蒸汽发生器(Steam Generator，简称SG)是压水堆(Pressurized Water Reactor，简称PWR)核电厂的核心设备之一，维持SG的完整性对于核电厂安全高效运行至关重要。为此，美国核能研究所(Nuclear Energy Institute，简称NEI)于1997年12月发布了《蒸汽发生器大纲导则》，即NEI 97-06[1]，该导则内容重点涉及SG传热管的管理和维修相关问题，以解决传热管降质对SG运行带来的挑战。

NEI 97-06提出了建立SG大纲的框架：预防、检查、评估、维修和泄漏监测；描述了SG传热管完整性的性能准则；提出了具体的强制性要求；要求每个PWR核电厂按照NEI 97-06要求建立SG大纲并依据最新版本要求及时修订大纲；要求核电厂依据NEI 97-06及其引用的美国电力研究院(Electric Power Research Institute，简称EPRI)的导则文件执行SG大纲。强制要求核电厂大纲中包括以下内容：(1)降质评估；(2)检查；(3)完整性评估；(4)传热管堵管和维修；(5)一次侧-二次侧泄漏监测；(6)二次侧完整性维护；(7)二次侧水化学；(8)一次侧水化学；(9)异物排除；(10)承包商监督管理；(11)自评估；(12)报告。

我国建立了规范的核电厂设备老化管理体系，各核电厂建立并执行SG老化管理大纲，SG部件的老化效应得到较为有效的管理。但需要指出的是，调研发现，我国核电厂SG老化管理大纲与美国核电厂相比缺少完整性评估内容。完整性评估是一项重要的SG管理措施，主要针对传热管，通过潜在降质类型识别、传热管无损检测(Nondestructive Examination，简称NDE)技术检查降质、应用完整性评估方法评估SG当前以及检查间隔期末的完整性，证明SG在下一个检查间隔内将保持完整性性能准则要求。SG完整性评估具有重要的实际工程意义，可以总结为两个方面：(1)及时发现SG部件新的老化降质现象或降质增长率异常变化，优化SG检查间隔和检查策略；(2)监测SG的服役状态，充分考虑NDE检查不确定度和老化降质增长趋势预测结果，更加科学地确定维修准则和策略，以延长SG服役寿命。EPRI统计结果显示(如图1所示)[2]，1997年以后，美国核电厂因SG一次侧-二次侧泄漏事件导致的停堆次数显著减少。1997年发布的NEI 97-06以及同年发布的EPRI 《SG完整性评估导则》起到了相当程度的作用。

EPRI技术报告《蒸汽发生器完整性评估导则》(Steam Generator Integrity Assessment Guidelines)提供了SG完整性评估的流程与方法。本文通过全面解读《SG完整性评估导则》的基本内容(历史背景、发展历程、内容框架)，可以深入了解SG完整性评估的基本方法，分析该评估方法对于非美系机组(如法系机组)的适用性，在此基础上提出建立适用于我国核电厂的《SG完整性评估导则》亟需开展的工作，有望为我国核电厂开展SG完整性评估工作提供参考。

  

图1　1971-2015年美国核电厂SG一次侧-二次侧泄漏导致的停堆次数[2]Fig.1　Number of outages due to primary to secondary leak in US NPPs’ SG during 1971-2015[2]

1　历史背景

核电设备完整性是核电厂安全运行的保障[3,4]，在核电厂设计以及运行过程中，其核心设备(如反应堆压力容器、SG、稳压器等)的完整性评估一直是美国核工业领域关注的重点[1,5]。在PWR核电厂中，SG的重要性仅次于反应堆压力容器，传热管是隔离一回路和二回路的关键压力边界。SG完整性被破坏会导致反应堆被迫停堆，产生高额维修费用。因此，保持SG完整性对于核电厂运行的安全性和经济性具有十分重要的意义[6-8]。

美国具有悠久的民用核工业历史，如图2所示。截至2017年12月，美国在役99座商用核反应堆，其中多数于二十世纪七八十年代投入运行[9]。基于美国在核电设备完整性立法、监管、科研及工程实践等领域积累的丰富经验，NEI在1997年发布了NEI 97-06《蒸汽发生器大纲导则》，集中体现了美国核工业界在SG主动管理和材料问题主动管理方面的要求和成果[10]。

