GB∕T 41717-2022 核电厂老化管理与寿命管理术语.pdf

ICS 27.120CCS F 04华人民共和国国家标准GB/T 417172022核电厂老化管理与寿命管理术语Terminology of ageing management and life management for nuclear power plants2022-10-12 发布2023-05-01 实施国家市场监督管理总局 国家标准化管理委员会GB/T 417172022目 次前言.I1 范围.12规范性引用文件.13基本术语.14 老化机理和老化效应术语.45 老化管理术语.116 寿命管理术语.13参 考文献.15索 引.16GB/T 417172022前言本文件按照GB/T 1.12020标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定 起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58)提出并归口。本文件起草单位：国核电站运行服务技术有限公司、核工.业标准化研究所、上海核工程研究设计院 有限公司、中核核电运行管理有限公司、苏州热工研究院有限公司。本文件主要起草人:钟志民、董新宇、王东辉、梁雪元、石秀强、姜赫、刘尚源、梁兵兵、李玲。GB/T 417172022核电厂老化管理与寿命管理术语1范国本文件界定了核电厂老化管理与寿命管理相关的常用术语。本文件适用于核电厂老化管理与寿命管理工作，其他核设施的相关工作可参照使用。2规范性引用文件本文件没有规范性引用文件。3基本术语3.1构筑物、系统和部件 structures,systems,and components；SSCs系统、构筑物和部件 systems,structures,and components；SSCs系统、构筑物和设备除人为因素之外，核电厂设施或活动中所有要素（物项）的统称。3.2活动部件 active component能动部件执行预定功能（5.2）时包含活动零件或者有结构、特征变化的部件。3.3非活动部件 passive component非能动部件执行预定功能（5.2）时不含活动零件且无结构和特征变化的部件。3.4条件 conditions可能对构筑物、系统和部件（3.1）产生作用的客观状况和/或影响因素。3.5役前条件 pre-service conditions初始运行前（如制造、储存、运输、安装、调试与试运行阶段）构筑物、系统和部件（3.1）承受或经历的 实际条件（3.4）。3.6服役条件 service conditions服役寿命（6.1.4）内构筑物、系统和部件（3.1）承受或经历的实际条件（3.4）。注：服役条件包括运行状态（正常运行和预计运行事件）、事故工况（设计基准事故和设计扩展工况）和事故后工况。服役条件乂可分为环境条件（3.7）和功能条件（3.8）。1GB/T 4171720223.7环境条件 environmental conditions构筑物、系统和部件（3.1）周围环境的客观状况。示例：稳压器安全阀的环境条件包括安全壳内空气的温度和湿度等。3.8功能条件 functional conditions构筑物、系统和部件（3.1）因执行其设计功能而作用于自身的条件（3.4）。示例：稳压器安全阀的功能条件包括反应堆冷却剂压力、高流速和相对于反应堆冷却剂的温度增量。3.9老化诱因 ageing stressor役前条件（3.5）和/或服役条件（3.6）引起的能够使构筑物、系统和部件（3.1）产生老化降质（3.21）的 作用物或刺激因素。注：老化诱因有热量、辐照、湿气、蒸汽、化学物质、压力、振动以及地震等。3.10老化 ageing构筑物、系统和部件（3.1）的特性（3.18）随时间或使用逐渐变化的过程。注：老化包括实物老化（3.11）和过时（3.12）。3.11实物老化 physical ageing构筑物、系统和部件（3.1）由于物理、化学和/或生物等作用而发生的老化（3.10）。注：实践中.构筑物、系统和部件（3.1）的“老化”一般是指其实物老化。3.12过 时 obsolescence非实物老化 non-physical ageing构筑物、系统和部件（3.1）相比当前知识、技术、法规、标准变得陈旧或落后的过程。注：过时“分为知识型过时、技术型过时和标准型过时。