2019 年 12 月，美国能源部核能办公室（DOE/NE）发布了题为《轻水堆可持续项目：项目综合计划》的报告。轻水堆可持续项目（LWRS）的目的是开展一些计划性活动以解决美国现有反应堆的长期生存能力和竞争力，可持续性是指尽可能维护现有核电站在长期内的安全和经济运行。报告重点从核电站现代化、核电站运行与发电、基于风险告知的系统分析、材料研究、物理安全等方面，介绍了 LWRS 的综合计划。本文重点介绍 2019财年 LWRS 在上述方面所取得的主要成果。

    1  材料研究

    （1）完成了先进试验堆（ATR-2）项目高通量（high-fluence）反应堆压力容器（RPV）所用钢材料的断裂力学测试，以测量转换温度的漂移，并为相关模型建立标准；

    （2）验证了关于 RPV 合金中高通量沉淀机理的模型；

    （3）利用 AT2-2 试验数据，开发了一种降阶的、适用于低通量与高通量环境的脆变预测模型，该模型可以对反应堆压力容器老化有关的转换温度漂移现象进行建模；

    （4）将一个关于沉淀相演化的簇动力学模型整合到了工程规模的、关于 RPV 脆变的 Grizzly 模型；

    （5）利用橡树岭国家实验室（ORNL）开发的技术，分析了强辐照之后奥氏体不锈钢的局部变形过程，以研究中子辐照后不锈钢样品的局部应力和拉力的变化情况；

    （6）通过连续延展率试验和四点弯曲试验评估方法，对在压水堆（PWR）环境中经过强烈中子辐照（达 125.4 dpa）的 300系列不锈钢，进行了辐照促进的应力腐蚀断裂（IASCC）分析；

    （7）利用垂直扫描干涉测量方法和电子背散射衍射（EBSD）技术，阐明了一种奥氏体 316L 不锈钢的晶粒取向氧化行为，从而认识和开发出能够评估可能导致应力腐蚀断裂（SCC）的方法；

    （8）针对合金 600 和合金 690，评估了晶粒边界微观结构对 SCC 触发机制的影响，这也是模型开发的一个关键步骤；

    （9）在设计基准条件下，搭建了系统水平的预测模型，该模型可以对 PWR 增压器喘振边界喷嘴设计基准条件下的疲劳寿命进行预测；

    （10）对铸造不锈钢部件的老化进行了分析和模拟，并为延寿服役条件下的铸造不锈钢部件开发了预测工具；

    （11）通过常规的岩石学研究验证了微 X 射线荧光技术的有效性，该技术可以对矿物化学成分进行分析，从而帮助开发出面向微观结构的辐照混凝土科学分析（MOSAIC）工具；

    （12）领导开展了一次国际性的基准研究活动，对现有最新的分析模型和正在开发的半分析模型进行了比较，以对轻水堆（LWR）空心混凝土（cavity concrete）中出现的辐照效应进行预测；

    （13）针对γ辐射对水泥浆模拟物的机械特性与结构特性的影响，完成了低、中剂量水平的分析，并启动了高剂量水平的分析，从而将辐照对水泥浆脆变行为的影响这一因素纳入到模型当中；

    （14）在田纳西大学（UTK），对经过碱-硅酸反应（ASR）影响的大型试验混凝土块，完成了其微观结构的分析；

    （15）对增强型、基于模型的图像重建（MBIR）无损检测技术与常规无损检测技术进行了对比分析，并对具有确定损伤特征的厚混凝土试件进行了小波合成孔径聚焦技术（SAFT）重建；

    （16）分析了高优先级电缆绝缘材料加速老化过程中温度逆效应对电缆绝缘退化的影响；

    （17）研究了非破坏性测试方法，重点是使用介电谱方法进行大体积电缆绝缘的测试；

    （18）研究结果证明：辅助束应力改善激光焊接(ABSI-LW)工艺和摩擦搅拌焊接(FSW)工艺均可减缓辐照后含氦SS304不锈钢焊缝修复过程中由氦引起的裂纹，其中不锈钢中 He 的浓度分别为 15.6 appm（ABSI-LW）和 5.2 appm（FSW）；

    （19）对摩擦搅拌和激光焊接修复的辐照结构材料进行了研究，确定了材料的参数，并对其质量进行了表征，其中的结构材料是延寿反应堆所需的一种代表性材料；

    （20）作为电力研究院与美国能源部（EPRI/DOE）高级抗辐射合金项目第一阶段筛选研究的一部分，完成了所选合金的蒸汽氧化试验和拉伸试验；

    （21）完成对锡安（Zion）1 号机组反应堆容器带线焊缝和基本金属性能的初步评估；评估结果将用于比较先前报告的监测数据，分析当前的辐射损伤模型，并验证当前用于评估过渡温度漂移的规范和标准。

     2  核电站现代化

    （1）为人因系统模拟实验室(HSSL)中的高级警报和基于任务的总结程序，开发了高级操作员接口；

    （2）开发了通用的人因工程技术基础和指导，以帮助实体公司实施所开发的技术，从而支持主控室和核电站系统的现代化方案；

    （3）创建了核电站全面现代化战略，该战略展示了一个可持续的计划和方法，以实现核电站的长期高效运营和风险告知的资产管理；

    （4）提供了数字型仪表与控制系统（I&C）体系结构的设计和方案，以管理传统模拟仪表与控制系统向新型高级数字仪表与控制系统的过渡，其中新型高级数字仪表与控制系统可以有效地解决人力因素、成本和法规方面的问题；