NEI 97-06建立起SG老化管理大纲的框架，指导核电厂进行SG老化管理。美国核能管理委员会(Nuclear Regulatory Commission，简称NRC)要求美国所有PWR核电厂建立符合NEI 97-06要求的SG老化管理大纲。当NEI 97-06修订升版时，核电厂必须依据最新版要求修订其SG老化管理大纲。目前NEI 97-06最新修订版为第3次修订版，于2011年发布 [11]。

  

图2　1957-2017年美国商用核电机组发展情况[9]Fig.2　Development of commercial nuclear power units/plants in US during 1957-2017[9]

EPRI在SG管理项目(Steam Generator Management Program, 简称SGMP)的支持下总结并定期更新业界最新的SG管理经验和成果，形成6份导则文件(见表1)，为核电厂满足NEI 97-06的要求提供了具体方法[12-17]。《SG完整性评估导则》是其中之一，详细描述了SG完整性的性能准则和评估方法，是核电厂进行SG完整性评估的指南。由于传热管是一回路压力边界的重要组成部分，其面积占一回路承压边界面积约80%，是阻止放射性物质向环境释放的一道重要屏障，因此，传热管是SG最重要的部件。同时，传热管也是SG中最易发生降质的部件，表2为美国NUREG 1801 (Rev.2)[5]中总结的传热管的降质机理。因此，《SG完整性评估导则》中大部分内容是关于传热管的完整性评估。

关于这一点，在前面的论述中也有所提及。由于冷桥现象的存在，导致外保温复合墙体在进行热传导的过程中，部分热量集中在一个较小的区域内，难以完成快速的传导，因此在这个过程中会出现热能损失的情况，从而导致建筑使用会有较大的能耗。

 

表1　NEI 97-06引用的EPRI 导则

 

Table 1　EPRI guidelines referenced by NEI 97-06

  

导则名称最新版本最新版本出版日期SteamGeneratorIntegrityAs⁃sessmentGuidelines第4次修订版2016年6月PressurizedWaterReactorSteamGeneratorExaminationGuidelines第8次修订版2016年7月PWRPrimary-To-SecondaryLeakGuidelines第4次修订版2011年9月PressurizedWaterReactorSecondaryWaterChemistryGuidelines第8次修订版2017年9月PressurizedWaterReactorPrimaryWaterChemistryGuidelines第7次修订版2014年4月SteamGeneratorInSituPres⁃sureTestGuidelines第5次修订版2016年9月

 

表2　SG传热管降质机理[5]

 

Table 2　Steam generator tube degradation mechanisms[5]

  

降质机理传热管材料Inconel600MAInconel600TTInconel690TT传热管材料PWSCCYesYesNoODSCCYesYesNo晶间腐蚀YesNoNo点蚀YesNoNo减薄YesNoNo机械类磨损YesYesYes凹痕YesNoNo冲击YesNoNo疲劳YesNoNo

2　发展历程

为指导核电厂开展SG完整性评估，以满足NEI 97-06的要求，EPRI于1997年9月出版《SG完整性评估导则》初版，并于2000年3月、2006年7月、2008年10月、2016年6月相继升版导则，目前导则的最新版本为第4次修订版。每次升版都在前一版本的基础上进行了内容补充和修订[12,18-20]。另外EPRI还会根据需要，在新版导则正式出版之前发布评估导则临时补充文件，以指导核电厂及时分析解决SG新出现的问题[21]。

2.1　《SG完整性评估导则》初版

NEI 97-06初版引用了《SG完整性评估导则》初版，其全称为《蒸汽发生器传热管完整性评估导则》(Steam Generator Tube Integrity Assessment Guidelines)，发布于1997年9月[1]。目前EPRI已不提供《SG完整性评估导则》初版，从NEI 97-06初版引用的内容中推测其内容主要包括传热管完整性评估方法、传热管完整性性能准则以及NDE不确定度等。《SG完整性评估导则》初版确定了导则的基本框架，后续版本均在初版基础上进行升版。在NEI 97-06初版中， 《SG完整性评估导则》与《现场压力试验导则》(In-Situ Pressure Testing Guidelines)、《PWR SG传热管堵管评估文件》(PWR Steam Generator Tube Plug Assessment Document)以及《PWR衬管评估文件》(PWR Sleeving Assessment Document)共四份报告被归为非导向性导则(Non-directive Guidelines)。而《PWR SG 试验导则》(PWR Steam Generator Examination Guidelines)、《PWR 一次侧-二次侧泄漏导则》(PWR Primary-to-Secondary Leak Guidelines)、《PWR 二次侧水化学导则》(PWR Secondary Water Chemistry Guidelines)以及《PWR 一次侧水化学导则》(PWR Primary Water Chemistry Guidelines)共四份报告则被归为导向性导则(Directive Guidelines)。

