2025年11月14日，东京大学名誉教授关村直人(Professor Emeritus, The University of Tokyo,Naoto SEKIMURA)在深圳核博会材料老化与服役安全论坛发表《日本核电厂安全、长期运行和老化管理》主旨报告。（原报告日本轻水反应堆长期安全运行现状，Current Status of Safe Long Term Operation of Light Water Reactors in Japan）
报告围绕日本核电厂老化管理与安全长期运行展开，介绍了福岛事故后的持续安全改进理念、日本长期运行监管制度更新、老化管理技术评价和知识库建设。报告强调，材料科学、运行经验、研究开发、质量管理、国际合作和人才培养是支撑核电厂长期安全运行的重要基础。
关键点
1. 报告主题与主讲人背景（00:00）
主持人介绍东京大学关村直人教授将作关于日本核电厂安全长期运行与老化管理的报告。关村教授说明自己曾任东京大学副校长，并曾担任日本核监管机构核安全审查委员会主席，具有核安全监管、产业合作和国际交流经验。
2. 报告范围（02:49）
报告将覆盖日本核电厂现状、长期运行法规的近期更新、老化管理所需的知识基础与研究活动，以及国内企业和国际伙伴之间合作的重要性。
3. 福岛事故后的持续安全改进（03:37）
报告强调，福岛第一核电站事故的教训之一是核安全必须持续改进。运行经验、风险见解、研究活动、应急准备、人力资源、公众沟通、利益相关方参与和国际合作都应持续加强。
4. 核安全不能停滞（05:32）
讲者用“在向下运行的自动扶梯上向上走”比喻核安全：如果停止改进，安全水平就会下降，甚至可能导致事件或重大事故。
5. 日本长期运行制度更新（06:13）
日本在兼顾脱碳目标、电力可靠性和高安全水平的背景下，建立了新的核电厂运行期限相关制度。延长运行的批准涉及经济产业省等推动侧的判断，同时核监管机构负责审查并批准安全运行。
6. 日本核电厂现状与退役反应堆利用（08:10）
日本曾有约六十座核电机组，部分机组已获监管批准但仍等待重启和地方政府许可，部分机组包括福岛第一核电站机组已决定关闭。讲者指出，退役反应堆可提供材料样品和经验，用于老化与退役相关研究。
7. 超过六十年运行的可能性与审查机制（09:50）
日本从今年开始引入长期运行审查批准新制度，理论上反应堆可超过六十年运行。运行三十年后，监管机构每十年审查长期设施管理计划、管理方针、检查方法以及材料和部件老化退化评价结果，并在四十年和六十年前要求额外检查。
8. 日本运行阶段监管框架（13:09）
福岛事故后，日本更新了安装许可等监管要求，导致反应堆重启需要较长时间。在运行阶段，监管机构通过多种检查、报告要求、长期老化管理计划批准和定期安全评价来提升运行中反应堆安全。
9. 监管检查与定期安全评价（14:20）
日本约五年前引入新的监管检查制度，类似美国反应堆监督程序。运营者需提交运行核电厂持续改进相关的定期安全评价报告，并评价系统、结构和部件的安全水平，也包括概率安全评价和外部危害评价。
10. 四十年前特别追加检查（16:55）
在超过四十年运行前，监管机构要求特别追加检查，例如通过超声检测确认反应堆压力容器焊缝和母材完整性，检查范围比通常要求更广，可能需要停堆接近一年；混凝土结构也可通过取样检查。
11. 运营者主动更换大型部件（19:06）
除监管审查外，运营者也通过更换大型部件提高安全性，包括压水堆蒸汽发生器、更优材料和结构的堆内构件，以及从模拟型主控盘升级为全数字化控制盘等。
12. 老化管理技术评价流程（20:57）
日本长期实施运行三十年后每十年一次的老化管理技术评价，积累了大量材料与部件退化数据。评价不仅考虑运行经验，还审查安全相关系统、结构和部件的可能老化退化，并基于知识库、风险图谱和工程数据库评估完整性，必要时制定未来十年的长期维护计划和研发需求。
13. 老化管理知识库建设（23:25）
各运营者提交老化管理技术评价报告并积累自身经验，随后电力公司汇总知识，提炼主要老化退化机理。相关成果形成老化机理汇总表，并被监管机构用于审查。
14. 日本标准与国际贡献（24:58）
日本制定了核电厂老化管理计划实施与审查标准，首版于2008年完成并持续更新。相关老化机理汇总资料规模很大，并被翻译后提交国际原子能机构，成为国际通用老化经验资料的重要输入。
