4　核电厂建构筑物维护

4.1　一般规定

4.1.1　核电厂建构筑物的维护应包括土建预防性检查、老化管理、监测、维修等相关工作。

4.1.2　核电厂应根据本标准第1.0.2条的规定，按照核安全相关建构筑物与非核安全相关重要建构筑物的分类进行维护。

4.1.3　核电厂应建立并实施建构筑物的土建预防性检查、老化管理、监测、维修的大纲。

4.1.4　核电厂应确定所有的核安全相关建构筑物与非核安全相关重要建构筑物的土建预防性检查、老化探测与监测、预测性维修的频度，以保证核电厂建构筑物的可靠性与核电厂整个寿期内的设计要求保持一致。

4.1.5　应根据下述因素确定单个建构筑物的土建预防性检查、老化探测与监测、预测性维修的频度：

1　建构筑物对安全的重要性；

2　其固有的可靠性；

3　所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性；

4　运行经验。

4.1.6　当维修不能达到缓解建构筑物构件与部件劣化速率的目的时，应对可更换的构件与部件制定更换周期，对不可更换的构件与部件评估剩余寿命，当评估的剩余寿命不满足要求时，应采取防护或加固等处理措施。

4.2　土建预防性检查

4.2.1　建构筑物的土建预防性检查应包括下列类型：

1　初始检查：对建构筑物的初次检查，主要采用目视检查或者只需使用简单的仪器或工具，对主体结构、附属结构及地基基础的技术状况进行的目测检查，并建立单个建构筑物检查信息档案；

2　定期检查：定期检查根据上述初步检查的结果重复进行，根据已检查到的缺陷状况对结构的特殊部位的定期检查的频率可适当增加，日常检查应形成建构筑物缺陷跟踪信息档案；

3　应急检查：极端天气之后及建构筑物局部受到灾害性损伤后，为了查明破损状况，采取应急措施，组织恢复其使用功能，进行的针对性检查；

4　特殊检查：根据初始、定期或应急检查的结果，对需要进一步判明损坏原因、破损程度和使用能力的建构筑物或部件，进行专门的现场检测、试验或可靠性鉴定工作。

4.2.2　初始检查应符合下列规定：

1　初始检查应建立单个建构筑物检查信息档案，包括名称、编号、结构类型、设计资料、施工资料、维修记录等内容；

2　初始检查主要采用目测方法，也可配备简单工具进行测量；

3　初始检查需记录建构筑物的整体外观、裂缝、变形、锈蚀、破损等情况。

4.2.3　定期检查应符合下列规定：

1　定期检查应根据初始检查的结果对已有缺陷进行跟踪检查；

2　原则上核安全相关与非核安全相关重要建构筑物中厂房类建筑定期检查周期为1年，水工构筑物定期检查周期为5年；

3　运行时期封闭厂房的检查应安排在每次换料大修期间；

4　对影响运行的关键部位或存在遗留建筑缺陷的部位应根据具体情况采取相应周期的定期检查；

5　对于混凝土建构筑物，检查的参数宜包括材料损失、开裂、孔隙率和渗透性增大、强度的损失以及由于混凝土局部降质造成的混凝土锚固能力的降低等；

6　对于钢结构和部件，应检查由于腐蚀造成的材料损失；

7　对于结构螺栓，应检查螺栓的松动、螺母的缺失或者松动以及预载荷损失的其他状态指标。

4.2.4　应急检查应符合下列规定：

1　应根据受异常事件影响的结构，决定采取的检查方法、工具和设备；

2　应急检查的内容和方法原则上与定期检查相同，但应针对发生异常情况或者受异常事件影响的结构或构件做重点检查，以掌握其受损情况；

3　检查的评定标准与定期检查相同，当有难以判明破损的原因、程度等情况时，应做专业检查；

4　检查结果的记录应与定期检查相同，检查完成后，应编制应急检查报告，总结检查内容和结果，评估异常事件的影响，确定合理的对策措施。

4.2.5　特殊检查应符合下列规定：

1　初始检查、定期检查与应急检查中难以判明损坏原因及程度的建构筑物应进行专业检查；

2　专业检查包括专项检测与可靠性鉴定，应根据本标准第3.1节的规定选择开展可靠性鉴定工作的种类；

3　专业检查应委托有相应资质的单位承担。

4.3　老化管理

4.3.1　核电厂寿期内的设计、建造、调试、运行（包括延寿运行和长期停堆）和退役各阶段都应进行老化管理。

4.3.2　核电厂建构筑物的老化管理应分析建构筑物老化引起的性能劣化及建构筑物的过时（相比当前知识、法规和标准、技术）带来的影响。

4.3.3　建构筑物部件的分类筛选应根据对安全的重要性，采用基于风险的方法（概率安全分析和确定论方法）对所选择的部件进行老化管理的分级和排序。采用概率安全评价时，如果多重建构筑物的部件经受相同的老化劣化，则应分析共因失效的可能性。