我国商用核反应堆秦山一期300MWe CNP300机组已有26年的运行历史，大亚湾900MWe M310机组也有24年的运行历史，机组运行状况良好[32,33]。在SG管理方面，我国积极吸取国外核电厂的经验教训，严格控制SG的服役条件，因此当前我国核电厂SG的运行状况良好，SG泄漏事故的频率和后果远小于美国。但我国在SG设备老化管理方面与美国仍有一定的差距，主要体现在欠缺完整性评估技术体系与方法。随着我国核电厂寿期的增加和延寿需求的日益提升，有必要开展SG完整性评估研究，进而加强SG老化管理。SG完整性评估是一项科学有效的SG管理措施，通过潜在降质类型识别、NDE检查降质、应用完整性评估方法评估SG当前以及检查间隔期末的完整性，证明SG在下一个检查间隔内满足完整性性能准则要求。开展SG完整性评估可以及时发现SG部件新的老化降质现象或降质增长率异常变化，优化检查策略；还可以监测SG的服役状态，充分考虑NDE检查不确定度和老化降质增长趋势预测结果，更加科学地确定维修准则和策略，延长SG服役寿命。

2.2　《SG完整性评估导则》第1次修订版

《SG完整性评估导则》第1次修订版发布于2000年3月，全称为《蒸汽发生器完整性评估导则》(Steam Generator Integrity Assessment Guidelines)，内容仍然以传热管完整性评估方法、传热管完整性性能准则以及NDE不确定度等为主。目前EPRI已不提供《SG完整性评估导则》第1次修订版[18]。 《SG完整性评估导则》第1次修订版修改了导则名称，将导则名称中的“Tube”一词去掉，说明《SG完整性评估导则》所关注的评估对象范围更广，不局限于传热管。NEI 97-06 第1次修订版[22]和NEI 97-06 第2次修订版[23]均引用了《SG完整性评估导则》第1次修订版，自NEI 97-06 第1次修订版起，《SG完整性评估导则》《现场压力试验导则》《PWR SG 试验导则》《PWR 一次侧-二次侧泄漏导则》《PWR 二次侧水化学导则》以及《PWR 一次侧水化学导则》共六份报告，组成NEI 97-06的基本支撑文件。

第4次修订版整合了SGMP-IL-16-01、SGMP-IG-10-01和SGMP-IG-12-01临时补充文件内容，更新了最新的核电厂运行经验、其他公众意见，于2016年6月出版。该版增加了全概率全管束运行评估方法指南，明确了全概率全管束运行评估方法的使用条件；同时，增加了使用“部分检查方法”进行SG完整性评估的指南。与此前版本的最大区别在于，增加了2008年—2013年该导则的应用实践经验，同时采纳了核能运行研究院(Institute of Nuclear Power Operations，简称INPO)的建议。

2.3　《SG完整性评估导则》第2次修订版

《SG完整性评估导则》第1次修订版出版后，EPRI陆续发布了5份临时补充文件，分别为：2001年8月增加了新发现的降质机理；2003年8月增加了美国三哩岛核电厂传热管失效事件分析；2005年1月修改了评估导则中的完整性性能准则；2005年10月发布了NEI 97-06第2次修订版的发行声明，并比较了第1次修订版和第2次修订版的区别；2005年11月发布了SG中异物分布规律的研究成果。EPRI整合了上述5份临时补充文件内容，并更新了最新的核电厂运行经验、社会公开意见以及SG完整性最新研究成果等，于2006年7月正式出版《SG完整性评估导则》第2次修订版。与第1次修订版相比，对内容进行了重新组织，增加了更多的技术细节内容；优化了导则结构，适当地将原附录中的部分内容移到正文中。