3.13自然老化 natural ageing构筑物、系统和部件（3.1）在役前条件（3.5）和服役条件（3.6）下发生的老化（3.10）。3.14人工老化 artificial ageing对构筑物、系统和部件（3.1）人为施加代表电厂役前条件（3.5）和/或服役条件（3.6）下的老化诱因（3.9）（在强度、持续时间及施加方式上可能有所不同），模拟其自然老化（3.13）效应的过程。3.15加速老化 accelerated ageing用较短时期近似地模拟长期服役条件（3.6）下老化效应（3.17）的人工老化（3.14）03.16老化机理 ageing mechanism构筑物、系统和部件（3.1）老化（3.10）的特定机制。示例：应力腐蚀开裂（4.1.33）是一种典型的不锈钢材料老化机理。注：老化机理是一定条件下各要素相互关联、相互作用的过程。造成降质的老化机理通常称为降质机理。2GB/T 4171720223.17老化效应 ageing effects由老化机理（3.16）造成的构筑物、系统和部件（3.1）特性（3.18）随时间或使用发生的净变化。注：某些老化效应有利于安全.如混凝土养护引起的强度增加、旋转设备磨合的减振效应；有些老化效应增加风 险，如疲劳（4.1.26）或热老化（4.1.32）造成的材料强度降低（4.2.3）。3.18特性 characteristics构筑物、系统和部件（3.1）的性质或属性。注：特性包括成分、形状、尺寸、密度及机械、化学或电学性质等。3.19，犬态 condition构筑物、系统和部件（3.1）特性（3.18）的可影响其执行设计功能的能力的状况或水平。3.20降质 degradation劣化 deterioration构筑物、系统和部件（3.1）一种或多种特性（3.18）的即刻或逐渐降低，可能损害其执行设计功能的 能力。3.21老化降质 ageing degradation由老化机理（3.16）导致的构筑物、系统和部件（3.1）的降质（3.20）.3.22失效 failure故障 malfunction构筑物、系统和部件（3.1）不能执行其设计功能或执行设计功能能力的中断。注：失效包括需求失效（也称为启动失效）和运行失效。3.23老化评估 ageing assessment分析构筑物、系统和部件（3.1）老化（3.10）相关信息，并确定其当前和未来在验收准则（5.4.13）范围 内执行功能能力的过程。注：老化（3.10）相关信息主要包括自身实际状态（3.19）、老化机理（3.16）和老化效应（3.17）以及老化诱因（3.9）等 信息。3.24时限老化分析 time-limited ageing analysis；TLAA对按既定筛选原则所确定的构筑物、系统和部件（3.1）,结合设定的机组运行期限，为确定与时间相 关的老化（3.10）在评价期末是否会影响其执行预定功能（5.2）能力而进行的计算分析、评估或鉴定 活动。注：时限老化分析活动主要有：反应堆压力容器中子辐照脆化（4.1.31）分析、金属疲劳（4.1.26）分析、预应力混凝土 安全壳预应力损失分析、电仪设备再鉴定等。3.25老化管理 ageing management；AM针对构筑物、系统和部件（3.1）的老化效应（3.17）及其影响，使构筑物、系统和部件（3.1）的安全功能 在核电厂服役寿期内（包括退役阶段）得到保证而开展的活动。3GB/T 4171720223.26主动老化管理 proactive ageing management在核电厂服役寿期内，对构筑物、系统和部件（3.1）开展的具有前瞻性和预测性的老化管理（3.25）。3.27过 时管理 obsolescence management针对构筑物、系统和部件（3.1）的过时（3.12）采取的改进行动，以满足适用知族1、技术、法规和标准 的要求。注：构筑物、系统和部件（3.1）的过时管理一般包括收集信息、划分优先级以及制定并实施解决方案等行动。3.28寿命管理 life management寿期管理 life cycle management；LCM老化管理（3.25）与经济计划的综合。注：寿命管理的目的在于：1）将构筑物、系统和部件（3.1）的运行、维修和服役寿命（6.1.4）最佳化；2）将核电厂性能和 安全维持在可接受水平；3）实现核电厂服役寿命（6.1.4）内的最大投资回报。