余热排出是保证核电厂安全的一项专设功能，反应堆厂房的涂料选材必须通过模拟设计基准事故条件下的评价试验，以避免涂层对安全功能的执行造成影响。安全系统关键设备的性能鉴定是以涂层合格作为默认前提的，但涂层会在固化后随着服役时长不断劣化降质。针对该问题美国核管会(NRC)号召电厂运营者单独开展持续的涂层状态评估和风险评估活动，确保始终满足核电的安全承诺，并且在指导核电厂延寿申请和审批的GALL报告中，将涂层管理纳入老化管理范畴[1]，这要求不同堆型的各个核电厂不但要掌握自身的涂层状态和安全风险，也要制定有效的管理策略并采取及时的纠正措施。

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本文结合我国多年来核电运行管理经验及研究成果，提出安全相关涂层管理策略，以控制安全风险为目的量化涂层状态评估方法，为我国核电厂的安全相关涂层管理工作提供参考。

1　核反应堆各堆型涂层管理风险

1.1　M310堆型

当前核电业界研究成果否定了M310堆型反应堆厂房地坑过滤器设计以50%滤网面积堵塞的假设，因为这种假设低估了碎片的影响，在设计基准事故下，破口影响区内外生成的大量碎片随着蒸汽和水流迁移，在冷却液循环期间可能造成以下影响：(a)滤网上游碎片堆积导致滤网两侧压差增大，降低安注泵和安喷泵的净正吸入压头裕量，最终导致堆芯冷却功能和安全壳喷淋功能的丧失；(b)到达过滤器下游的碎片在流道狭窄处滞留，阻止冷却剂到反应堆堆芯和安全喷淋的再循环，导致安全壳内热量导出不足，或者在燃料组件格架上堆积，影响堆芯长期再循环冷却能力。碎片也可能在精密部件上堆积或造成磨损，导致设备和系统的运行恶化或功能缺失；(c)LOCA后化学产物沉积于燃料包壳表面导致包壳温度升高，硼酸析出和碎片的化学效应则使得堆芯区域的硼酸浓度超标。美国核管会及核能研究机构对以上问题的研究形成了较为规范的管理规定和技术导则，包括各类法规、导则和技术公报。

针对地坑过滤器上游碎片影响的问题，美国核管会号召核电运营者重新实施地坑过滤器堵塞风险评估[2]，各国核安全监管当局和工业界随后开展地坑性能优化研究和改造工作。加拿大、德国、美国、法国、韩国、日本等国把增加滤网面积的设备改进作为应对措施，但对其安全论证的工作并没有最终结束。我国的国家核安全局对地坑过滤器堵塞问题的监管要求也及时借鉴国际上的成熟经验和措施。从岭澳二期核电站建设开始，新建电厂都进行了地坑过滤器的上游碎片分析、系统及新型设备设计、滤网堵塞性能分析以及试验验证等，已经建设的电站也逐步参考新建标准开展补充分析评估和改造工作。

在这些改进措施的上游碎片分析中，破口影响区内的涂层以及安全壳内不满足设计基准事故工况涂层系统要求的涂层被认为是碎片源，其他的“合格涂层”则不会生成碎片[3]。反应堆厂房建设工程中，钢衬里、土建钢结构、混凝土地面、墙面、天花板表面约有25000m2涂装面积，经过严格的涂料选型和工程质量控制，都可以属于“合格涂层”。但随着这些涂层的老化，在其服役的第二个十年内可能发生比较明显的降质劣化[4]。图1和图2分别为核电厂安全壳内部混凝土表面及管道表面的涂层脱落情况。

  

图1　某核电厂安全壳内局部混凝土表面涂层脱落Fig.1　Peeling coating of concrete in containment of a nuclear power plant

  

图2　某核电厂安全壳内管道表面涂层脱落Fig.2　Peeling coating of pipe in containment of a nuclear power plant

