EJ T 1176-2005 研究堆老化管理.pdf

1、ICS 27. 120. 10 F 61 备案号：15842-2005中华人民共和国核行业标准EJ/T 1176-2005 研究堆老化管理Management。fresearch react。rageing EE-E-EE tltEEEE-EEEE EE -EE- EE-Ea-Ea- EEBEEE宁t剧町川剧刷刷刷剧”1iEE-EnU EttEUUUUUnU MMMMMM啤啤EEnu-attEUUUnu ummmm闹闹啤啤町TIAEE配配剧内u”HMMMFD EEU八U门门川川川币们UUUUUuf飞EEIEE- EI-Ef -EE 2005一04-11发布2005一07一01实施国防科学技术工

2、业委员会发布EJ/T 1176-2005 目次前言. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . II I范围.1 2规范性引用文件.1 3术语和定义.1 4老化和研究堆的安全要求.1 5老化效应和老化管理活动.2 6老化效应的探测和评价.3 7老化效应的预防和缓解措施.5 8老化设施继续运行准则.6 附录A（资料性附录）各种

3、运行条件对老化的影响.7 附录B（资料性附录）根据安全重要性和更换难易程度对典型物项的分类.10 附录C（资料性附录）老化数据收集调查表.13 表A.1 正常运行条件对老化的影响.7 表A.2预计运行事件对老化的影响.8 表A.3 环境条件对老化的影响.8 表A.4非物理条件对老化的影响.8 表B.1 典型物项的安全重要性、更换难易程度以及老化机理.9 I EJ/T 1176-2005 II 刚昌本标准修改采用IAEA-TEOOC-792:1995研究堆老化管理（英文版）。本标准与IAEA-TEDOC-792:1995相比，主要有以下改变：a）增加规范性引用文件一章：b）增加共因故障的影响问题

4、：c）标准格式按GJB6000一2001的要求，作了编辑性修改和文字加工。本标准的附录A、附录B、附录C为资料性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位z核工业标准化研究所。本标准主要起草人：高丽艳。EJ.IT 1176-2005 研究堆老化管理1 范围本标准规定了研究堆老化效应的探测和评价、老化放应的预防和缓解措施以及老化设施继续运行准则。本标准适用于研究堆，包括反应堆堆芯、实验装置，以及反应堆厂址内与反应堆成实验装置有关的其他设施。2 规范性引用文件F列文件中的条款通过本际准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包

5、含勘误的内容或修汀版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。HAD202/03 研究堆的应用和修改3 术语和定义下列术语和走义适用于本际准。3. 1 老化ageing 主化是陶筑物、系统或部件随着时间或使用，其特性逐渐发生改变的总过程。在正常使用条件下，老化过程最终导致材料性能下降司这些使用条件包括正常运行和预计运行事件，不包括假想事故和事故居工况。假想事故手11事故后工i元对反应堆安全和应用的影响应基于事件或事故逐一进行评价。3. 2 老化管理management of ageing 老化管理是通过

6、适当地选择系统和I部件，使其i豆f于受到监督，对其运f于数据进行收集，并对右比影响进行评估以确保研究堆有足够的安全裕度3右化管理的目的是确定并采取相应的措施，包括诸如保菜、修理、维护或更换等活动，以防止研究堆的构筑物、系统或部件因老化而降低或丧失其功能，影响研究堪的安全远行。4 老化和研究堆的安全要求4. 1 概述研究堆的安全总目标是建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害为实现这些目标，不仅设计阶段应遵守安全原则和要求，而且在反应堆运行期间还应采取附加措施，其中尤其重要的是纵深防彻、可靠性、安全分析、质量保证和管理监督，包括对营运单位编写的安全有关文件进行

7、评审和评价。由于老化，上述安全原则和要求就不能得到充分满足4. 2 老化和纵深防御一般通过设置多道实体屏障防止放射性吻质释放。这些屏障通常包括燃料基体、燃料包壳、堆池、反应堆厂房等。老化过程可导致屏障部件失效，例如密闭厂房的混凝土构筑物，由于长期的环境作用开裂后其包容放射性的能力将下降。因此在纵深防御概念中应保护这些屏障使其满足安全功能。4. 3 老化和可靠性陶筑物、系统和部件的老化可导致其故障率增加并降低反应堆的可利用率。在大多数情况F，采用冗余的安全有关系统可提高系统的可在性。EJ/T 1176-2005 4.4 老化和安全萄关文件除构筑物、系统和部件外，随着时间的推移，安全有关文件也可能