4老化机理和老化效应术语 4.1老化机理术语 4.1.1表面污染 surface contamination腐蚀性成分或污垢附着在物体表面产生不利影响的过程。4.1.2结垢 scaling沉淀物在部件或构筑物表面积聚的过程。示例：原水系统中的结垢发生在管道、阀门和换热器上，可导致换热效率卜.降、材料损失或流道阻塞。注：结垢包括积聚和生长在水下金属表面上的水生生物或者积聚在传热管上的沉积物（通常是无机物）。生物结垢 通常由大型生物或者微生物引起。4.1.3化学污染 chemical contamination非受控化学物质导致部件降质（3.20）的过程。4.1.4湿气侵入 moisture intrusion潮湿的气体进入构筑物、电仪设备或部件并持续影响其性能的过山。4.1.5磨损 wear机械磨损 mechanical wear由于两表而间的相对运动或者受硬质颗粒影响而发生材料损失的过程。注：磨损通常发生在有间歇性相对运动、重复操作的部位或者夹紧连接处。4.1.6磨蚀 abrasion带有磨损（4.1.5）颗粒的流体摩擦或腐蚀（4.1.13）材料表面导致材料损失的过程。4GB/T 4171720224.1.7冲蚀 erosion由于固体表面与流动的单相或多相流体之间的机械相互作用而引起的材料从该固体表面逐渐损失 的过程。4.1.8蠕变creep金属材料或混凝土在载荷持续作用的条件下，随着时间的延长而发生持续变形的过程。4.1.9氧化 oxidation发生失去电子导致原子价态增加的反应以及金属由于腐蚀（4.1.13）而形成氧化物的腐蚀反应的 过程。4.1.10辐照诱发氧化 radiation-induced oxidation由辐照引起或催化的氧化（4.1.9）。4.1.11应力松弛 stress relaxation在特定温度及初始变形或位移恒定的条件下，部件的预应力随时间减小的过程。示例：反应堆堆内构件的螺栓均施加了冷态初始预应力，这些螺栓在运行过程中承受高温载荷时会发生热膨胀以 致出现应力松弛,从而导致预应力损失。注：结构钢锚固部件的应力松弛会造成预应力损失。4.1.12持续振动加载 sustained vibratory loading机械振动引起的载荷K期作用导致损伤的过程。4.1.13腐蚀corrosion使金属的性能发生变化，并常可能导致金属、环境或由它们作为组成部分的技术体系的功能受到损 伤的金属与环境间的物理-化学相互作用。来源：GB/T 101232022,3.14.1.14全面腐蚀 general corrosion暴露于腐蚀环境中的金属整个表面产生的腐蚀（4.1.13）。来源：GB/T 101232022,4.814.1.15均匀腐蚀 uniform corrosion在整个金属表面上以几乎相同速率发生的全面腐蚀（4.1.14）。注：低合金钢、碳钢和铸铁材料在室外环境下易发生均匀腐蚀。来源：GB/T 101232022,4.94.1.16局部腐蚀 localized corrosion暴露于腐蚀环境中的金属表面，某些区域的优先集中腐蚀（4.1.13）。来源:GB/T 101232022,4.105GB/T 4171720224.1.17缝隙腐蚀crevice corrosion由于金属表面和其他表面（金属的或非金属）之间形成的狭缝或间隙，在狭缝内或其近旁产生的局部腐蚀（4.1.16）。来源:GB/T 101232022,4.164.1.18点蚀 pitting corrosion局部腐蚀（4.1.16）导致的点状蚀坑,如从金属表面向内部扩展的空洞。来源：GB/T 101232022,4.1514.1.19电偶腐蚀galvanic corrosion由不同金属构成电极发生腐蚀电池作用导致的腐蚀（4.1.13）。注：换热器中的钢材或铜与惰性金属材料（如不锈钢）连接到一起时，易发生电偶腐蚀。4.1.20选择性腐蚀 selective corrosion某些组分不按其在合金中所占的比例而优先腐蚀（4.1.13）的过程。注：也称为脱合金成分腐蚀，例如脱锌作用或者碳化腐蚀。4.1.21微生物腐蚀 microbiologically influenced corrosion；microbial corrosion；MIC与微生物作用所形成的腐蚀（4.1.13）。注：环境中的微生物（如细菌、真菌和藻类）及其新陈代谢过程中的产物会引起材料加速腐蚀（4.1.13）.例如厌氧细 菌能产生电流反应并形成生物膜,产酸细菌可能会生成腐蚀性的生物污物。