一旦涂层出现大面积剥落，传输到地坑过滤器表面，可能将堵塞风险提高到不可接受的程度。因为这些特性，安全壳内的涂层被定义为安全相关涂层[5]，这些涂层本身没有安全功能，但其失效却会影响有关设备执行安全功能。为了全寿期始终满足核电厂的安全承诺，美国材料与试验协会响应美国核管会的号召，编写了“核电站服役Ⅰ级涂层系统的状态评估大纲标准指南”[6]，以便各核电厂运营者进一步规范和监督反应堆厂房涂层的服役状态和安全风险。尽管关于核电厂涂料的测试方法，我国建立了NB/T20133系列核能行业标准，可以为涂层性能和老化状态评价提供参考，但在安全风险评估方面暂时没有通用的指导规范。

1.2　其他堆型

EPR堆型的堆芯余热排出系统执行原理与M310堆型类似，但提高了安全冗余量，通过循环地坑收集安全壳内冷却水，经换热器排出余热。在事故工况下，由独立于核岛冷却水系统之外的另一个冷却系统负责将热负荷从换热器传递到海水。因而EPR的安全壳涂层具有与M310相同的安全相关属性。

二是做学问要“持世而救偏”。章学诚说：“学问经世，文章垂训，如医师之药石偏枯，亦视世之寡有者而已矣。以学问文章徇世之所尚，是犹既饱而进粱肉，既暖而增狐貉也。”[4]章学诚在致钱大昕的书札中说：“惟世俗风尚，必有所偏……苟欲有所救挽，则必逆于时趋。”[5]他看到了当时的考据学，已脱离了社会现实，所以要“逆于时趋”，而救挽学术。章学诚倡导学术研究不能趋于时俗，而应“持世救偏”,让学术风气回归中正，让学问真正为世所用。

对于乳罩，从原则上讲，孕期是不主张戴的。只是女性从青春期就开始戴，怀孕后突然不戴了会感觉很不习惯。如果戴的话，建议孕妈妈选择宽松、舒适的乳罩，棉质乳罩比人造纤维的舒服些，透气性也好。另外，还要注意乳罩的尺寸。孕妈妈最好去母婴用品店或大的商场买，自己亲自试一下，还可以请有经验的售货员帮助选择。

AP1000把堆芯余热排出设计成非能动堆芯冷却系统PXS和非能动安全壳冷却系统PCS。在设计基准事故下，非能动余热排出子系统把堆芯余热交换给安全壳内置换料水箱，水箱经过蒸发和通风再把热量带至钢制安全壳，钢制安全壳内壁作为热阱吸收空气热量，表面形成凝结水，通过地坑过滤器回流到安全壳内置换料水箱，热量被传导到钢制安全壳外壁，来自非能动安全壳冷却水储存箱的水依靠重力淋到钢制安全壳外壁，水膜吸收热量向上蒸发后流入大气。空气导流板则从底部输送环境低温空气，与安全壳热交换后上升回流至大气，以此自然循环方式提供再循环冷却。为了保证传热安全功能，AP1000钢制安全壳内外壁和设备涂层应有优秀的传热系数、发射率、比热容和润湿性，为了保证在长期再循环过程中地坑过滤器及下游不被堵塞，设计规定使用干膜密度较大、易于沉积的涂层[7]。由于AP1000在设计基准事故期间不允许使用非安全级别的安全壳喷淋系统，不会产生流体将钢制安全壳内壁以外的涂层运输至过滤器，因而AP1000反应堆厂房涂层的安全相关性体现为安全壳内外涂层的传热性能和内壁涂层的抗剥落性能。此外，AP1000钢制安全壳外侧与大气直接连通，当前我国核电厂址全部处于滨海大气环境，具有高湿度和高卤素含量特征，当外壁涂层失效导致腐蚀持续发展，造成钢制安全壳基材性能下降时，也具有安全相关属性。

