基本内容

核电厂根据主设备供货商和设计单位的技术文件和运行经验反馈，筛选出影响机组寿期的关键部件和构筑物；针对这些关键部件和构筑物的老化或失效机理制订并实施运行全寿期内的各种监测和评价计划；从工程、运行和维修各方面采取措施使机组寿期达到设计预期寿期或得到延长，为核电厂执照更新提供证明文件。寿期管理要达到：①使机组的运行业绩和安全维持在可接受水平；②机组运行业绩，维修等措施所花费的代价和系统、构筑物及部件的服务寿期三者的综合效果是最佳的；③使核电厂全寿期内的投资回报最大。

由于部件和构筑物的老化和失效直接影响核电厂的运行安全，所以它们也是国家核安全监管机构和国际原子能机构监管或关注的领域。核电厂要制订和执行“老化管理大纲”(ageing management programme，AMP)。国家核安全导则《运行核电厂的定期安全审查》把老化管理列为定期安全审查的安全因素之一。国际核能界把寿期管理看作是老化管理和相关经济策划的综合。

迄今国际核工业界普遍认为反应堆压力容器是不可更换的，它的失效也即为核电厂寿期的终结。

反应堆压力容器钢材长期在快中子辐照下会脆化，这将可能导致压力容器在运行状态下脆性断裂(见反应堆材料辐照效应和反应堆压力容器材料)。

核蒸汽供应系统的供货商在最终安全分析报告和压力容器出厂文件中给出了下列资料：压力容器母材和焊缝的材质成分、工艺参数，按规范取样测得的初始无延性转变温度RT 和根据辐照试验预期的无延性转变温度升高值DRT 与快中子注量的关系。核电厂据此向国家核安全监管机构申请运行许可年限。核电厂还制定监督计划，定期从堆内取出辐照监督管，送往专门的“热”实验室，对已在堆内辐照不同年限的压力容器母材和焊缝样品作力学性能试验并测定对应的快中子注量，从而得到按监督计划实测的不同运行年限无延性转变温度升高值DRT 。辐照监督管取出的年限分为第4、7、9、14年，按它们所处位置的中子注量率水平推算，大体相当压力容器壁经历11.5、21、27、40.6年的中子辐照效应。这些实测值DRT 与快中子注量的关系被用来评定反应堆压力容器的预期寿期，并报国家核安全监管机构。(见压水堆本体及无延性转变温度)

核蒸汽供应系统供货商依据热工水力瞬态分析和结构力学分析在设计文件中给出了反应堆冷却剂系统的部件在电厂寿期内承受各种典型瞬态的限值。核电厂将按供货商推荐的典型瞬态说明文件，从调试开始即建立瞬态统计制度和方法。瞬态统计结果由核电厂技术支持部门作初步整理分析，并定期公布，促使电厂有关人员努力避免那些不该发生的对疲劳损伤有重要影响的异常瞬态。瞬态统计结果一般还要委托专门的设计研究部门作进一步分析，计算部件疲劳寿命，判明薄弱部件，提出加强监督和改进措施。迄今为止国外某些核电厂已有数起由于管道疲劳裂纹而导致冷却剂泄漏的事故。

世界上 压水堆运行历史显示，蒸汽发生器往往不能与电厂同寿期。其传热管材Inconel-600具有一定程度的应力腐蚀敏感性，结构不合理造成的流致振动和二次侧支撑板腐蚀导致对传热管的压缩作用(denting)等也会造成传热管破坏。为了避免具有放射性物质的冷却剂通过二回路安全阀漏向环境，凡通过在役检查发现传热管减薄到原厚度的某一限值时(一般为40%)，将实施堵管。堵管将使传热面积减少，如一次侧温度不提高，蒸汽发生器出口的蒸汽压力将下降。此外一次侧流通面积的减少也会使反应堆流量下降，这样就会使电厂的经济指标和堆芯的安全裕量下降。核电厂技术部门必须对堵管的影响做出评价。当传热管的堵管裕量(一般10%)被耗尽，堵管对经济性和安全性的影响被评定为不可接受时，一般要采取更换蒸汽发生器的措施。蒸汽发生器的更换对国际核工业界来说已是一项成熟的技术。为延长蒸汽发生器的寿命，除供货商改进结构设计、选材和工艺外，营运单位还要努力改善二回路水质和定期进行二次侧清洗。

大多数核电厂的安全壳为预应力混凝土结构，在预应力张拉完成后，绝大多数张拉的钢索和钢管之间将灌注凝固性介质予以固定。在施工完成后头几年，该种结构的预应力将会有一定程度的应力松弛，一般经历5年将趋于稳定。为此核电厂将在预应力张拉完成后，监测少量没有灌注凝固物的钢索，观测其张力的变化并评价安全壳定期强度试验的结果，以证实安全壳的预应力在电厂寿期内维持有效(见安全壳完整性监督)。

自1979年三里岛核电厂事故后，美国新的核电项目陷于停顿。60年代开始建造的核电厂将于2000年以后陆续到达设计寿期。这迫使电力公司和供货商合作开展延长寿期的研究工作。与这一计划密切相关的一项重要技术措施就是低中子泄漏堆芯换料策略，以显著地降低压力容器壁处的中子注量(见燃料管理)。与这一计划相呼应，先进轻水堆寿期的设计指标定为60年。