差异，也有国家先批准延10年，然后根据机组状况再批准10年。近年，美国一些机组在获批延长运行至60年的基础上再批准延长至80年。

　　“一座核电站是否决定运行许可证延续，主要取决于安全性、技术现实、经济性等因素。其中，安全是首要考量，这也与我国核安全体系历来的政策主张和实践相一致。”他说道。

　　除了作为必要条件的安全性外，由于临近设计寿命的核电站建造时间相对较早，建造技术和安全要求受限于历史条件、当时的认知水平和法律基础，因此必须参照新的规范、标准及运行经验反馈开展系统性的研究、分析和论证。“技术现实能不能满足现在的条件，特别是福岛核事故后新的安全标准，是一项主要决定因素。”赵成昆称，此外，要满足严格的安全评价，核电站系统和设备的改造提升需要相当的资金投入，电站业主必须考虑经济可行性。

　　经济性的权衡同时取决于当地的电力市场环境。近年来美国部分核电厂在拿到监管部门的许可证更新批准后最终放弃，主要原因是核电的竞争优势在缺乏联邦及地方政府政策支持的情况下受到了美国国内廉价页岩气的强烈冲击。

　　从国际实践来看，申请延长运行许可证（或执照）期限是个复杂的过程。核电厂需要提供详细的可行性研究报告，包括核电站运行的历史资料、重要设备部件的长期监测记录及技术评估文件、延长运行所采取的技术措施和管理措施，以及必须更换和维修的设备、部件，延长运行的安全分析报告及延长运行期间环境影响报告等一系列文件和资料。

　　这构成了一系列延续运行申请必备的清单项。

　　赵成昆介绍称，根据美国和法国的经验，为了核电厂延续运行，需要开展六方面的技术研究：包括核电厂老化与寿命管理政策、法规和标准体系研究；核电厂老化管理和寿命评价技术研究；核电厂重大设备更换技术研究；核电厂状态监测与在役检查技术研究；核电厂寿期经济性分析技术研究；核电厂定期及许可证延续的环境影响评价技术研究等。“只有掌握上述技术，才能开展相关的策划和准备工作。”

　　在2010年前后，尽管秦山核电厂1号机组的运行业绩良好，但由于缺乏相关法规和寿期管理经验，国内对于核电站到达设计寿期时到底应采取哪种策略以获得继续运行许可并不明晰。国际核能行业日渐成熟的延续运行相关法规标准及程序和实践，对中国构建这一整套体系具有重要的参考价值。

　　多位业内人士向澎湃新闻介绍，国际上主要存在两种主流的核电机组延长服役模式：一种是以美国为代表的运行执照更新（LR）体系，在运行执照到期后必须进行执照更新，获准后才能继续运行。关于这点，美国曾做出过说明，轻水堆核电厂的40年最初执照期限反映的是美国电力企业大规模投资贷款通常的偿还期限，并不是基于安全、技术或环境等问题的考虑。根据美国1954年的原子能法，核电厂可更新其运行执照。按照美国相关法律法规要求，对核电站审查合格后的执照更新一次性批准20年。另一种则是运行执照并不设定期限，通过在常规定期安全审查（PSR）基础上进行加强型定期安全审查来实现审批延长服役申请。典型如法国，将延续运行审查与10年定期安全审查制度相结合，只要满足监管要求，可10年一个周期持续运行下去。这也是IAEA推行的长期运行（LTO）模式的重要基础，在欧洲国家较为常见。

　　应当说，上述两种模式在评估的内容和方法上并不存在本质上的区别。但在具体实践上，由于国情不同，各国在应用时会根据本国的监管体系和行业现状进行一些适应性的修改或规定。

　　考虑到美国执照更新的法规标准体系完整、可操作性强，以及秦山核电厂1号机组的原设计基准情况，秦山核电厂1号机组运行许可证延续项目参照美国核电厂执照更新的通用做法，制定了工作流程和时间表。特别值得一提的是，在探索建立符合中国国情的核电运行许可证延续技术体系和法规标准体系过程中，多方构成的联合团队发挥了关键作用。

　　上海核工程研究设计院（下称上海核工院）是秦山核电厂1号机组的原始设计者，对电厂的构筑物、系统和部件的设计理念和性能特点有全面深入的了解。同时，也是上海核工院在第一次PSR之后支持业主建立起电厂的老化管理体系并多年持续合作开展关键SSCs的老化分析和寿命评估工作，具备丰富的相关技术经验。

　　在进行运行许可证延续申请时，核电厂需要开展大量的分析论证工作，特别是分析关键设备在延续运行期间的安全状态，必要时将进行安全强化的技术改造，以保障核电厂延续运行期间的安全性。作为秦山该项目的主要技术支持单位，从2011年起，上海核工院相继承担了项目初步可行性研究、可行性研究、项目初步设计、一系列关键设备的时限老化分析、环境影响评价及经济性分析、最终安全分析报告更新，以及仪控综合改造（主控室更新）、核2、3级管道支吊架改造、电缆桥架改造等十数项重大的安全强化改造工作。