高温气冷堆不存在安全相关涂层。所以不在讨论范围内。

2　安全相关涂层管理策略

安全相关涂层管理是针对安全相关属性开展预警评估和预防性维修，因而以下就M310、EPR和AP1000三种堆型进行讨论。

2.1　M310与EPR堆型

M310与EPR安全相关涂层管理是以控制地坑过滤器堵塞风险为目的，电厂运营者持续评估涂层的老化状态和在设计基准事故下的碎片总量，以其与地坑堵塞的临界涂层碎片量的逼近程度，作为风险评估和启动维修的决策依据，评估工作需要现场目视检查、附着力测试和留样LOCA测试来完成。需要涂层留样和电厂寿期内定期检查测试来获得评估的充分条件，下面简述评估办法。

2.1.1　评估指标

评估体系定义一组关键指标：

(1)逼近率，指每次检测涂层碎片量与临界涂层碎片量的逼近程度；

(2)临界涂层碎片量，指在设计基准事故下可以造成安全壳再循环地坑过滤器堵塞的最少涂层碎片量；

(3)检测涂层碎片量，指检测活动中评估出可传至地坑过滤器的涂层碎片总量；

(4)极限碎片量，指地坑过滤器正常运行所能负荷的极限碎片总量；

(5)初始碎片量，指排除涂层老化因素，在设计基准事故下生成并传输至地坑过滤器的所有碎片总量；

(6)潜伏涂层碎片量，指在破口影响区以外，可在事故工况下变成碎片的涂层总量；

但腹壁疤痕明显，不美观，尤其是疤痕体质者。起、卧牵拉较重，因此产妇感觉较为疼痛。伤口愈合不好者较横切口者多，尤其是腹壁厚的产妇，可发生脂肪液化或感染的问题。

(7)传递系数，指各区域涂层碎片传输到地坑过滤器的比例。

各指标之间关系详如图3所示。

  

图3　安全相关涂层管理关键指标逻辑图Fig.3 Logic diagram of key indicators for safety related coating management

2.1.2　评估方法及应对措施

(1)逼近率

逼近率代表涂层老化状态在事故工况下向地坑过滤器堵塞事件的逼近程度。是每次评估出可传递至地坑过滤器的全部涂层碎片量与临界涂层碎片的比值，即：

 

式中：

NLIM——极限碎片量；

根据质量通病及控制点，重视对关键复杂节点防水工程，预留预埋隐蔽工程及其他重难点项目的技术交底，传统施工交底是通过二维图纸，然后空间想象。但人的空间想象能力毕竟有限，不同的人想法也不一样。BIM技术针对技术交底处理办法，是利用BIM模型的可视化、虚拟施工过程进行技术交底，使一线工人能够更直观地了解复杂节点，有效提升质量相关人员的协调沟通效率，将隐患扼杀在摇篮里。

XACD——检测涂层碎片量；

【环保】近年来，广东省肇庆市环保部门分别与广西壮族自治区梧州市、贺州市签订环境联防联控工作协议，在协议中提出建立健全信息共享机制、跨界环境突发事件应急预警系统，启动跨界地段河段环境联合监测和跨界环境违法行为联合监察等方面的合作。

XCCD——临界涂层碎片量。

据此方法，某区域的潜伏涂层碎片量为：

(2)临界涂层碎片量

临界涂层碎片量XCCD是事故工况下可以造成地坑过滤器堵塞的最少涂层碎片量。临界涂层碎片量与反应堆厂房结构、设计基准事故工况条件、破口选择、以及地坑过滤器、安喷泵和安注泵的设计技术参数有关，但机组一旦建成，其临界涂层碎片量就是一个定值，等于极限碎片量与初始碎片量之差。

XCCD=NLIM-NINI

式中：

XCCD——临界涂层碎片量；

γ——逼近率；

NINI——初始碎片量。

(3)检测涂层碎片量

检测涂层碎片量XACD是在检查评估活动中，认为在事故工况下转变成碎片，并且传输至地坑过滤器的涂层碎片总量；检测涂层碎片量由涂层状态以及安全壳内各区域到达地坑过滤器的传递系数决定，当某一个区域的涂层被评估为潜伏碎片时，其与传递系数的乘积为该区域向地坑过滤器输送的涂层碎片量。将安全壳内所有区域的涂层碎片加和即为检测涂层碎片量。