来源：GB/T 101232022,4.3 74.1.22硼酸腐蚀 boric acid corrosion受硼酸水影响而发生的腐蚀（4.1.13）。4.1.23流动加速腐蚀flow-accelerated corrosion:FAC由于经过材料表面的流体湍流强度和传质的提高而造成的增大了的腐蚀（4.1.13）。示例：由于碳钢材料表面上保护性氧化膜溶解于流动的冷却剂中，削弱了氧化膜对碳钢的保护作井J。4.1.24晶间腐蚀intergranular corrosion沿着或紧挨着金属的晶粒边界所发生的腐蚀（4.1.13）。注：温度在550 0c850 C时，奥氏体不锈钢晶界上碳化钠的析出使晶界附近形成贫格区，在腐蚀性环境卜.，容易发 生晶间腐蚀。来源:GB/T 101232022,4.224.1.25空蚀 cavitation corrosion由空化和腐蚀（4.1.13）联合作用引起的损伤过程。示例：空蚀可发生在回转泵上。4.1.26疲劳 fatigue循环加载导致材料降质（3.20）的过程。6GB/T 417172022来源:GB/T 3 3 5082017,3.1.64.1.27热疲劳 thermal fatigue在交变温度下，热应力使材料损伤以致开裂（4.2.1）的过程。注：热疲劳主要是由热载荷、热循环、热分层和湍流渗透反复变化引起的。来源：GB/T 158242008,3.214.1.28空泡肿胀 void swelling辐照肿胀 irradiation swelling辐照引起反应堆金属材料中出现空位，空位积聚成空洞，进而导致材料膨胀的过程。注：空泡肿胀发生前有一段较长时间的孕育期。4.1.29微动磨损fretting两个相互接触、名义上相对静止而实际上处于周期性小幅相对运动的固体表面因磨损（4.1.5）而导 致材料表面破坏的过程。4.1.3 0脆化 embrittlement材料机械性能变化的过程，其抗拉强度和屈服强度增大，断裂韧性和延性降低。4.1.3 1中子辐照脆化 neutron irradiation embrittlement在中子辐照环境下材料发生脆化（4.1.3 0）的过程。注：材料脆化的程度取决于中子注量、温度、材料化学成分等因素。4.1.3 2热老化 thermal ageing高温环境下材料发生脆化（4.1.3 0）的过程。注：在260-313 的运行温度下，铸造奥氏体不锈钢中的铁素体相会分解为富含铁素体的相与富含格的相，最 终可能会导致严重的脆化断裂韧性降低（4.2.4）,这种脆化取决于铁素体相的含量、形态、分布、材料的化学成 分等。4.1.3 3应力腐蚀开裂 stress corrosion cracking；SCC受一定拉伸应力作用的金属材料在某些特定介质中，由于腐蚀介质和拉应力的协同作用而发生脆 性断裂的过程。4.1.3 4穿晶应力腐蚀开裂 transgranular stress corrosion cracking；TGSCC腐蚀裂纹穿过晶体而扩展的应力腐蚀开裂（4.1.3 3）04.1.3 5晶间应力腐蚀开裂 intergranular stress corrosion cracking：1GSCC腐蚀裂纹沿晶界扩展的应力腐蚀开裂（4.1.3 3）。4.1.3 6辐照促进应力腐蚀开裂 irradiation-assisted stress corrosion cracking；IASCC反应堆内冷却剂环境下材料受辐照影响而加速发生的应力腐蚀开裂（4.1.3 3）。注：辐照影响材料微观结构（如辐射诱发P、S、Si、Ni元素向品界偏析）、材料成分及水化学（如反应堆水幅射分解使7GB/T 417172022其更具侵蚀性）从而加速应力腐蚀开裂（4.1.33）。4.1.3 7一次侧应力腐蚀开裂 primary waler stress corrosion cracking：PVVSCC金属部件与一向路冷却剂相接触一侧发生的应力腐蚀开裂（4.1.3 3）。4.1.3 8二次侧应力腐蚀开裂 outer diameter stress corrosion cracking：（）DSCC金属部件与二回路介质相接触一侧发生的应力腐蚀开裂（4.1.3 3）。注：通常指蒸汽发生器传热管二次侧表面I:发生的应力腐蚀开裂（4.1.33）。4.1.3 9盐沉积 presence of salt deposits导电性离子沉积在电气绝缘部件表面而造成该部件高压绝缘性能下降的过程。