　　可行性研究，回答的是许可证延续的技术可行性、经济性和环境可接受度等问题。在完成这些项目准备工作之后，确立一份通用于各个核电厂、不同堆型的运行许可证延续“操作指南”，已变得尤为迫切。

　　澎湃新闻从上海核工院了解到，2014年上半年开始，由核安全监管部门、核电业主及营运方、研究设计院、专业技术支持单位等多方构成的联合团队围绕10个专题展开了大规模调研。到2015年底，国家核安全局出台了《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》。在该技术政策中，国家核安全局明确了核电厂开展运行许可证延续的技术路线，包括安全评估的论证基准、需要提交的文件及内容、所参照的标准和规范、安全改进要求等。该技术政策综合考虑了多方因素、切合国内行业现状，成为我国核电厂开展运行许可证延续申请的指导性文件。

　　此外，秦山核电厂还邀请IAEA对整个运行许可证延续项目进行全过程的长期运行安全审评（SALTO），对标国际通行的做法，查找发现可能存在的问题，并认真组织整改落实，得到了国际同行的认可。

　　应该说，正是由于秦山核电厂1号机组在最初设计时留有比较大的安全裕量，为达到设计寿期后继续运行提供了安全和技术前提。业主方和技术支持服务方对电厂关键设备运行数据的长期跟踪，是开展延续运行准备工作的基石。与国际同行相比，秦山运行许可证延续项目在准备时间上并不算宽裕，如果脱离了各方长期以来的积极沟通及联动机制，很可能难以为继。

　　这一切，都与中国的核安全文化息息相关：中国核安全监管体系以国际原子能机构发布的安全标准为基础，建立了系统、完善的核安全法规标准，并保持与国际先进安全标准同步。监管部门对核电厂实行分阶段的核安全许可证制度。同时，对核电厂的设计、制造、建造、调试、运行直至退役等活动进行全过程核安全监督，通过日常检查、例行检查、非例行检查和专项检查确保核电厂所有核安全重要活动均被纳入国家核安全局监管范围。

　　2016年底，秦山核电正式向国家核安全局提交秦山核电厂1号机组的运行许可证延续申请报告。接下来，进入了监管部门审查及现场工程改造环节。按照流程，只有经国家核安全监管机构审查合格后，核电厂才能获得准予延续运行的法律文件，若审查中发现某些设备或部件不符合安全要求则必须改进乃至更换，直至满足安全要求。

　　俯瞰秦山核电基地。供图来源：秦山核电

　　十分特殊的“118大修”

　　秦山核电厂1号机组的第十八次换料大修（下称118大修），在中国核电行业创造了一段前所未有的大修史。

　　核电站大修分为十年大修、五年大修、年度大修、短大修等。《中国核工业报》曾对此报道，118大修无异于一场“大型手术”。除了按照规划开展十年大修相关维修、试验及变更改造工作外，此次大修还结合机组运行许可证延续，实施了主控盘台改造、常规岛设备更新改造、稳压器安全端焊缝600合金堆焊等11项重特大变更改造，并增加实施了多项国家核安全局要求的在役检查项目、紧固件更换项目。整个大修共计完成检修项目15500余项，而一般的十年大修只有8000余项。118大修自2018年2月26日10时55分开始至8月16日22时05分结束，实际工期171.5天。大修完成后，秦山核电厂1号机组的功率进一步提升到35万千瓦。

　　工程改造后的机组更加安全、更加高效、标准更高，秦山核电厂1号机组 “重新焕发青春”。在后续的两次大修中，运行许可证延续项目下的工程改造工作继续进行，完成了所有承诺项。

　　如果将新建核电站比作在白纸上绘制蓝图，秦山核电厂1号机组在这几次大修中进行的更新改造相当于在现有空间里做手术，难度更大、操作更复杂。秦山核电厂1号机组作为首台核电机组的“身份信息”详情也得到进一步完善——细微之处见真章，一个典型细节是，该电站数千个核2、3级管道的支撑组件，在这过程中每一个都进行了复核并确保其符合设计安全要求。

　　由于安全要求极高，核电站是当今世界上最为精密的工业系统之一，是由大量的构筑物、系统和部件组成的复杂系统。这些构筑物、系统和部件又由多种金属材料、有机材料和无机非金属材料等构成。在电站运行过程中，不同构筑物、系统和部件所经受的压力、温度、化学和辐射照射等环境条件所有不同，这导致核电厂内不同构筑物、系统和部件的寿命可能会有很大差异。