4.3.4　核电厂应对重要的老化机理进行筛选与分析，根据不同的老化效应和老化机理确定相应的老化效应探测的方法、监测周期、老化效应缓解方案及劣化趋势分析方法。

4.3.5　核电厂应根据现行核安全导则《核动力厂定期安全审查》HAD 103/11、《核动力厂老化管理》HAD 103/12及电厂运行经验建立核电厂建构筑物老化管理大纲。

4.3.6　有效的老化管理大纲应包含表4.3.6中的基本内容。

4.4　安全壳结构的监测

4.4.1　应对安全壳预应力系统进行定期监测，每3个月进行测量读数，每年应进行安全壳预应力损失分析，形成预应力损失评估报告。

4.4.2　应使用安全壳结构监测永久性仪表系统对安全壳混凝土应变、整体变位、温度进行定期监测，每3个月进行测量读数，每年应进行测量数据分析与系统状态评估，形成安全壳结构监测永久性仪表系统评估报告。

4.4.3　应对安全壳结构监测系统进行维护，如发现监测系统设备故障应及时维修，无法维修的监测仪表需在3个月内进行更换以保证数据记录的完整性与连续性。无法更换的监测仪表应采取替代方案，无替代方案应进行评估。

4.4.4　如发生火灾、地震、局部机械损坏或构件破坏等意外事件，应对安全壳结构监测永久性仪表系统增加测量读数频率，并通过检测与可靠性鉴定确定结构损伤程度。当通过鉴定无法确认安全性与功能性损伤程度时，应采取打压试验等方法进行验证。

4.5　其他建构筑物的监测

4.5.1　核电厂应编制建构筑物监测大纲，对建构筑物的材料性能（如混凝土强度、抗渗性能、碳化深度、氯离子侵入等）与水化学参数进行定期监测，核电厂建构筑物监测大纲应包括详细的监测和检测参数，并由有资质的人员进行检测操作。

4.5.2　所有水工海工构筑物和地下水质的监测周期不宜超过5年。

4.5.3　对于混凝土建构筑物，监测的参数宜包括材料损失、开裂、孔隙率和渗透性增大、强度的损失以及由于混凝土局部降质造成的混凝土锚固能力的降低等。

4.5.4　对于钢结构和部件，应监测由于腐蚀造成的材料损失。

4.5.5　对于结构螺栓，应监测螺栓的松动、螺母的缺失或者松动以及预载荷损失的其他状态指标。

4.5.6　对于地下水化学（pH值、氯化物和硫酸盐），应定期监测，评估其对于混凝土构筑物的影响。

4.5.7　对于建构筑物整体沉降与不均匀沉降，应定期监测并评估其对建构筑物的影响。

4.5.8　应每年进行边坡稳定性监测，对监测数据进行分析并形成评估报告。

4.5.9　应每年进行核电厂区地震数据监测，并对监测数据进行整理和分析。

4.6　维　　修

4.6.1　核电厂应根据现行核安全法规《核动力厂运行安全规定》HAF 103与现行核安全导则《核电厂维修》HAD 103/08的要求制定维修工作大纲。

4.6.2　核电厂建构筑物的维修应按不低于原建造时的质量和技术要求执行。

4.6.3　对于预防性检查发现的建构筑物或部件的缺陷，维修工作应根据调查与检测结果判断损伤的机理，并制定相应的维修方案。

4.6.4　对于可靠性鉴定发现的建构筑物或部件缺陷，应根据鉴定结论采取纠正性维修、更换或加固措施，如需开展建构筑物局部或整体加固工作，应进行专项论证。

4.6.5　核电厂应根据国家现行的建筑质量验收规范、加固规范与制定的专项方案对维修或加固工作进行验收，重要维修与加固工作宜通过专家评审验收。