注：如高压绝缘子盐沉积导致其绝缘性能下降。虽然这种老化机理（3.16）可能是由暂时、瞬时的环境条件引起 的，但对出现盐沉积的部件最终会产生K期累积的影响。4.1.40电气瞬态 electrical transients电压、电流等电气参数的短时突变导致受影响部件降质（3.20）或失效（3.22）的过程。注：尖峰电压脉冲会引起电气瞬态。某些高能电气瞬态可以产生电动机械力，最终引起疲劳（4.1.26）或者螺栓连接 件的松动。瞬变电压波动是灵敏电气部件早期失效（3.22）的主要原因。4.1.41欧姆热 ohmic heating电阻热电流流经导体产生热量，其长期持续作用导致导体损伤的过程。注：电阻热属于热的范畴是由穿过电气贯穿件的导线引起的，电源电路贯穿件的电阻热表现得尤为明显。4.1.42水树 water trees绝缘中存在水分、电应力和某些诱发因素如杂质、突起、空间电荷或离子时，形成一些微通道导致绝 缘体损伤的过程。注：当绝缘材料处于长期电力供应与潮湿环境时,便会出现水树,这些水树会导致绝缘体破裂乃至失效（3.22）。4.1.43辐照分解 radiolysis由辐照引起或催化某些化学反应而导致材料分解的过程。注：辐照分解和光照分解（4.1.44）这两种老化机理（3.16）可能发生在对紫外线敏感的有机材料上。4.1.44光照分解 photolysis山光照引起或催化某些化学反应而导致材料分解的过程。4.1.45有机材料的热降解 thermal degradation of organic materials高温环境中高分子材料在热的作用下降解的过程。注：热降解分为短期热降解和长期热降解。4.1.46风化 weathering岩石或混凝土构筑物在外部环境中发生的机械或化学性能降质（3.20）的过程。8GB/T 417172022注1：混凝土构筑物风化的老化机理（3.16）包括冻融（4.1.51）、盐结晶、酸腐蚀、氯离子腐蚀等。注2：弹性体材料也有发生风化并导致其硬度增加1、强度降低（4.2.3）的可能。4.1.47沉降 settlement由场地条件变化引起的构筑物下沉的过程。注：如地下水位变化引起安全壳下沉。4.1.48碱-骨料反应 alkali-aggregate reaction混凝土中的碱与骨料中的碱活性矿物发生化学反应，导致混凝土产生膨胀和开裂（4.2.1）的过程。注：此化学反应包括碱-硅酸盐反应和碱-碳酸盐反应。4.1.49约束收缩 restraint shrinkage混凝土凝结初期或硬化过程中，其体积缩小受到限制的混凝土收缩。注：约束收缩能导致混凝土向横向施I：缝发展的开裂（4.2.1）。4.1.50混凝土碳化 concrete carbonation空气中的二氧化碳气体渗透到混凝土内，与其中的碱性物质发生化学反应生成碳酸盐和水而使混 凝土碱度降低的过程。4.1.51冻融 freeze-thaw水分因温度过低而在混凝土气孔中结冰，所形成的压力在反复结冰-融化的作用下造成混凝土降质（3.20）的过程。注：冻融导致的混凝土老化效应有混凝土剥落（4.2.15）、开裂（421）和脱皮等。4.2老化效应术语4.2.1开裂 cracking金属中裂纹萌生和扩展或混凝土裂开的现象。注：应力腐蚀开裂（4.1.33）是压水堆核电厂中不锈钢材料一种常见的开裂机理。约束收缩（4.1.49）、徐变、沉降（4.1.47）、侵蚀性环境等会引起混凝土开裂。4.2.2硬化 hardening材料硬度增大或材料由软变硬的现象。4.2.3强度降低 loss of strength材料抵抗外力破坏能力降低的现象。4.2.4断裂韧性降低 loss of fracture toughness材料抵抗裂纹扩展断裂能力降低的现象。注1：断裂韧性：衡量材料抵抗裂纹扩展能力的一个常数。注2：中子辐照脆化（4.1.31）和热老化（4.1.32）等会引起金属材料断裂韧性降低。9GB/T 417172022425中子吸收能力降低reduction of neutron absorbing capacity由材料降质（3.20）造成中子吸收能力下降的现象。注：硼板降质（3.20）引起中子吸收能力降低。4.2.6机械功能损失 loss of mechanical function承担导向、限位、隔震、支撑等机械功能的部件性能降低的现象。注：管道和部件（如承受恒载和变载的弹簧吊架、导架、限位器、滑动面和隔震器）易发生机械功能损失。