15. 主要老化退化机理（27:13）
报告列举核电厂老化管理中的主要退化机理，包括反应堆压力容器材料中子辐照脆化、热疲劳、辐照辅助应力腐蚀开裂、热老化、电缆绝缘性能退化，以及未来需要进一步评价的混凝土结构退化。日本还需考虑地震安全相关退化、压水堆二回路流动加速腐蚀以及设备过时管理。
16. 中子辐照脆化研究示例（29:57）
讲者以中子辐照脆化为例说明，过去主要依赖经验模型，但长期运行需要发展基于物理机理的预测模型。通过先进显微技术、原子探针、透射电镜和计算模拟，可理解缺陷簇和溶质簇形成过程，从而改进预测。
17. 实验、模拟与大学合作（36:22）
报告指出，需要用计算模拟和实验技术研究核材料辐照损伤各阶段，从原子尺度缺陷形成到微观结构变化和宏观性能变化。为了预测这些现象，必须与大学和研究机构合作，回到基础机理层面。
18. IAEA文件与PDCA管理（36:53）
国际原子能机构发布了多份关于老化管理和长期运行的文件，包括SSG-48等。报告强调老化管理计划需要体现PDCA循环，运行经验反馈、研究开发结果反馈和质量管理对持续更新老化管理计划非常关键。
19. 主动管理与沟通不足的风险（39:14）
IAEA安全报告指出，老化与退化管理需要主动管理；对老化退化的理解和可预测性不足、数据缺乏、监管与行业社区沟通不足都是重要风险。讲者还提到，更换不合格材料可能引入新的错误诱发老化。
20. 大型部件更换案例（40:13）
报告介绍日本长期运行中的大型部件更换，包括压水堆堆内构件更换和主控盘数字化改造。堆内构件更换需要在压力容器内拆除和替换部件，并控制工作人员辐射暴露；美滨1号和2号等机组完成相关更换后实现超过五十年运行。
21. 退役机组材料与混凝土研究（43:37）
为了获得更多老化管理数据，日本开展长期运行材料老化研发项目。研究机构、大学和产业界从退役反应堆提取金属和混凝土样品，用于分析实际服役环境下的材料状态，并推进混凝土结构完整性研究。
22. 新反应堆建设与挑战（46:47）
报告最后提到日本战略能源计划支持在同一厂址以新一代反应堆替换退役反应堆，相关公司已在美滨厂址启动准备工作，并计划建设增强安全型反应堆。讲者也指出，这类项目面临金融、监管和先进反应堆运行经验不足等挑战，中国与法国合作的EPR经验对日本具有参考价值。
23. 总结与合作倡议（48:12）
讲者总结，维护、材料科学和技术是理解老化管理的基础，知识库和质量管理对未来活动至关重要。未来还应利用数字技术和人工智能，加强人力资源、研究合作、信息交流和风险指引方法，并鼓励与中国同行扩大合作。
24. IAEA电厂寿期管理会议邀请（49:34）
讲者介绍下一届IAEA电厂寿期管理会议将在东京举行，时间为明年12月7日至11日，预计参会者超过五百人。他鼓励听众赴日本参会并提交报告或海报。
时间线
00:00 - 主持人介绍主讲嘉宾、报告题目和其在核电安全长期运行老化管理领域的经验。
00:49 - 关村教授致谢并介绍自己的学术、管理和监管经历，以及与中国高校和东京大学合作交流的背景。
02:49 - 报告进入主题，说明将讨论日本核电厂现状、长期运行制度、老化管理知识基础、研究活动和国际合作。
03:37 - 讲者从福岛事故教训出发，阐述持续安全改进的重要性，并强调应急准备、资源投入、公众沟通和国际合作。
06:13 - 报告转入日本长期运行政策和法规更新，解释在脱碳、电力可靠性和安全之间平衡的制度安排。
08:10 - 讲者介绍日本核电机组的运行、重启、关闭和退役总体情况，并提出退役机组材料可用于老化研究。
09:50 - 报告详细说明长期运行审查制度，包括超过四十年、六十年运行的批准逻辑、每十年审查以及特别追加检查。
13:09 - 讲者概述日本运行阶段的监管框架，包括安装许可更新、监管检查、定期安全评价和长期老化管理计划。
16:55 - 报告集中说明四十年前的特别追加检查要求，重点涉及压力容器完整性和混凝土结构检查。
19:06 - 讲者介绍运营者为长期运行进行的主动安全改进，例如更换蒸汽发生器、堆内构件和主控盘。
20:57 - 报告进入老化管理技术评价方法，说明如何利用运行经验、知识库、风险信息和维护计划支撑长期运行。
23:25 - 讲者说明日本如何汇总各运营者经验并形成老化机理知识库，供行业和监管审查使用。
24:58 - 报告介绍日本老化管理标准及其对IAEA国际老化经验资料的贡献，并展示老化管理图表的作用。