XACD=∑(α×NLAT)

式中：

XACD——检测涂层碎片量；

α——传递系数；

NLAT——潜伏涂层碎片量。

(4)极限碎片量

极限碎片量XLIM指地坑过滤器正常运行所能负荷的极限碎片总量，包括保温材料、涂层、异物等所有碎片类型，代表地坑过滤器的性能属性。获得极限碎片量的方法是进行地坑过滤器样机的极限杂质鉴定试验，通过压损计算辅助论证鉴定结果。极限杂质鉴定试验的设计的温度修正方法和碎片替代方法参照NUREG/CR-6224《Parametric Study of the Potential for BWR ECCS Strainer Blockage due to LOCA Generated Debris》[8]，样机尺寸、试验流量、水位控制根据地坑过滤器技术规范书确定。

(5)初始碎片量

3.2IBA激素处理对于景天的扦插繁殖有极大的促进作用，其影响达到了显著性水平；在6个景天品种的种苗生产中，卧茎景天分株繁殖能力相对其他景天品种较弱，更适宜扦插繁殖，利用IBA激素处理其扦插茎段，在混合基质中来促进其须根的发生，提高景天生根率，可以达到有效缩短景天草毯生产周期的目的。

初始碎片量NNIN是排除涂层老化因素，在事故工况下生成并传递至地坑过滤器的所有碎片总量；初始碎片量的计算方法参照NEI-04-07《Pressurized Water Reactor Sump Performance Evaluation Methodology》[3]，通过破口选择、碎片生成、潜伏碎片、碎片传输，最终计算初始碎片量。初始碎片量评估方法示意图如图4所示。

  

图4　初始碎片量评估方法Fig.4　Initial debris assessment method

① 破口选择

初始潜伏碎片也是造成地坑过滤器堵塞的来源之一，包括破口影响区外的不合格涂层、泥土、保温材料等，评价时需要明确安全壳内结构和设备的总面积以及易堆积碎片的面积占总面积的比例、正常运行期间碎片的堆积量和碎片的特点。

将管道“双端截断”时的破口尺寸作为给定破口尺寸，这样可以计算出大体积的碎片量。确定破口位置较为复杂，需要将所有反应堆冷却剂系统管道及其连接管道考虑进去。调查显示，蒸汽发生器保温材料的类型和数量往往多于一回路主管道系统，因此可选择蒸发器与一回路管道连接处作为初始破口位置。再沿着主管道每三步设一计算点，并与初始位置的计算结果比较，取其中较大的破口位置；对于一回路附属管道，可只考虑流体隔离点的情况。

② 碎片生成

确定影响区内各种材料生成碎片的数量和尺寸分布。假定影响区是以破口为中心的某一球形区域，并按照《American National Standard Design Basis for Protection of Light Water Nuclear Power Plant Against the Effects of Postulated Pipe Rupture》[9]中推荐的方法确定影响区半径。当计算的影响区边界越过墙体时，则实际边界应该在墙体终止；当遇到设备或部件(比如稳压器、蒸发器、主泵、支撑件等)时，它们的背影区将免受破坏。之后，对计算出的ZOI半径进行修正，以取得保守值。

在评价碎片传输之前，需要明确各种尺寸碎片的数量。美国核能研究所(Nuclear Energy Institute，简称NEI)将碎片分为小碎片和大碎片两种。所谓小碎片是指能够通过格栅、拦污栅、辐射防护栏的碎片，而不能通过上述障碍的碎片归为大碎片，其中格栅、拦污栅和辐射防护栏的最大开口尺寸约小于10cm×10cm。R.G. 1.82《Water Sources for Long-Term Recirculation Cooling Following a Loss-of-Coolant Accident》[10]已经给出各种材料形成碎片后的尺寸分布推荐值，当计算某一材料碎片的尺寸分布量时，只需将该种材料在ZOI内的体积(或面积)乘以对应的尺寸分布百分数即可。