8、过期甚至作废。因此运行人员应熟悉修改过的系统和有关文件。营运单位应对从事相关活动的人员进行培训和再培训II以便使他们了解修改过的系统、大纲和文件或可能需要变更的内容。4.5老化和技术进步、安全要求在研究堆寿期内，随着技术进步，将采用新的设备和技术，这样可能导致难于获得备件。安全概念的发展也要求改变硬件或软件，而且有可能影响反应堆的正常运行。与上述有关的补救活动有时被称为“追补”活动。5 老化妓应和老化管理活动5. 1 物理条件下的老化效应及其老化管理活动5. 1. 1 辐照中子辐照使材料性能改变或产生肿胀。辐照肿胀对础化物制成的反应堆控制机构造成严重影响。在一些高功率的研究堆中，应考虑石墨的维

9、格纳效应和镀部件的脆化。电气和电子设备（如同轴电缆和其他电缆）通常放在低辐射区如果不能放在低辐射区，应对其采取适当措施以便进行检查和更新。所有有机材料和玻璃制品都对辐照敏感，应在使用期间认真选择并进行监测。5. 1. 2 温度应对放在不通风的高温区域内的电气和仪表电缆以及实验装置和反应堆构筑物（如热柱和混凝土屏蔽层）进行适当的冷却。温度高于60时因脱水可引起混凝土性能下降，并丧失相应的结构完整性和中子屏蔽作用。5. 1. 3压力研究堆中应单独考虑局部的高应力区。应特别关注在高温和（或）高压下使用的实验设备5. 1.4振动和交变载荷压力、流量或温度的交替变化产生的载荷应力可引起材料开裂，并导致疲

10、劳断裂。振动可使电子设备和仪表的性能下降。连接件和密封件的振动可影响其结构完整性。相邻部件的相对往复运动可引起磨蚀或磨损。5. 1. 5 腐蚀和其他化学反应腐蚀导致材料损耗并丧失强度。一些环境条件可通过化学反应而不是腐蚀使构筑物、系统或设备受到危害。使用化学试剂也可损伤设备。当辐照含有铜或亲这类可对铝合金产生强烈腐蚀的材料时，应特别加以注意。5.2 非物理条件下的老化效应及其老化管理活动5. 2. 1 技术进步随着技术进步，尤其是电子产品的不断更新，即使原始仪表和控制系统的功能仍然有效，但却难于获得备件这时可考虑更换整个仪表和控制系统以便有效实施维修计划。5.2.2 安全要求的改变随着时间的推

11、移，对研究堆提出了新的安全要求，因此应考虑修改反应堆的硬件和修订反应堆的有关文件。5.2.3 文件作废反应堆的应用要求修改和变更实验设备，这使得反应堆的有关文件作废。一个有效的老化管理大纲应包括对运行手册、图纸、技术规格书和其他文件的修订。5.2.4设计、制造不当设计、制造不当包括选材失误、检查修理的不可达性和制造的不符合项，其后果可加速老化。为克服设计、制造不当造成的影响，可要求降低反应堆功率以减缓老化速度或增加检查和试验频度。2 EJ/T 1176-2005 5.2.5 不恰当的维修和试验不恰当的维修和试验可能导致老化加速。试验太频繁或采用的程序与设计和制造商的建议不一致，都可能对构筑物、

12、系统或部件产生不利影响。因此应由经培训合格的工作人员进行维修和试验。应认真填写记录并合理保存。各种运行条件对老化的影响参见附录A.6 老化效应的探测和评价6. 1 老化探测计划在老化管理活动中，应及时制定老化探测计划以探测和评价老化部件对安全的影响此计划的制定应以构筑物、系统和部件在设计、维修和定期试验中积累的数据资料为基础，考虑实际故障或事件，并包括对部件剩余寿期的估计。另外老化探测计划还应包括老化敏感设备的选择和分类、老化监督活动、数据收集和老化效应的评价方法。老化效应的评价主要依赖于数据的收集、贮存和评估方法，对此应给予适当重视。6.2 老化敏感设备的选择和分类6.2. 1 概述老化探测

