维度网讯，为应对在运及停运机组长期运行带来的材料老化问题，东京电力公司(TEPCO)于 2026 年 4 月 13 日 启动针对福岛第二核电站及柏崎刈羽核电站沸水堆(BWR)机组的一回路材料与控制棒老化应对专项计划。

该计划实施周期为 2026 年 4 月至 2028 年 3 月，为期两年，将开展集中监测评估、缺陷治理与部件更换工作，以保障机组结构完整性与运行安全性。

本次专项计划覆盖机组包括福岛第二核电站 1 至 4 号机，均为 Mark-I 型沸水堆，以及柏崎刈羽核电站 6、7 号机，均为 BWR-5 型沸水堆。上述机组均已进入长期运行阶段，堆内核心材料在高温高压冷却剂环境、中子辐照及长期力学载荷共同作用下，出现显著老化现象，主要集中在一回路系统锆合金结构材料与碳化硼(B₄C)控制棒两大核心部件，相关问题已对机组持续安全运行构成潜在影响。

在一回路及冷却剂系统材料方面，问题主要集中于锆合金构件。锆合金作为燃料包壳、燃料管、控制棒导向管及堆内构件的关键材料，长期服役过程中暴露出多重失效趋势。一是持续发生冷却剂水腐蚀，造成材料壁厚减薄与表面性能劣化;二是在中子辐照作用下出现辐照生长现象，导致构件尺寸与形态发生不可逆变化;三是在高温水质、残余应力与辐照共同作用下，产生应力腐蚀开裂(SCC)问题;四是部分区域出现晶间腐蚀，进一步削弱材料结构强度。

针对上述问题，东电制定三项核心措施。首先对全堆锆合金包壳、燃料管、控制棒导向管及堆内构件开展全覆盖检测，采用超声波检测与涡流检测相结合的方式，系统排查材料缺陷与损伤程度。其次建立辐照老化数据库，结合燃耗数据与运行时间开展寿命预测，实现材料老化状态的量化评估与趋势预判。最后对识别出的应力腐蚀开裂高风险部位实施局部更换处理，并配套采用涂层防护技术，延缓腐蚀进程，提升材料服役寿命。

在控制棒系统方面，现役机组采用碳化硼(B₄C)芯体控制棒，在长期高燃耗与辐照环境下出现三类典型问题。其一为芯体辐照肿胀，导致控制棒几何尺寸变化，影响控制棒插入与提升的动作可靠性;其二为控制棒外包壳不锈钢材料发生腐蚀开裂，破坏密封结构，增加冷却剂渗入与芯体劣化风险;其三为控制棒驱动机构出现磨损，降低控制系统动作精度与响应稳定性。为解决上述问题，东电制定分级处置方案。一是对全堆共计 2000 余根控制棒开展逐根检查，重点监测长度变化、表面裂纹及密封完整性，全面掌握控制棒老化状态。二是设定肿胀阈值，对辐照肿胀率超过 2% 的控制棒执行立即更换处理，杜绝因尺寸变化引发的卡涩或控制能力不足问题。三是逐步导入新型碳化硼 - 钛(B₄C-Ti)复合芯体控制棒，利用钛合金基体改善芯体结构稳定性，抑制辐照肿胀效应，提升控制棒在长期辐照环境下的可靠性。

本次专项计划是东电针对老龄沸水堆机组开展的系统性材料治理工程，将材料老化监测、寿命评估、缺陷处置与部件升级整合为统一技术体系。通过为期两年的集中实施，一方面完成现有老化部件的检测与更换，消除即时安全隐患;另一方面建立标准化的材料老化管理流程与数据库，为后续机组长期运行、维护策略优化及同类机组材料管理提供技术支撑。

该计划同时兼顾福岛第二核电站停运状态下的结构安全维持与柏崎刈羽核电站在运准备相关的安全验证需求，是日本核电领域应对老龄机组材料问题的重要实践，也为全球同类型沸水堆机组老化管理提供了参考案例。

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