③ 初始潜伏碎片

选择破口尺寸和位置是在假定破口尺寸的情况下，对大量破口位置进行评价，最终确定出对地坑性能影响最大的破口位置，即产生最大碎片量和最差碎片组合时的位置，称为“极限破口位置”。

根据快线的功能定位，分析深圳湾口岸站—松山湖北站的线路条件，13号线车站分布呈中心城密集、外围稀疏的特征。南山组团平均站间距为0.9 km，外围光明组团平均站间距为2.06 km，跨境段松大组团平均站间距为4.56 km。通过对列车运行速度分别为80 km/h、100 km/h与120 km/h情况下的运营时间进行对比分析(见表2)得知，当速度目标值为100 km/h时，全线运营时间较80 km/h可缩短5.8 min，节时效果明显；且较120 km/h的速度目标值，列车全线运营时间仅增加2.2 min，相差不大。故推荐13号线采用100 km/h的速度目标值。

安全壳内结构和设备的水平与竖直面积决定了潜伏碎片可能堆积的总面积，例如地面、墙体、电缆槽、控制棒驱动机构冷却器等。如果无法计算出某一部位的准确面积，可用保守数值代替。确定正常运行期间碎片在水平表面的堆积量时，可将安全壳按原有实体分隔成各个区域，并在各区域内选择具有代表性的水平表面，测量表面上碎片堆积厚度，从而可以计算出碎片的堆积量。另外，设备标签、布告牌等也应作为运行期间的潜伏碎片计算。潜伏碎片的特点包括碎片密度和颗粒直径等，确定方法有两种，一种是通过分析碎片试样确定出它的成分和特点，另一种是直接选择保守数值。

④ 碎片传输

评价碎片传输的目的是确定各种碎片从碎片源传输到再循环地坑过滤器的比例与数量。

安全壳类型不同，碎片在各阶段的传输比例也不相同，这里以“高分隔安全壳”为例加以说明，同时假设破口发生在安全壳底部。所谓高分隔安全壳是指反应堆冷却剂系统设备(如蒸汽发生器、稳压器等)被周围结构和隔间完全包围的安全壳，比如西屋公司的三回路核电站。

在爆裂传输过程中，假设有75%的小纤维碎片和RMI碎片被传输到安全壳底层地面，其余25%向上喷射；冲刷传输时，假设小纤维碎片可全部传输，而对于RMI小碎片，假设只有那些在安全壳底层地面和喷淋路径上的碎片才发生传输；在填池传输过程中，假设所有小纤维碎片均可传输，其传输到死水池的比例可以根据死水池占安全壳底层水体的比例计算。再循环传输时，假设活水池内的全部小纤维和全部RMI小碎片都可以传输至地坑。在所有传输过程中，假设ZOI内的所有其它材料的传输比例与小纤维碎片相同，而ZOI外的所有材料在再循环开始时可全部传输到再循环地坑。而大碎片除了进行初始传输外，不再参与其它传输过程。将这些数据连同各种碎片生成的尺寸比例填入碎片传输逻辑图，即可计算出它们的传输比例与数量。

(6)潜伏涂层碎片量

潜伏涂层碎片量NLAT是指破口影响区以外，可在事故工况下变成碎片的涂层，包括不满足设计基准事故试验的涂层系统，以及经老化降质为不合格的涂层。其中不满足设计基准事故试验的涂层系统在“初始涂层碎片量—初始潜伏涂层”评估中进行过统计，但后期涂层维修工作仍可能引入新的不满足设计基准事故试验的涂层系统，或者“初始潜伏涂层碎片”获得维修变为“合格涂层”，因此定期的评估是必要的。

发病期，每4～6天全园检查1次，对发现的病斑区别处理：细枝，从病斑下20 cm剪除，剪口涂抹药剂。粗枝，病斑已造成枝蔓环剥的，从病斑下20 cm剪锯，还未造成枝蔓环剥的，用刀跨病斑纵划几道，划口间距1.5 cm，健全组织附近也要划到，然后用4～6倍84消毒液或4～6倍10%过氧乙酸溶液喷雾，充分浸湿划口，次日或隔日如病斑仍流红色脓液，继续喷雾，直到不流水或流出的水变清为止。此时，划口涂抹“屠溃”药剂。