13、计划应列出研究堆所有系统和主要部件的清单并根据老化机理对其老化趋势进行分析。在设计阶段应对潜在老化敏感设备进行选择和分类6.2.2 老化敏感设备的选择选择过程应考虑的因素包括：一一特殊运行条件（如压力、温度、辐照、化学环境）：一一安全重要性：一一结构材料（如碳钢、不锈钢）：一一要求的运行模式：一一试验要求：一一维修要求：一一服役前估计的预计服役期限：一一更换的难易程度。在选择老化敏感设备时，应收集设备的使用规范以便能够对其当前的运行能力、维修和试验情况进行跟踪控制。如果得不到这类资料，应保存来自于设计或制造商的有关资料以满足上述要求。6. 2.3 老化敏感设备的分类应根据安全重要性、可检修性或

14、可更换性等因素对老化敏感设备进行分类。附录B给出了反应堆系统按此分类的清单并给出了池式堆和重水堆的老化机理。6.3 老化监督活动6. 3. 1 概述老化监督活动是老化探测计划的一部分，应尽早规划并贯穿整个反应堆运行寿期老化监督活动应在设计、制造规范、运行经验和专家评审的基础上，与老化敏感设备的选择、分类和跟踪控制保持一致。老化监督活动还应利用现有的预防性维修计划和定期试验计划。6.3.2检查和吕视检验老化迹象的出现可能是渐进的，也可能是突发的。应对被选择的所有部件和系统根据定期在役检查计划制定严格的检查和目视检验计划，它可作为预防性维修计划的一部分。检查和目视检验计划应与部件、系统和构筑物的分

15、类保持一致。应对运行和维修人员进行培训以便能够对设备或材料在状态或外观上的改变迹象进行判断和报告。长期维修和停堆期间也应安排检查活动，此活动应包括制造商对预防性维修工作提出的建议（如公3 EJ/T门76-2005差、润滑等的验证）。6. 3.3 监测通过被测参数的改变可探测老化效应。应按统一方法对有关参数进行定期测量并对结果进行比较和评价。物理参数（如温度、压力、流量、控制棒下落时间、辐照水平、水质等）可反映构筑物、系统或部件的状态。6.3.4 定期试验许多老化效应不能直接测量，因此应定期开展有关试验，以查找劣化迹象。定期试验可为评价老化效应提供全面信息。无损检验技术对于证实与老化有关的性能下

16、降是非常有用的。有时还需开展破坏性试验。6. 3.5 性能试验通过构筑物、系统或部件的性能试验，可探测老化效应。因此应对性能试验的结果进行研究以获得可显示老化趋势的可靠证据。6.4数据收集和记录保存6. 4. 1 内部经验通过检查、监测和试验获得的数据应及时进行收集、评价和存档。应对运行和1维修报告进行收集和分析以找出劣化迹象。数据资料可以技术报告的形式出现。报告应根据设备的位置和条件以及它对安全影响的大小，以每天、每周、每月、每季或每年为单位来记录数据。反应堆部件的更换、修改和维修记录也是了解老化效应的重要信息源。这些记录应包括故障的发现、分析和解决办法。应按照书面程序的规定编写记录报告。只

17、要设施的构筑物、系统或部件还存在而且退役还未完成，就应一直保存这些报告。根据需要这些报告还可保存更长时间。6.4.2 其他研究堆营运单位的经验有许多可用于收集数据和分析核设施老化效应的方法，其中较有效的方法是使用调查表。描述老化过程的数学模型和概率安全评价技术也可用于确定老化对部件和系统失效的影响程度。附录C给出了研究堆老化数据收集调查表的一个实例。6.5 老化效应的评价6. 5. 1 内部评价在研究堆刚投入运行时，一般可利用类似设施的运行经验或在实施前期模拟研究和试验大纲过程中积累的数据资料制定老化探测计划，确定老化管理的优先序。随着设施的不断运行，逐步获得老化数据。根据老化敏感设备的分类和