27:13 - 讲者列举核电厂主要老化退化机理，并扩展到地震安全、流动加速腐蚀和设备过时管理等问题。
29:57 - 报告以中子辐照脆化为研究案例，说明从经验模型转向物理机理模型所需的实验和模拟工作。
36:22 - 讲者进一步讨论多尺度建模、实验技术和大学合作在理解辐照损伤与材料退化中的作用。
36:53 - 报告联系IAEA老化管理文件，强调PDCA循环、领导力、质量管理、运行经验反馈和研发反馈。
40:13 - 讲者展示日本长期运行中大型部件更换和主控盘数字化改造的实例及其实施挑战。
43:37 - 报告介绍长期运行研发项目，尤其是从退役反应堆提取金属和混凝土样品以获得实际老化数据。
46:47 - 讲者提到日本计划以新一代反应堆替换退役反应堆，并讨论该方向面临的技术、监管和金融挑战。
48:12 - 报告总结知识库、质量管理、数字技术、人工智能、人才培养和国际合作对未来核电长期安全运行的重要性。
49:34 - 讲者介绍将在东京举办的IAEA电厂寿期管理会议，并邀请听众参会交流。
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关村直人：日本轻水堆长期安全运行需以持续改进和系统化老化管理为基础
2025年11月14日，在深圳核博会材料老化与服役安全论坛上，东京大学名誉教授关村直人发表题为《日本轻水反应堆长期安全运行现状》的主旨报告，围绕日本核电厂安全长期运行、老化管理、监管制度更新、材料劣化研究、设备更新以及国际合作等议题，介绍了日本在福岛核事故后持续完善核安全体系和长期运行管理方面的实践。
关村直人长期从事核安全、老化管理与核电厂长期运行研究，也曾参与日本核监管相关审查工作并推动国际研究合作。他在报告中指出，福岛事故的重要教训之一，是核安全不能停留在既有水平，而必须基于运行经验、风险见解、研究成果和长期学习过程不断改进。核安全水平如同在一部向下运行的扶梯上前进，如果停止投入、停止学习和停止改进，实际安全水平就可能下降，甚至为事件或事故埋下隐患。因此，监管框架强化、运行经验反馈、风险评估、应急准备、人力资源投入、公众沟通和利益相关方参与，都是长期安全运行不可或缺的组成部分。
报告介绍，日本曾拥有约60台核电机组，福岛事故后，部分机组长期停运，部分机组申请并接受新规制标准审查，部分机组则进入退役阶段。目前，日本核电发展呈现重启与退役并存的局面，一些机组已经通过监管审查并重启或等待地方政府同意，福岛第一核电站等多台机组则已确定退役。关村直人特别提到，退役机组并非只意味着运行结束，也为材料劣化研究提供了重要机会。通过获取真实服役条件下的金属、管道、压力容器及混凝土样品，研究人员可以验证老化模型，深化对长期运行条件下材料性能变化的认识。
在长期运行监管制度方面，日本近年来进行了重要调整。日本需要在脱碳目标、电力稳定供应和高水平核安全之间取得平衡，因此建立了新的核电厂运行期限制度。根据相关安排，延长运行由经济产业相关部门基于电力事业制度进行审批，核监管机构则负责安全性审查和确认。机组运行超过40年需要接受长期设施管理计划审查，在满足相关条件后，理论上可继续运行超过60年。同时，因法律法规变化、行政指导或司法裁定等导致的停运时间，在一定条件下可不计入实际运行年限。机组运行满30年后，还需每10年提交长期设施管理计划，说明老化评估、检查方法和管理措施。
福岛事故后，日本更新了核反应堆监管制度和安装许可要求，所有机组必须符合新规制标准后才可重启。运营方需开展周期性安全评估，对系统、结构和部件的安全状态进行评价，并纳入概率安全评估和外部灾害评估。日本还引入了类似美国反应堆监督程序的运行监督检查制度，对核电厂运行状态进行持续监督。对于运行接近40年的机组，日本要求在满40年前进行特别附加检查，包括对压力容器焊缝区、母材区域等开展严格无损检测，这类检查往往需要较长停堆时间。若机组计划继续长期运行，在接近60年时还可能需要接受进一步检查，以确认关键结构和部件的完整性。
老化管理技术评估是日本长期运行体系的重要基础。相关评估覆盖所有安全相关系统、结构和部件，重点识别可能的老化劣化模式及其对安全功能的影响。关村直人表示，老化管理不能只依靠现场经验，还需要吸收国内外研究成果、数据库、风险信息和工程判断。运营方在评估中需要假设设备继续服役至60年，判断现有老化管理措施是否足够；如发现不足，则必须制定未来10年的维护、检查、修理、更换和研发计划。由于日本地震风险较高，老化管理还必须与抗震安全评价结合，分析老化劣化部件在强震条件下的完整性和安全裕度。