但采用目视检查、附着力测试、LOCA测试的递进评估方法(如图7所示)可以获得最接近实际的涂层状态。

图5与图6分别是国内核电站服役第5年与服役第15年的安全壳同种涂层留样在LOCA测试中的最大缺陷面，后者出现明显鼓泡。但在这两次评估活动中，目视检查的评估结果差别微小。

  

图5　服役5年的安全壳内混凝土涂层留样LOCA测试最大缺陷面Fig.5　The maximum defect surface after LOCA test of concrete coating in containment for 5 years service

  

图6　服役15年的安全壳内混凝土涂层留样LOCA测试最大缺陷面Fig.6　The maximum defect surface after LOCA test of concrete coating in containment for 15 years service

对于经老化降质为不合格涂层的评估，目视检查被公认为标准有效的方法，ASTM D5163《Standard Guide for Establishing Procedures to Monitor the Performance of Coating Service Level I Coating Systems in an Operating Nuclear Power Plant》[6]规定核电厂应在每次换料大修中对安全壳内涂层进行全面的目视检查，并对可疑部位实施进一步检查，包括干膜测厚和附着力测试等。2006年至2017年期间，美国电力研究院(EPRI)和苏州热工研究院(SNPI)对此问题做了进一步研究和实践[11]，表明单一目视检查方法并非完全可靠。而目视检查完好和附着力测试合格的涂层系统，也并不都能通过模拟LOCA测试。

伴随着信息技术对犯罪调查方式方法的深刻影响，信息化调查必将成为所有具备犯罪调查性质的职权活动转型和变革的必要途径。通过信息平台的利用、大数据的搜集，可以让监察调查人员更加准确地搜集、分析线索；获取证据；锁定被调查人。当然，信息化调查是一项系统工程，信息化侦查的原理以及监察调查的制度构建要将信息化调查嵌入到职务犯罪调查，构建科学全面的运行机制是必不可少的。而更为重要的是，应当先行明确职务犯罪调查信息化的实践必要性、基本内容及其控制可能性等价值属性。

  

图7　涂层碎片评估方法示意图Fig.7　Sketch map of evaluation method for coating debris

电厂运营者应持续评估涂层状态，维修时机必须设定在逼近率达到1之前。更为准确和保守的，管理者应综合维修窗口间隔和涂层老化速率设定警戒线(小于1)，当逼近率靠近警戒线时启动维修活动。

秦明月又说：“说实话，这一次我感觉真的很不好，这案子只怕不是那么简单的事，但是既然碰上了，就不能放过这家伙。现在我安排如下几件事。”

NLAT=ZUNQ+ZQUA×{PV+PA×(-PV)

+PL×[1-PV-PA×(-PV)]}

式中：

NLAT——潜伏碎片量；

ZUNQ——检查区域内不满足设计基准事故试验涂层系统的涂层量；

ZQUA——检查区域内满足设计基准事故试验涂层系统的涂层总量；

PV——目视检查不合格率；

PA——附着力测试不合格率；

PL——LOCA测试不合格率。

易非愣了一下，这是这么多年来，弟弟第一次跟她说这样的话，只听他又继续说到：“这个家，没你，就没这个样儿……这些年，我是亏待家里了，没做什么贡献，还尽让你们操心……”

2.4 不同严重程度NAFLD患者CD4+CD25+T细胞结果比较 重度NAFLD患者外周血CD4+CD25+T细胞百分率较中、轻度患者明显降低，差异有统计学意义（P＜0.05），且中度NAFLD患者也明显低于轻度NAFLD患者（P＜0.05），见表4。