18、安全重要性对数据进行定期评价得出的结论，可用于评估老化探测计划的有效性。应根据记录和积累的经验来修订老化探测计划。6.5.2 聘用专家聘用专家可以起到对内部评估能力的补充作用，尤其是在使用专业化检验技术及检查和试验结果的解释方面。所聘专家是在研究堆方面具有丰富知识和经验的工作在核工业研究和管理机构的工程师或科学家，或者是来自于核工业系统外的专家。6. 5.3 老化有关问题的评价一旦确定了老化有关问题对构筑物、系统或部件的影响，就应对继续运行的老化设施进行评价，以预测老化是否威胁到设施的安全裕度，同时确定是否需要采取纠正或缓解措施。4 老化效应的评价可通过回答下列问题未完成：a）反应堆运行期间，

19、构筑物、系统或部件的故障或性能下降是否使反应堆的运行超出其运行许可证所规定的运行限值和条件？b）系统或部件是否能实现其预计功能，如果不，会导致什么后果？c）是否很快失效还是能够估计出何时失妓？或者还有其他显示可评定山何时失效？EJ/T门76-2005d）适当地考虑单一故障准则时，其失效后果如何？e）是否有共因故障的影响性？f）物项的老化一定会造成故障和停运吗？g）是否可以维修或根据维修程序是否需要更换？维修或更换活动是否还需考虑相关设备？h）检修或更换等活动必须经过有关机构的批准吗？i）更换部件或系统时，使用了现行导则、标准和质保大纲的哪些要求？j）如何解决此老化问题？6. 6 役后的监督和试

20、验在设施永久停运后和退役前，应编制并实施役后监督和试验计划以便继续探测和评价其老化效应。只要构筑物、系统和部件还存在而且退役过程还未结束，此计划应一直有效。退役过程中，处于严酷条件下的部件可能需要进行检查（也许是破坏性的。7 老化效应的预防和缓解措施7.1 设计措施在设计阶段，为适应材料在其使用寿期末的预计特性，应留有适当的安全裕度。在无材料数据可取时，应执行合适的材料监督计划，并用所得结论对设计的适宜性作定期评价。这可能要求采取设计措施，以监测那些在服役中会由于应力腐蚀或辐照等引起机械性能改变的材料。选用高强度或高熔点材料可提高其安全系数。为便于开展监督和试验，易老化而性能下降的部件和系统应

21、安装在易于接近的地方。7. 2 监督和试验措施为采取适当的预防和纠正措施，可利用监督和试验活动对构筑物、系统和部件的性能下降进行评价，使得老化部件在其预计性能下降或故障之前被更换下来。应根据设计、数据、工业经验和制造商的推荐书，优化监督和试验的频度。材料监督活动可包括正常运行工况下对材料试样的辐照。辐照后的试样应能被移走而不干扰部件本身。对于目前那些要求开展这些活动而未开展的研究堆，可在高中子通量试验堆上进行辐照。在对累积的各项数据进行分析之后，应对监督和试验活动进行定期评审。7.3 预防性维修对安全重要部件可能需要给予特殊注意，以防止老化引起意外故障。在这种情况下，应采取的方法之一是预防性维

22、修。预防性维修（包括维修、更换和维护活动）有利于发现和减轻构筑物、系统和部件的性能下降和故障。通常预防性维修计划根据制造商的推荐书、许可证的要求和研究堆工作人员的经验而制定。研究堆的设备和系统所处的环境加速了其性能的老化。从文献中得到的资料和从老堆中取得的经验，可用来改进基于预测失效速率的预防性维修计划：同时，应根据积累数据的分析结果，对预防性维修计划进行定期评审7.4 运行经验的定期评价营运单位应对研究堆的运行经验，包括其他设施的运行经验进行定期评价，包括对运行、监督、试验及维修记录和报告的定期评审和分析。应确保在分析设施的安全状态时，用到收集的所有数据。可能由于老化影响，运行规程和维修大纲

23、还应进行修改。运行经验的定期评价应有计划地进行。在进行该项工作时，应充分发挥在营运单位内部建立的安全咨询机构（如“安全委员会”的作用。7.5 运行条件的优化运行条件或模式）是影响老化过程的一部分。运行经验的定期评价可为改变运行条件（如运行模式、堆芯布置和流体化学参数）提供证据。5 EJ/T 1176-2005 检查频度也是个需要优化的参数。检查、维修或试验频度太高也可加速老化，因此应对其影响进行评价。7.6部件的维修、更换或维护应对数据进行定期评价，在某些情况下应对是否采取行动以停止老化过程或更换部件作出决定。应对收集到的涉及具体问题的所有数据写出总结报告。此报告应对历史记录、评估和评价报告及