在知识体系建设方面，日本各核电运营方通过老化管理技术评估持续积累材料、部件和运行经验数据，多家电力公司也对老化机理、劣化模式和安全影响进行行业层面的整合，形成较为系统的知识库。日本还制定并持续更新核电厂老化管理实施标准，将老化机理、部件功能和安全要求系统关联。这些标准和知识库不仅服务于日本国内核电厂长期运行管理，也为国际原子能机构相关老化管理文件提供了重要输入。
报告梳理了轻水堆长期运行中需要重点关注的多类老化劣化机理。其中，压力容器中子辐照脆化是关键问题之一，中子辐照会导致材料内部形成微小缺陷团簇和溶质原子团簇，使压力容器钢材韧性下降。热循环、机械载荷和水化学环境可能加速疲劳与环境疲劳损伤；奥氏体不锈钢等材料在特定温度、应力和辐照条件下可能发生应力腐蚀开裂或辐照辅助应力腐蚀开裂；铸造不锈钢等材料长期处于高温环境下可能出现热老化；电缆长期受热、辐照和环境影响后，绝缘性能可能下降；混凝土安全壳、基础和结构件则需关注辐照、温湿度、化学反应和长期力学性能变化。此外，压水堆二回路管道和设备还可能受到流动加速腐蚀影响，设备供应链变化、备件停产和技术淘汰也会带来过时化管理问题。
在材料劣化研究方面，关村直人指出，相关工作正在从经验模型逐步走向机理模型。早期辐照脆化评价主要依赖经验数据库，而当前更强调基于微观机理的预测方法。透射电子显微镜、三维原子探针等实验技术，可用于识别辐照缺陷、溶质团簇和微观组织演化；多尺度模拟方法则可从原子碰撞、点缺陷形成、缺陷迁移、团簇演化一直连接到宏观材料性能变化。此类研究需要大学、研究机构、工业界和监管机构协同推进，将实验、模拟与真实服役数据结合起来，提高长期服役性能预测能力。
关村直人还介绍了国际原子能机构在老化管理方面的基本框架。国际原子能机构强调以计划、执行、检查、改进为核心的管理循环，推动老化管理方案持续完善。相关基础活动包括范围界定、预防措施、劣化检测、状态监测、趋势分析、缓解措施、记录管理、经验反馈和持续改进。老化管理不仅是材料和设备问题，也涉及质量管理、安全文化、领导力和组织管理。报告特别提醒，应避免因数据不足、预测能力不足、沟通不充分或错误更换材料而引入新的老化问题。
在长期运行实践中，日本部分核电厂已开展重大设备更换和安全提升工作。部分压水堆更换了堆内结构件，采用更能抵抗应力腐蚀和辐照辅助开裂的材料及改进设计；多台压水堆已更换蒸汽发生器，以提高长期运行可靠性和安全裕度；一些运营方还将传统模拟控制盘升级为数字化控制系统，提高可维护性、操作性和长期运行能力。关村直人表示，大型设备更换能够提升机组长期运行能力，但也伴随作业人员辐射剂量控制、停堆时间安排、施工精度保障和监管审查等挑战。
退役机组材料利用也是报告关注的重要方向。通过从退役机组中取出金属、压力容器、管道及混凝土样品，研究人员可以在真实服役基础上验证老化模型。退役沸水堆样品尤其有助于研究轻水堆实际环境中的材料劣化特征。对于混凝土结构，则可通过取样、试验、辐照实验和模拟，评估长期运行中混凝土安全壳、基础及其他结构件的强度和耐久性。不过，日本材料试验堆资源有限，未来仍需利用其他研究堆和国际合作开展辐照实验。
关村直人还谈到日本能源战略变化及新建、替换反应堆的可能方向。日本第七次战略能源计划提出最大化利用核能，并支持在既有核电厂场址以下一代反应堆替代退役机组。相关企业已开始针对新型增强安全反应堆开展场址调查和前期准备。不过，新建核电机组仍将面临监管、资金、公众接受度、技术成熟度和项目风险等多重挑战。报告认为，国际核电建设经验，特别是先进压水堆建设和项目管理经验，可为日本未来新建项目提供参考。
在国际合作与人才培养方面，报告强调，核电厂长期运行和老化管理需要跨国共享运行经验、研究成果、监管见解和标准化方法。长期安全运行还依赖持续培养材料、维护、监管、风险分析和数字化技术人才。未来，数字化、人工智能和风险信息方法可进一步用于维护决策、状态监测和寿命管理。关村直人表示，日本期待加强与中国及其他国家在材料老化、服役安全、寿命管理和监管技术等方面的合作，共同提升核电厂长期安全运行能力。下一届国际原子能机构核电厂寿期管理会议将在东京举行，将聚焦长期运行和老化管理，为各国核电运行、监管、材料研究和寿命管理专家提供交流平台。