(7)传递系数

传递系数α反映碎片传输的规律，代表不同区域的涂层碎片对地坑过滤器堵塞的贡献程度。碎片特征、安全壳结构、水流通道、流速是影响传递系数的主要因素。NEI04-07《Pressurized Water Reactor Sump Performance Evaluation Methodology》导则[3]中的“逻辑树分析法”和“精细分析法”是传递系数的计算方法。

传递系数是对地坑过滤器堵塞进行风险评估和制定维修优先级的关键指标。在确定维修时机后，全部缺陷面积可能无法一次性维修完成，因此在满足将逼近率降低至可接受范围内的前提下，优先维修传递系数较大的缺陷涂层。图8为某颗粒传递系数示意图。

2.2　AP1000堆型

AP1000应该建立预防性维修大纲，定期评估下列风险并采取纠正措施：一是钢内衬及钢制安全壳腐蚀风险，电厂通过防腐大纲的执行，监督涂层完整性和基材腐蚀状态，利用大修窗口完成维修工作；二是涂层润湿及传热能力不足风险，目前尚无服役涂层老化与该指标变化的定性或定量关系研究结论，运营电厂可通过长期留样监测来实现控制目标；三是设计基准事故下生成碎片堵塞地坑过滤器风险，与M310堆型的评估方法相同，开展现场涂层目视检查、附着力测试和留样LOCA测试，计算碎片总量和逼近率。

  

图8　某颗粒传递系数示意图Fig.8　Sketch map of transfer coefficient of a particle

3　结论

我国压水堆核电反应堆厂房涂层的全部或部分具有安全相关属性，需要持续评估和鉴定涂层的老化状态在安全允许范围，采取及时有效的纠正性维修。涂层的完整性对安全壳的全寿期耐蚀能力具有决定性作用，涂层缺陷对腐蚀的影响应根据服役环境的侵蚀性来评价；评估安全壳内潜在流入地坑的涂层量，及其与临界碎片量的逼近程度，可以为安全壳内涂层的维修时机提供决策依据； AP1000堆型的钢制安全壳内外壁涂层还需要监控其传热性能。

参考文献

[1] U.S.NRC. Generic Aging Lessons Learned(GALL) Report,Rev.2 [R]. NUREG-1801, Washington, DC: U.S.NRC,2010.

[2]U.S.NRC. Potential Impact of Debris Blockage on Emergency Recirculation During Design Basis Accidents at PWRs, GL2004-02 [R].Washington, DC:U.S.NRC,2004.

[3]Nuclear Energy Institute. Pressurized Water Reactor Sump Performance Evaluation Methodology, NEI 04-07 Vo1.1 [R].Washington, DC: NEI, 2004.

[4]Westinghouse. Degradation and failure characteristics of NPP containment protective coatings, WSRC-TR-2000-00340[R].Pittsburgh:Westinghouse, 2000.

[5]American Society for Testing and Materials. D5144 Standard Guide for Use of Protective Coating Standards in Nuclear Power Plants[S].West Conshohocken: ASTM,2008.

[6]American Society for Testing and Materials. D5163 Standard Guide for Establishing Procedures to Monitor the Performance of Coating Service Level I Coating Systems in an Operating Nuclear Power Plant[S].West Conshohocken: ASTM,2004.

[7]Westinghouse. Application of Protective Coatings Systems, Structures for AP1000 Reactor Plant, Revision 6 [R].Pittsburgh: Westinghouse, 2012.

[8]U.S.NRC.Parametric Study of the Potential for BWR ECCS Strainer Blockage due to LOCA Generated Debris,NUREG/CR-6224[R].Washington, DC:U.S.NRC, 1995.

[9]American National Standards Institute. American National Standard Design Basis for Protection of Light Water Nuclear Power Plant Against the Effects of Postulated Pipe Rupture[R].Washington, DC: ANSI, 1988.

[10]U.S.NRC. Water Sources for Long-Term Recirculation Cooling Following a Loss-of-Coolant Accident, RG1.82, Revision 3[R].Washington, DC:U.S.NRC, 2003.

[11]Electric Power Research Institute. Guideline on Nuclear Safety-Related Coatings. Rev.2 [R]. California: EPRI, 2009.