4.2.7预载荷损失loss of preload机械连接结构中预载荷降低的现象。注：垫片蠕变（4.1.8）,热效应包括不均匀局部膨胀或应力松弛（4.1.11）和H松动（由振动、接头弯曲、循环剪切载 荷、热循环等引起）等会引起预载荷损失。4.2.8I 累积 疲劳损伤 cumulative fatigue damage由疲劳（4.1.26）引起部件或材料出现局部累积性损伤的现象。4.2.9堆焊层裂穿 cladding breach堆焊层开裂（4.2.1）且穿透的现象。4.2.10换热能力降低 reduction of heat transfer换热器热交换能力损失的现象。注：如传热管、管板和翅片等的结垢（4.1.2）会导致换热器换热能力降低。4.2.11壁厚减薄 wall thinning容器或管道等壁厚减小的现象。4.2.12凹陷 denting凹痕凹坑腐蚀产物挤压蒸汽发生器传热管造成管壁塌陷的现象。示例：采用碳钢支撑板的蒸汽发生器.碳钢支撑板的腐蚀产物挤压传热管会形成凹陷。注：蒸汽发生器传热管运行阶段产生的凹陷易引起凹陷下裂纹。4.2.13浸出降质 leaching degradation由于混凝土中氢氧化钙等可溶物质析出而导致构筑物降质（3.20）的现象。4.2.14模量降低 reduction of modulus在混凝土中，由高温或其他老化机理（3.16）导致的弹性模量变小的现象。注1：本文件中该术语限于混凝土的弹性模量降低。注2：通常，长期处于整体温度大于66 0c，局部温度大于93 下时，混凝土易出现模量降低。1()GB/T 4171720224.2.15混凝土剥落 concrete spalling由冻融（4.1.51）等老化机理（3.16）引起混凝土表层脱落的现象。4.2.16混凝 土 膨胀 concrete expansion混凝土构筑物中，由聚合反应或其他老化机理（3.16）引起的混凝土体积增大的现象。4.2.17混凝 土预应力损失 loss of concrete prestress混凝土结构预先施加的应力降低的现象。5老化管理术语 5.1范围界定 scoping在全机组范围内按一定原则确定应纳入核电厂老化管理（3.25）范围或运行许可证有效期限延续安 全评估范围的构筑物、系统和部件（3.1）的过程。5.2预定功能 intended function构筑物、系统和部件（3.1）的某些特定设计功能，当核电厂处于运行状态或事故工况时，构筑物、系 统和部件执行这些功能以满足核安全的特定要求。5.3对象筛选 screening按照一定原则从范曷界定（5.1）选出的构筑物、系统和部件（3.1）中筛选出老化管理（3.25）对象的过程。注：对象筛选原则一般为：1）执行预定功能（5.2）,2）执行预定功能时不含活动部件且无结构和特征的变化：3）长寿 命;4）经济因素。5.4状态评估 condition assessment通过检查功能指标（5.4.2）或者状态指标（5.4.1）来审查老化效应（3.17）的活动。5.4.1状态指标 condition indicator构筑物、系统和部件（3.1）的可被观察、测量或表征趋势的特性（3.18）参数，以直接或间接表明该构 筑物、系统和部件当前和未来满足验收准则（5.4.13）要求的能力。5.4.2功能指标 functional indicator直接表明当前构筑物、系统和部件（3.1）功能执行能力的状态指标（5.4.1）。5.4.3性能指标 performance indicator一个过程所具有的可被观察、测量或表征趋势的特性（3.18）,以直接或间接表明该过程当前和未来 的性能，特别是安全性能。11GB/T 4171720225.4.4检测 testing在受控条件（3.4）下观察或测量状态指标（5.4.1）,以核实构筑物、系统和部件（3.1）当前是否满足验 收准则（5.4.13）要求的活动。5.4.5无损检测 nondestructive testing；NDI以不损害预期实用性和可用性的方式来检查材料或零部件的检测活动。5.4.6试验 test为确定或验证物项的性能是否符合规定要求，将其置于一组物理、化学、环境或运行条件考验之下 的活动。5.4.7性能试验 performance test为确认系统或设备是否满足验收准则（5.4.13）要求而进行的试验（5.4.6）。5.4.8在役试验 in-service test服役期间，为确定核电厂某构筑物、系统和部件（3.1）的功能执行能力而进行的试验（5.4.6）。