    （5）开发了一套监测框架和方法，该框架和方法支持振动声学调制技术，而该技术则可以检测大型钢筋混凝土试件中 ASR引起的材料退化机制，从而对结构的健康状况进行监测；

    （6）开发了一种高空间分辨率的光纤传感器，该传感器可以提高对复杂几何形状管道(如弯头和三通等)中由腐蚀和侵蚀引起的缺陷的探测能力；

    （7）创建了一种方法体系，将核电厂的数据源集成到一个通用信息模型当中，其中的模型可以解决核电厂数据库的需求，从而支持更大的工作流程和更广泛的厂区自动化；

    （8）为核电站的全面监测制定了技术路线图，核电站的全面监测将采用先进的仪表与控制技术，使核电站成本高昂的人工监控、检查和监视向先进的远程监控和自动化方向过渡；

    （9）开发了一个用于优化设备维护频率的风险模型，并开发了设备性能诊断模型，以使核电站维护策略过渡到基于状态的维护；

    （10）开发了自动化图像处理技术，以使核电站采用无人机兼容技术开展现场操作和维护活动。

    3  风险告知的系统分析（ RISA ）

    （1）在现有的一个核电站中采用改进的模型，通过常规的火灾分析，证明改进的模型可以改善核电站的分析，并可以减少人工劳动；

    （2）对“2019 版 RISA 工业应用示范工程”进行了更新；

    （3）对一个基于现有压水堆的改进型柔性电站模型，验证了核电站水平的情景化风险分析，其中的分析分析考虑了近期的耐事故燃料（ATF）概念以及高风险事故情况下基于灵活应对战略（FLEX）的运行概念；

    （4）对全尺寸部件和切向回流式汽轮机（Terry-turbine）喷嘴实验的结果进行了反馈分析；

    （5）利用现有的技术信息，为数字仪表与控制系统的升级开发了一套风险评估策略；

    （6）为一座现有核电站系统、结构和部件（SSC）的长期资本翻新计划开发了一套复合的数据分析和风险分析工具；

    （7）完成了一份报告，其中报告的内容是将风险告知的自动化系统健康管理工具整合到现有的核电站系统健康项目；

    （8）完成了一座核电站冷却剂丧失事故（LOCA）条件下燃料棒非突发（non-burst）状况的评估，其中燃料的燃耗上限提高到了 20%；

    （9）对桑迪亚国家实验室（SNL）的首批火灾实验数据进行了分析，以确定所面临的差距和所需的数据需求，以减少不确定性和保守性，从而改善核电站的概率风险评估（PRA）模型；

    （10）为风险告知的系统分析框架建立了技术基础，以优化在运 PWR 现有的换料许可流程和核电站的循环周期管理；

    （11）利用技术成熟度（TRL）分析、反应堆偏离与泄露分析程序（RELAP）的 RELAP 5-3D 程序以及风险分析与虚拟控制环境（RAVEN）等工具，完成了 RISA 工具包的验证与认证；

    （12）完成了一份报告，报告的内容是评估一种增强型柔性 PWR 模型在限定许可基准事故条件下采用 FLEX、ATF 和直接自然对流等措施的综合效益；

    （13）完成了切向回流式汽轮机系统完整、全规模、长期低压运行的初始范围分析；

    （14）完成了一份报告，报告的内容是扩展 RELAP5-3D 高效建模能力，以对反应堆堆芯隔离系统进行模拟。

    4  核电站的灵活运行与发电

    （1）在美国中西部的一座核反应堆上，针对核电站灵活运行与发电（FPOG）的问题，完成了技术分析和经济性分析。这项研究发现，对于采用低温电解蒸汽甲烷的传统产氢市场（该市场中消费者对氢需求量较低、但是面临更高成本）而言，核能产氢市场是具有竞争力的；而对于高温蒸汽电解产氢市场（该市场中氢消费者的需求量较高、面临的成本更低）而言，核能产氢市场的竞争力则不如前者；

    （2）建立了基于 LWR 核电站的 FPOG 热提取模型，以初步评估从 PWR 中提取热能时会产生的影响；

    （3）为电气、热力和控制等功能所需的接口开发了要求和指南；为了将能量传递给紧密联系的用户，这些接口是必须要开发的；

    （4）完成了 PRA 的初步筛查，并为有关步骤开发了指南，以解决美国核管会（NRC）对 FPOG 应用的许可问题；

    （5）开发和利用整体能源优化网络（HERON）和风险分析与虚拟控制环境（RAVEN）等工具，分析了利用帕洛维德电站（Palo Verde Generation State）产生的能量来生产清洁水的成本问题。

    5  物理安全

    （1）完成了对沸水堆（BWR）和 PWR 目前所面临的挑战和局限的评估，并对需要改进的领域提出了建议，以降低成本，从而实施有效的物理安全项目；

    （2）为现有和计划的核电站安全体系建立了动态评估模型，并进行了比较分析；

    （3）通过对技术、建模、模拟、FLEX 有关的设备使用、关键领域的认定及排除、可能的人员裁减等问题的评估，完成了对所提建议和项目成果的描述；

    （4）为传感器、仪表和其他技术的部署制定了指导方针，其中传感器、仪表和其他技术将会对现有的物理安全体系进行补充；

    （5）根据已经确定的目标，为现有核电站安全体系开发了建模和模拟能力，以将采用反应堆系统级模拟的动态评估方法与旨在开发桌面情景的增强型建模与 3D 可视化技术联系起来；

    （6）完成了一份关于修改和升级孤松（Lone Pine）核电站设施的报告，并将报告递交给了美国能源部。

来源：www.inl.gov（王新燕编译）