24、继续运行计划（如果有中涉及到的数据资料进行总结。应对此总结报告进行评价并再一次对系统的可运行性和安全性作出回答（见6.5.3）。除上述要求之外，还应考虑下列重要因素：a）安全性：老化系统继续运行的安全性有多大，是否将其停运？b）环境相容性z不降低环境要求，反应堆是否可以继续运行？c）计划性：反应堆的工作计划是如何安排的？国家核安全部门的要求是什么？d）费用：设施维修、更换、维护或退役的费用是多少？为确定是否维修、维护或更换系统，应系统地考虑所有这些因素。如果状态对安全的影响不太重要，可采取对老化效应再继续监测一段时间并推迟采取干预措施的决策。在决定进行重大维修、更换、维护或修改项目之前，应通过

25、安全委员会、有关专家和国家核安全部门的审查。对状态的评审，应成立特别“工作组”。此“工作组”应包括反应堆运行管理机构、营运单位和其他有关单位的相关人员。如果需要进行重大维修或修改，还应写出申请并提交有关主管机构批准。8 老化设施继续运行准则8.1 总则无论何时，研究堆运行的首要要求是应满足其安全总目标。如果不能实现安全总目标，不管是由于何种原因，反应堆都应停闭。通常可在技术上采取一些可行的补救措施，使反应堆保持在可接受的安全限值内。应采用系统方法对研究堆继续运行的安全性进行评价。此方法可利用老化管理大纲实施过程中积累的数据资料并应包括下述内容：a）对反应堆进行安全评审，以确定系统由于老化或其他

26、机理造成的性能下降的实际状态：b) 列出全部构筑物、系统和部件的分类清单并排优先序，说明未来维护的必要性：c）选择安全重要物项并识别其老化机理以便对安全重要物项进行初步评价：d）确定维护计划的技术和经济可行性：e）确定更深入的研究和检查活动以完善初步评价。概率风险评价结果可用于完善初步评价。8.2 老化状态的安全评审安全评审中采用的方法论可用于评审因老化而引起的安全问题。在作出重大维修或更换决策之前，应利用这套方法对系统和部件的数据资料进行审查。各营运单位应根据国家核安全要求的变化和技术进步对研究堆的实际状态进行定期评审。8.3 项目评审后的修改根据安全评审结论，某些己老化研究堆为了继续运行，

27、还可能需要进行修改。研究堆的修改规定见HAD202/03. 6 EJ/T 1176一2005附录A（资料性附录）各种运行条件对老化的影晌人1正常运行工况正常运行工况下的辐照、温度和压力等都影响着材料的物理特性，从而影响着堆芯内外的部件。表A. 1列出了正常运行条件对老化的影响。A.2 预计运行事件预计运行事件（如火灾、水淹、过热或功率剧增等）可加速老化效应。为抑制老化加速，可采取纠正措施。表A.2列出了预计运行事件对老化的影响。A. 3环境条件处于恶劣环境条件下的设备一般要受到腐蚀、侵蚀或发生不良化学反应。表A.3列出了环境条件对老化的影响。A.4 非物理条件非物理条件也可导致老化，表A.4列

28、出了非物理条件对老化的影响。表A.1 正常运行条件对老化的影响条件老化机理后果辐照性能改变化学分解强度改变延展性改变颜色改变肿胀电阻率改变燃耗温度性能改变强度改变电阻率改变延展性改变颜色改变应力（压力）蠕变几何变形（如开裂、塌陷）温度、流量和（或）负荷的交替变化移动位移位置或整定值的改变紧固件松动振动疲劳开裂、塌陷变形磨损表面劣化尺寸改变流动侵蚀强度改变流体化学特性腐蚀（包括电化学腐蚀）放射性物质泄漏强度改变颗粒沉淀短路泄漏7 EJ/T 1176-2005 表A.2预计运行事件对老化的影响预计运行事件老化机理后果功率剧增热损伤和机械损伤系统劣化加速老化水淹沉淀和化学污染腐蚀火灾热气、烟气、活性