5.4.9状态监测 condition monitoring以在线或离线、持续或定期的方式，观察、测量构筑物、系统和部件（3.1）的状态指标（5.4.1）或功能 指标（542）并进行趋势分析，以确认其当前或未来是否满足验收准则（5.4.13）要求。5.4.10监督 surveillance观察或测量状态指标（5.4.1）或功能指标（5.4.2）,以核实构筑物、系统和部件（3.1）是否满足验收准 则（5413）的要求。注：监督是一种检测（5.4.4）活动，通常指法规要求的检测活动，如反应堆压力容器辐照监督。5.4.11在役检查 in-service inspection在服役寿命（6.1.4）内，由营运单位开展或委托开展的检杳构筑物、系统和部件（3.1）的活动，其目的 是找出可能导致失效（3.22）的条件（3.4）和老化降质（3.21）。注：在役检杳按特定规范或标准要求检杳安全相关部件的结构完整性。役前检杳是在役检杳的基础和重要组成 部分。5.4.12诊断 diagnosis检查、分析相关信息以确定构筑物、系统和部件（3.1）的状态（3.19）和/或状态变化的原因。5.4.13验收准则 acceptance criterion表征构筑物、系统和部件（3.1）执行设计功能能力的指标及参数对应的技术要求或限值。5.5老化管理大纲 ageing management programme；AMP管理核电厂构筑物、系统和部件（3.1）老化（3.10）的政策、流程、程序、计划和活动。注：依据涵盖范围的不同分为全厂老化管理大纲、设备老化管理大纲、专题老化管理大纲等。12GB/T 4171720225.6老化管理审查 ageing management review；AMR针对筛选出的老化管理对象，审查其老化机理（3.16）分析、老化效应（3.17）识别、老化监督及检测、老化状态（3.19）和老化缓解措施.以确定其老化效应在服役寿期内得到了充分管理。6 寿命管理术语6.1 寿命术语6.1.1寿命life寿期 life cycle构筑物、系统和部件（3.1）从建成或制成后到退役所经历的时间。6.1.2设计寿命 design life预计构筑物、系统和部件（3.1）按其设计要求将能运行的时间。6.1.3鉴定寿命 qualified life已通过分析、试验（5.4.6）和/或经验证明的构筑物、系统和部件（3.1）能够在特定服役条件（3.6）下 满足验收准则（5.4.13）要求，同时保持在设计基准事故或地震条件（3.4）下能够行使其安全功能的时间。来源：GB/T 127272017,定义 3.146.1.4服役寿命service life使用寿命（考虑经济因素时常用）useful life构筑物、系统和部件（3.1）从开始运行直至退役的时间。6.1.5剩余寿命 remaining life构筑物、系统和部件（3.1）从特定时间到退役，根据设计外推或实际条件外推得到的预期时间。6.2 寿命管理术语6.2.1资 产管理 asset management为使资源的使用产生最大价值而进行资源保护和资源配普各层级决策的过程。注：所有评价、保持或增加核电厂价值的活动都属于资产管理范畴。6.2.2经济重要构筑物、系统和部件 economically critical structures,systems,and components性能或维修/更换成本对核电厂运营到目标期限的经济性有重大影响的构筑物、系统和部件（3.1）。6.2.3寿命评估 life assessment分析评价寿命管理（3.28）对象相关信息，以确定其在当前和未来一段时间内满足验收准则（5.4.13）要求的能力并预估剩余寿命（6.1.5）的过程。13GB/T 4171720226.2.4寿期管理阈值 life cycle management threshold；LCM threshold判断项目是否应纳入寿期管理（3.28）的最低投资成本。注：若项目投资成本超过该阈值，则后动寿期管理流程以开展详细的技术、成本和影响分析。6.2.5长期规划 long-term planning为达到未来的安全性和可靠性目标而设置的重大维修和改造活动的计划。注：长期规划包括基于寿期管理（3.28）流程而分析确定的高成本翻新、更换、改造等活动。