意，即意志。它“是指一个人自觉地确定目的，并根据目的来支配、调节自己的行动，克服各种困难，来实现目的的心理过程。”主要表现为“有意识、有目的地实现对客观世界的改造”，并“积极要求改变现实行动的心理过程。”[13]目的明确，且有强烈的成功欲望是意识的特征。构建“校园贷”法律教育引导机制，增强学生法律意识，需要与社会紧密联系，通过学以致用的社会实践活动，明确学习目的，通过考核评价总结经验，激发成功的欲望。教师要努力帮助高职学生把社会主义核心价值观融入他们的实践活动之中，成为行为准则，进而形成自觉奉行的理想信念。

将农村生活垃圾纳入城镇垃圾处理体系，推动了城乡垃圾一体化处理。每户配备小型垃圾桶和手推车对垃圾进行分类收集，每村要配置一处垃圾收集站。收集站的垃圾定时由乡镇政府清运，根据距离处理场的远近不同，分批运往中转站或垃圾填埋场。强化畜禽养殖污染治理，提高畜禽粪污收集和处理机械化水平。

2.4　《SG完整性评估导则》第3次修订版

SG完整性评估在美国核电厂强制执行，西屋、CE、B&W标准技术规范均要求核电厂运行期间每次大修向NRC提交SG完整性评估报告[25-28]，各核电厂在运行期间严格执行管理要求[29-31]。目前，我国核安全监管部门对SG完整性评估未做强制要求。本节将讨论我国建立SG完整性评估体系与方法的必要性以及需要开展的工作。

3.工作力量更强。截至2016年1月15日，有26名省级统战部部长由省委常委担任。421个市（地、州、盟）中376个统战部部长由市委常委担任或兼任，比《条例》颁布前增加94个。2 756个县（市、区、旗）中2 679个统战部部长由县委常委担任或兼任，比《条例》颁布前增加975个。

第2次修订版仅对默认降质增长率的计算方法进行了简要介绍，第3次修订版则补充了默认降质增长率计算方法的技术基础，帮助核电厂充分理解默认降质增长率计算方法。默认降质增长率计算方法是一种替代性方法，当缺少实际降质增长率计算方法所需的NDE数据时，可使用默认降质增长率方法计算降质增长率的保守值。除此之外，该版还进一步阐述了全概率全管束运行评估方法和最大缺陷传热管运行评估方法，并解释说明了算例中使用的公式，对结果进行了检查验证。

2.5　《SG完整性评估导则》第4次修订版

对于英语习者而言，能够在任何语境中都用对词汇是非常困难的，即使是英语高学历人才有时也会出错，在不同语境中使用同一个单词，或受到口语的影响，在正式语体中使用相对随意的词汇。因此，研究obtain，gain和acquire的使用文体是十分有意义的。

3　内容框架

最新版《SG完整性评估导则》包含15个章节和3个附录。核心内容包括传热管完整性准则(第2章)、传热管完整性评估极限(第3章)、NDE不确定度计算(第4章)、降质增长率计算(第5章)、降质评估(第6章)、状态监测(第7章)、运行评估(第8章)、一次侧-二次侧泄漏评估(第9章)、二次侧完整性维护(第10章)、结构完整性评估的工业技术基础(附录A)、POD模型介绍(附录B)、状态监测和运行评估算例(附录C)。此外，评估导则第1章介绍了SG完整性评估的目的和基本方法，第11章规定了SG完整性评估报告的格式，第12章归纳了SG完整性评估的必要条件，第13章对评估导则中涉及的部分术语进行了释义，第14章为名词缩写解释，第15章为参考文献。SG完整性评估(结构完整性和泄漏完整性)流程如图3所示。导则最为核心的内容分布在第6章-第8章。第6章详细讨论了SG降质机理(降质机理种类及对应的降质位置如图4所示)、核电厂检修计划制定、完整性性能准则确定以及NDE技术选择等，降质评估工作需要在大修开始之前完成。第7章详细介绍了状态监测的计算方法，包括算数法、简单统计法、蒙特卡洛法，并提供了参考算例。状态监测的主要目的是验证上次大修期间运行评估的计算结果，并根据验证结果修正运行评估方法。该部分工作在得到NDE数据后即可开始，状态监测报告在MODE 4之前提交。第8章详细介绍了运行评估的计算方法，包括算数法、简单统计法、蒙特卡洛法，并提供了参考算例。运行评估的主要目的是确保SG所有传热管在下一个检查间隔内满足完整性性能准则。在核电厂状态监测结果满足完整性性能准则并且核电厂的维修极限取值非常保守的条件下，运行评估报告可以在MODE 4之后90天内提交；若检查结果不满足完整性性能准则，则核电厂应在MODE 4之前开展运行评估，进行根本原因分析并采取纠正性行动，如减小维修极限、缩短检查间隔、再分析涡流检查数据以提高检测敏感性等；若无法完成上述纠正性行动，则需要在MODE 4之前需提交一份评估报告以保证在MODE 4和提交运行评估报告期间内SG的完整性。运行评估的完成，标志着本次SG完整性评估的结束。