　　基于目前的技术水平，核电站的设计寿命实际上是由“不可更换设备”决定，比如反应堆压力容器和安全壳。这两项设备，通常又被喻作核电站的“心脏”和“金钟罩”。

　　赵成昆表示，在围绕运行许可证延续的安全评估中，必须对关键设备和部件进行寿命评估，以保证这些设备的许可证延续期内满足安全要求和运行功能要求。“分析表明，制约或极大程度地影响核电厂寿命的关键设备和部件是反应堆压力容器、堆内构件、稳压器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵泵壳、主管道等静止部件，以及安全壳等主要构筑物。特别是反应堆压力容器、安全壳，因为他们是属于不可更换设备或构筑物。必须对核电厂中的部件进行机组延续运行期间的安全评估，包括老化部件寿命评估和更为精确的时限老化分析。”

　　如果再进行一番刨根问底的话，为什么核电站的实际寿期和设计寿期会存在差异？

　　对此，前述国家核安全局于2015年底颁布的技术政策中有过详细阐述：目前在《核电厂运行许可证》申请的文件中，主要是针对“不可更换设备”（如反应堆冷却剂系统压力边界等）进行详细的设计寿期评价，包括反应堆压力容器材料的中子辐照脆化和反应堆冷却剂系统压力边界的疲劳等。这种设计寿期的评价是基于一些假设，如反应堆压力容器在整个设计寿期内的辐照中子注量和反应堆冷却剂系统可能经历的各种瞬态工况。

　　现实中，由于换料管理方式的改进，反应堆压力容器的辐照中子积分注量可大幅降低，特别是所设置的材料辐照监督样品可更真实地评估压力容器材料的实际性能变化；同时从目前在役核电厂的实际运行情况来看，反应堆冷却剂系统实际所经历各种瞬态工况远少于设计时所使用的假设。这样，通过“不可更换设备”的实际运行寿命评估和老化管理，以及可更换设备的必要维修或更换，核电厂的“实际寿期”可以超过理论上的“设计寿期”。

　　比如，以压力容器的材料为例，从制造厂开始制造的时候，各个工艺环节都有一些样品同步做出来。压力容器到位后，样品放在压力容器内部，离堆芯更近，受堆内环境影响更大，定期取出进行检测。通过对核心参数的长期比对和监测，工作人员得以了解重要部件的真实“年龄”。

　　技术政策文件称，“核电厂的运行寿期超出设计寿期在实际上是可行的，这也为《核电厂运行许可证》有效期限的延续提供了技术基础。从本质上说，《核电厂运行许可证》有效期限的延续并不是一种‘延寿运行’，而是在核电厂具有可接受的技术性能和安全水平条件下的‘实际寿期’内运行行为。”

　　要实现能源转型与气候目标，核电不能缺席

　　世界核协会（WNA）官网统计资料显示，核电厂运行许可证有效期限延续是普遍的国际实践。“核反应堆的性能并没有呈现与年龄相关的变化趋势。”世界核协会在近期发布的《世界核能性能报告》中表示，“在过去五年里，核反应堆的平均容量因子并未随年龄增长出现明显的整体变化。”

　　除经济效益之外，国际原子能机构认为，延长在役核电站的运行年限将显著提高低碳电力的可用性和稳定性，对于全球实现气候目标、在2050年前完成向清洁能源过渡来说至关重要。2020年10月，国际能源机构执行主任Fatih Birol和国际原子能机构总干事Rafael Mariano Grossi联合撰文称，到2040年，低碳发电量须较当前增加两倍，才能让世界走上实现能源发展与气候目标的正确轨道。如果没有来自核能发电的大量贡献，这一目标很难实现。

　　从第一次定期安全审查后启动全厂老化管理开始计算，秦山核电厂1号机组运行许可证有效期延续的筹备工作铺垫开展了近20年之久。该项目在国内属于首次实施，中国核能行业一方面借鉴了国际上大量成功实施的经验，另一方面也通过大量的前期准备工作、国内外广泛的技术交流掌握了开展运行许可证有效期延续所必需的关键技术和能力，为后续国内其他核电站及国际同类电厂开展此项工作打下了坚实的技术基础。

　　继秦山之后，大亚湾核电站1994年投入运行，设计寿命40年，目前运行时间已超过27年。

　　赵成昆认为，目前国家核安全局根据核安全法已经基本明确了后续开展核电厂运行许可证延续工作的技术路线，相信后续会进一步建立完善相关法规导则和标准体系，形成符合我国国情的有特色的监管和实践体系。

　　“核电与风电、光伏发电等清洁能源之间并不是竞争关系，而是合作、互补关系，这是由双方特性所决定的。在能源结构转型中，两者共同为电力安全稳定供应作出贡献。”赵成昆对澎湃新闻说道。

　　责任编辑：李跃群

　　校对：张艳