29、气体强度下降腐蚀表A.3环境条件对老化的影晌条件老化机理后果潮温、盐分腐蚀（包括电化学腐蚀）泄漏放射性物质泄漏强度下降颗粒沉淀短路化学试剂化学反应不良化学产物结构劣化风、灰尘、沙侵蚀和沉淀强度改变表面劣化设备故障表A.4非物理条件对老化的影晌条件老化机理后果技术进步备件不足、备件不生产维修困难安全要求的改变现存安全物项不满足新的安全要求不利于安全运行修改安全有关物项缺少管理程序、文件作废更新不及时资料不全设计、制造不当多方面加速老化引起其他不利于运行的工况不恰当的维修和试验多方面系统劣化8 EJ/T 1176-2005 附录B（资料性附录）根据安全重要性和更换难易程度对典型物项的分类表B.1列

30、出了反应堆典型物项的安全重要性、更换的难易程度和可能影响它们的老化机理。表B.1 典型物项的安全重要性、更换难易程度以及老化机理物项安全重要性更换难易程度老化机理轻水僵化堆及其内部构件水池或水罐y A/B 1. 2. 4. 5, 6, 12 堆芯y B 1, 4. 5, 6, 7 反射层y B/C 1. 4. 5, 12 控制捧及其驱动机构y c 1, 4, 5, 12 屏蔽层y c 1, 5, 12 束流管道y B/C 3, 5, 12 衬里M B/C 1. 3, 5, 12 燃料组件及其贮存设备y c 1. 5 重水慢化堆及其内部掏件重水罐y A/B 1, 2. 5, 6, 12 堆芯y

31、B 1, 2. 5. 12 控制捧及其驱动机构y c 1, 4, 5, 12 燃料组件y c 1, 5 拎却系统一回路y B/C 1, 3, 4, 5, 6, 7 12 水池M 正ID1. 3, 4. 5, 6, 12 应急设备y B/C 3, 4. 5, 6. 12 补给设备N c 5, 12 净化设备M c 1, 2, 5, 12 二回路N c 4. 5. 6. 7. 12 包容革辑构筑物y A 2. 3, 4, 5, 12 生物屏蔽y A/B 1, 2, 3, 4. 5 通风正常M c 2, 5, 6, 12 应急y B/C 5. 6, 12 贯穿系统y c 1. 2, 4, 5, 12

32、 隔离系统y c 4. 5, 12 砌体y B/C 6, 12 控制和仪表停堆系统y c 4. 5, 12 保护系统y B 4. 5, 12 控制系统y c 2. 4, 6, 12 控制台M B/C 2, 6. 12 辐射监测系统y c 5. 12 工艺监控系统M B 4, 5. 6, 12 报警系统y c 2, 4, 6, 12 仪表系统M c 1, 2, 4, 6, 12 电缆M B/C 1, 2, 5, 12 遥控停堆设备监测设备y c 5, 12 气动系统M c 4, 5, 12 数据来集系统M c 4, 5, 12 防震系统M c 4,5, 12 y EJ/T 1176一2005表B

33、.1 C续）辅助系统电力系统M B 6, 12 应急电力系统y B/C 5, 6, 12 消防系统y B 5, 12 照明保护系统M B/C 5, 12 防水淹系统M c 5, 12 通讯设备M CID 5, 12 起重设备y B/C 4, 5, 12 燃料操作和贮存设施y D 5, 12 转运罐、燃料罐y B/C 1, 4, 5. 12 放射性废物处理、贮存、处置y B/C 1, 2, 5, 6, 12 热室M B 1, 5, 6. 8, 12 压缩空气M c 4, 5, 6, 12 实验室M c 5, 6, 8, 12 实验装置冷摞或热源1 B/C 1, 2, 3, 4, 5. 6 屏蔽层

34、M c 1, 5, 12 试验装置、试验回路y B/C 1, 2, 3, -t 5, 6 束流管道M c 1, 3. 4. 5, 12 同位素生产和辐照设施M c 1. 2, 3. 4. 5. 6, 12 气动传送系统M c 1. 5, 6, 12 热桂M c 1. 2. 3. 5 干辐照室M c 1. 5. 12 反应雄本体反射层y A/B 1, 4, 5, 12 热屏蔽y A/B 1, 2. 5 生物屏蔽y A/B 1, 2, 4, 5 反应堆本体的冷却系统y B 2, 5, 12 其他组织机构飞！.-. I 11 培训y c 11 文件设计M B/C 12 安全分析报费B;C 9, 10