  

图3　SG完整性评估流程图[19]Fig.3　Flow chart of steam generator integrity assessment[19]

  

图4　SG传热管降质位置示意图[19]Fig.4　Schematic of steam generator tube degradation position[19]

4 特发性鼻出血患者与对照组的B/O、B/A、O/AB比较见表6。表明B型血鼻出血的几率是A型血的4.47 倍，差异有统计学意义（χ2=29.23，P＜0.005），O型血鼻出血的几率是AB型血的2.25倍，差异有统计学意义（χ2=4.37，＜0.05），B型血与O型血人群间无统计学差异，P＞0.05。

  

图5　NDE缺陷尺寸不确定度计算模型-冷腿减薄数据[24]Fig.5　Model for determining uncertainty of NDE flaw sizing- cold leg thinning data [24]

 

表3　结构完整性和泄漏完整性的性能准则[19]

 

Table 3　Criteria of structural integrity and leakage integrity[19]

  

类型工况性能准则∗结构完整性正常运行工况30NOPD事故工况14LAPD12PL+10ASL泄露完整性正常运行工况568L·d-1事故工况378L·min-1

注： NOPD：正常工况一二回路最大压差；LAPD：事故工况一二回路最大压差；PL：一次载荷；ASL：轴向二次载荷

4　讨论

EPRI整合了第2次修订版后发布的SGMP-IG-07-01、SGMP-IL-06-01和SGMP-IL-07-01临时补充文件内容，并更新了最新的核电厂运行经验、600TT合金传热管的最新失效事故、社会公开意见、以及完整性评估的技术基础等信息，于2008年10月出版了《SG完整性评估导则》第3次修订版。为规范评估导则的术语，使其与其他导则文件保持一致，该版对完整性评估涉及的重要术语进行了重新定义。

该版首次提供了完整性评估算例，核电厂可以根据算例，充分理解SG完整性评估的步骤，清晰掌握计算过程。此外，该版本还增加了缺陷检测概率(Probability of Detection，简称POD)计算方法，用以估算裂纹缺陷尺寸以及裂纹缺陷在下个检查间隔内的增长率，为核电厂更加准确地评估SG完整性状态提供指导。为指导核电厂满足NEI 97-06对SG二次侧完整性的要求，该版本增加了第10章二次侧完整性维护：二次侧评估、二次侧清洗、二次侧视频检查和上部组件检查等。

其余章节均围绕第6-8章展开。其中，第2章介绍了完整性性能准则，见表3，并给出了爆破、坍塌及压力载荷等概念的定义；第3章介绍了计算状态监测极限和运行评估极限需要考虑的因素；第4章讨论了NDE不确定度的计算方法，将NDE不确定度分为POD不确定度和缺陷尺寸不确定度两类，附录B中对POD模型进行了详细讨论，缺陷尺寸不确定度计算模型在检测技术规范手册[24]中进行讨论(图5为缺陷尺寸不确定度计算模型示例)，该部分内容主要用于实际降质尺寸计算；第5章介绍了降质增长率的计算方法，提供了降质增长率保守估计、实际估计、默认估计三种方法，同时提供了参考算例，主要用于预测下一个检查间隔期末降质缺陷的尺寸。

4.1　建立SG完整性评估技术体系的必要性

文章对旅游者做了较为完整的理论说明与实证研究，理论上从价格因素、信息对称情况以及搭便车行为对游客的故意无视行为进行分析。实证上采用问卷调研的方法获取研究数据，使用简单回归分析对数据进行分析，来验证和完善理论说明的结果。但是实证分析方法略显简单，希望在以后的研究中，能在研究方法和分析方法上有更深的造诣。比如对游客进行访谈，使用其他数据分析方法。