6.2.6寿期管理计划 life cycle management plan；LCMP核电厂运行和维护、设备改造、燃料和退役等综合开支的最佳配置方案，用于优化核电厂性能并降 低成本。14GB/T 417172022参考文献134 5 689 L10 11 13 141618GB/T 101122019GB/T 101232022GB/T 127272017术语工作原则与方法 金属和合金的腐蚀术语 核电厂安全级电气设备鉴定GB/T 15237.1-2000术语工作词汇 第1部分：理论与应用GB/T 158242008GB/T 167852012GB/T 191002003GB/T 207372006GB/T 285362012GB T 331722016GB/T 335082017NB/T 20063 2012NB/T 200872012NB/T 203172014HAD 103/112006HAD 103/122012热作模具钢热疲劳试验方法术语工作 术语工作 无损检测概念与术语的协调 概念体系的建立 通用术语和定义核电厂机械设备老化管理大纲编制导则资产管理综述、原则和术语立管疲劳推荐作法核电厂仪表和控制术语核电厂安全重要仪表和控制电缆老化管理指南核电厂运行经验反馈管理核动力厂定期安全审杳核动力厂老化管理HAF 1022016核动力厂设计安全规定IEC/IEEE 60780-323：2016 Nuclear facilitiesElectrical equipment important to safety一QualificationL19 J 10CFR Part 54Requirements for Renewal of Operating Ucenses for Nuclear Power Plants20L21ASME BP VC.XI-2013 Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components EPRI 1025260 Plant Engineering：Users Guide for the D evelopment of Life Cycle Man-agement Plans(2012)222324EPRI，IR-100844 Nuclear Power Plant Common Ageing Terminology(1992)EPRI FR-106109 Nuclear Plant Life Cycle Management Implementation Guide(1998)IAEA Safety Glossary：2007 IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection 2007 Edition25 IAEA Safety Glossary：2018 IAEA Safety Glossary Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection 2018 Edition26 IEEE Std 344：2013 IEEE Standard for Seismic Qualification of Equipment for Nuclear Power Generating Stations27 NUREG-1801 Generic Ageing Lessons Learned(GALL)Report(Rev.2)15GB/T 417172022索 引汉语拼音索引A凹陷凹痕 凹坑4.2.124.2.124.2.12壁厚减薄表面污染4.2.114.1.1C长期规划.沉降.持续振动加载一冲蚀.穿晶应力腐蚀开裂脆化.6.2.54.1.474.1.124.1.74.1.3 44.1.3 0缝隙腐蚀.4.1.17服役寿命.6.1.4服役条件.3.6辐照促进应力腐蚀开裂.4.1.3 6辐照分解.4.1.43辐照诱发氧化.4.1.10辐照肿胀.4.1.28腐蚀.4.1.13G功能条件.3.8功能指标.5.4.2构筑物、系统和部件.3.1故障.3.22光照分解.4.1.44过时.3.12过时管理.3.27I)II点蚀电偶腐蚀电气瞬态 电阻热.冻融.断裂韧性降低 堆焊层裂穿 对象筛选4.1.184.1.194.1.404.1.414.1.514.2.44.2.95.3二次侧应力腐蚀开裂4.1.3 8范围界定非活动部件 非能动部件 非实物老化 风化.1