35、 技术规格书IY B/C 10 程序y B/C 10 质量保证M B/C 9, 10, 12 评审和评价M c 9, 10 实体保卫系统M c 8, 9. 10 核保障M c 8, 10, 12 常规安全要求I B/C 8,9 执照许可证y B/C 9 备件M B/C 8 重水贮存设备y B/C 5, 12 重水泄漏收集设备B/C 5, 12 覆盖气体循环设备c 4.5. 12 再比合设备y c I s. 6, 12 i主1:安全重要性一栏所列符号的含义为：Y一是：1一否：M一也许。i主2:吏换难易程度一芒所列符号的含义为：不稳更换：B困难（技术或成本）；c一艘：D一容易J注3:老化机理一拦所

36、列符号的含义为：l一辐熙、：2温度：3一压力：-1交替变化：5-i高蚀；6一化学反应：7侵蚀：月技术进步：9一安全要求：10文件：11一人为因素；12设计、运厅、维修。10 1.每月运行天数：2.每天运行小时数：3.每月释放的总能量：4.每月平均功率5.堆芯布置附录C（资料性附录）老化数据收集调查表h kW.h kW a）燃料元件数一个b）假元件数一个c）控制棒数一个d）堆芯剩余反应性_L.).k/k 6.池式堆内部构件的状态EJ/T 1176-2005 在过去五年内，下列物项是否观察到缺陷(D）、变色CC）、腐蚀(R）、或进行过修改（F）、重大维修（T)吗？燃料元件D口c口R口堆芯D口C口R

37、口F口T口衬里D口c口R口F口T口反射层D口C口R口F口T口控制棒及其驱动机构D口c口R口F口T口屏蔽层D口C口R口F口T口束流管道D口c口R口F口T口燃料组件及其贮存设各D口c口R口F口T口7.控制和仪表下列系统或部件，是否已经更新（的、开展过重大维修（T)或发生过故障(M)? 停堆系统N口T口M口保护系统N口T口M口控制系统N口T口M口控制台N口T口M口辐射监测系统N口T口M口工艺监控系统N口T口M口11 EJ/T 1176-2005 报警系统N口T口M口仪表系统N口T口M口电缆N口T口M口遥控停堆设备监测设备N口T口M口气动系统N口T口M口数据采集系统N口T口M口8.冷却系统下列系统，是

38、否已经更新（川、开展过重大维修（T)、探测到腐蚀(R）、故障（M）或泄漏（L)?一回路N口T口R口M口L口水池N口T口R口M口L口应急设备N口T口R口M口L口补给设备N口T口R口M口L口净化设备N口T口R口M口L口二回路N口T口R口M口L口9.包容系统下列物1页，是否已经更新（N）、更换修改(F）、重大维修（T）、探测到腐蚀裂缝(D）或失灵（M)? 构筑物M口F口T口D口生物屏蔽N口F口T口D口通风系统N口F口T口M口贯穿系统N口F口T口M口隔离系统N口F口T口M口砌体N口F口T口D口M口12 EJ/T 1176-2005 10.辅助系统下列物项，是否已经更新（的、更换修改（F）、经过重大维修

39、（T）、探测到失灵（M）或还未开展过任何活动(H)? 电力系统N口F口T口M口H口应急电力系统N口F口T口M口H口消防系统N口F口T口M口H口照明保护系统N口F口T口M口H口防水淹系统N口F口T口M口H口通讯设备N口F口T口M口H口起重设备N口F口T口M口H口燃料操作和贮存设施N口F口T口M口H口转运罐、燃料罐N口F口T口M口H口放射性废物的处理、贮存、处置N口F口T口M口H口热室N口F口T口H口压缩空气N口F口T口H口实验室N口F口T口H口11.实验装置下列物项，是否已经更新（川、经过修改(F）、或探测到缺陷裂缝(D）、腐蚀(R)? 冷源或热源N口F口R口屏蔽层N口F口D口试验装置或试验回路N口F口D口束流管道N口F口D口R口同位素生产和辐照设施N口F口D口R口气动传送系统N口F口D口R口热柱N口F口D口R口干辐照室N口F口D口R口13 moa-ehFF LFd川】