我国核电机组SG传热管材料包括Inconel 690TT(如：M310、CPR1000、CNP600、EPR、AP1000 、HPR1000)、Incoloy 800(如：CNP300, CANDU6)、奥氏体不锈钢(如：WWER1000)。虽然这些材料与Inconel 600SR、Inconel 600MA、Inconel 600TT相比SCC敏感性降低，但这些材料对SCC并不是免疫的，同时传热管不可避免经受磨损降质。因此，无论是从磨损降质还是SCC潜在降质评估角度出发，我国都应该尽早启动建立SG完整性评估体系与方法的工作，进而实现对传热管服役情况监测，优化维修准则和策略。

国内核电厂通常采用40%传热管壁厚的堵管准则，即当传热管减薄量达到约40%壁厚时核电厂执行堵管维修，传热管退出服役。40%壁厚堵管准则是多年前研究人员针对Inconel 600合金的传热管，在假设环向360°均匀减薄、考虑了当时技术条件下NDE检查不确定度以及降质增长率基础上乘以ASME规定的安全因子确定。由于国内机组在传热管材料、SG设计规范、SG服役条件、NDE检查技术等与上述40%壁厚堵管准则的假设条件存在差别，因此，40%壁厚堵管准则对于我国机组的适用性有待于进一步研究和澄清，有必要对国内机组SG开展完整性评估工作，同时建立适用于国内机组SG的堵管准则。

综上，无论是从安全性角度出发还是从延长SG服役寿命的经济性角度出发，建议国内核电厂开展SG完整性评估，提升SG老化管理水平。

4.2　建立SG完整性评估技术体系需开展的工作

EPRI 《SG完整性评估导则》提供的评估过程和方法论在美系机组中具有普适性，但由于我国核电机组种类较多，主要有压水堆(M310、CPR1000、CNP600等)、重水堆(CANDU6)和WWER(WWER1000)堆型等。这些堆型的SG在运行参数、结构设计、传热管缺陷类型、传热管材料等方面区别于美系机组，所以不能照搬EPRI 《SG完整性评估导则》提供的评估过程和方法。在国内机组推广SG完整性评估还有一些工作要做：

(1)开展多种材料的传热管壁厚-爆破压试验、NDE设备不确定度分析试验、裂纹长度-泄漏率试验等工作，基于大数据建立不同缺陷类型的爆破压模型、基于现场使用NDE设备的POD模型和缺陷尺寸不确定度模型、泄漏率计算模型等，编写缺陷手册、检测技术规范手册等重要SG完整性评估基础支撑文件。

冬虫夏草。冬虫夏草是由冬虫夏草的子壤菌座及其寄生的昆虫残骸构成的复合体。主要分布于海拔3000-4000米高山草甸区的土层中，比如四川、云南、西藏、贵州、青海等省区常见。每100克虫草含有蛋白25.3克、碳水化合物28.9克、脂肪8.4克、粗纤维18.5克，中医认为，其性平味甘，具有补肺肾、止咳嗽、益虚损、养精益元等功能[2]。

(2)针对国内机组SG存在的降质类型开展老化行为和机理研究，研发适用的状态监测方法、运行评估方法以及降质增长率计算方法, 对SG完整性评估方法展开技术攻关。

(3)充分消化吸收国际上成熟的SG完整性评估技术体系与方法，在大量试验基础上，建立适用于我国的SG完整性评估技术体系，包括SG完整性性能标准、SG完整性大纲要求、SG完整性评估流程与方法等。

(4)建议在我国某型核电厂(如M310、 CNP300)开展试点应用，在此基础上进一步推广应用。

5　总结

SG完整性评估是核电厂重要的老化管理措施之一，EPRI 《SG完整性评估导则》为核电厂执行SG完整性评估提供了流程和方法，经美国核电厂实践经验证明，方法有效、可靠。本文从历史背景、发展历程、内容框架三个方面较为详细地解读了EPRI 《SG完整性评估导则》。该导则所提供的流程和方法论在美系机组中具有普适性，但由于我国核电机组与美系机组存在差异，因此需要开展研究工作建立适用于我国核电机组的SG完整性评估技术体系与方法，用于指导核电厂进行SG完整性评估，提升我国核电机组SG老化管理水平，提高核电厂运行的安全性和经济性。

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[31]St. Lucie Nuclear Power Plant. NEI 97-06 Steam Generator Report[EB/OL].Port St. Lucie ：St. Lucie Nuclear Power Plant [2018-01-23].https://adams.nrc.gov/wba/view.

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