核电站在役检查无损检测能力验证体系初探

杨 成，邵 凯，宁方卯，肖开华

（1.苏州热工研究院有限公司，深圳 518000；2.台山核电合营有限公司，台山 529200）

核电站在役检查是基于保证功能和安全的需要，采用无损检测方法，对核电站整个寿期内的核承压设备进行周期性检验的预防性维修活动。为确保核电站在役检查无损检测技术的可靠性、准确性、可跟踪性、经济性，需对应用于核承压设备上的无损检测技术进行能力验证。

核电站在役检查无损检测能力验证是指通过各种能提供可靠证据的方法（如技术论证和实操考试），对由检测人员、检测设备及检测程序构成的检测系统，进行系统性的能力验证，以证明检测系统能够满足实际检测条件下的技术规范要求。因此，无损检测能力验证是一套涉及到人、设备、程序的完整体系。当前，较为成熟的应用于核电站无损检测能力验证体系的主要有［1］：以美国ASME 规范为基准的PDI 能力验证体系和由欧洲各国核电站运营商联合成立的“欧洲检验和能力验证联盟”（ENIQ）发布的能力验证体系。而在我国，目前尚未形成一套自主的能力验证体系，主要还是在核安全当局的监管下基于上述两种能力验证体系，按照ASME 或RSE－M 规范开展相关工作。

笔者试图通过对上述两种能力验证体系的深入解析，结合目前国内核电站能力验证体系的实践过程，初步提出个人对在役检查能力验证体系的一些探索。

1 ASME能力验证体系

ASME能力验证体系严格来讲并不系统、全面，其能力验证体系更多的是从具体的检查方法角度来阐述，通过具体的有代表性的例子来阐述能力验证，与下面介绍的ENIQ 能力验证体系对比来看，在验证通用原则、方法、过程方面，都不是非常详细，并且无能力验证常用的技术论证方法的相关规定。

ASME能力验证体系的内容在ASME XI卷中《核电厂部件在役检查规则》进行了规定［2］，以超声检查的能力验证为例说明了无损检查能力验证的实践过程。具体实施由美国电力研究院无损检测中心组织执行。根据ASME超声检查的能力验证内容，笔者对ASME验证体系内容进行了总结，即从检测规程、人员考核、鉴定试验三个方面进行概述。

1.1 检测规程

ASME要求在检测规程中必须明确要进行验证的部件的基本参数，如厚度、直径、产品属性等，规定影响检测验证的设备方面的基本要素，如探头、超声探伤和定量的校准方法等，并规定缺陷验收准则等。

1.2 人员考核

ASME XI卷中对人员考核有严格的体系要求，并分三大类进行具体的阐述，即目视检查、表面性检查、体积性检查。从人员考核内容、培训机构、证书颁发方面分别进行了规定，并单独提出了核电站蒸汽发生器进行涡流检测工作人员的考核要求，在其附录中又对超声检测人员具体考核要求进行了规定。

1.3 鉴定试验

ASME中要求需进行鉴定试验的项目为超声检查，对其它检验方法的鉴定试验要求暂未规定。从试验试块、缺陷定量加工、检测规程基本要素、重新鉴定试验要求、基本要素容限、验收准则等进行了规定，为超声检查的能力验证提供了较好的原则性指导。

2 ENIQ能力验证体系

与ASME能力验证体系相比，ENIQ 的内容更为具体、详细、系统化，适用范围更为广泛，欧洲各国在ENIQ 能力验证体系指导下，逐步建立了自己的能力验证体系。作者将从以下几个方面分别阐述ENIQ 能力验证体系内容。

2.1 ENIQ 能力验证体系的产生

1992年，欧洲各国核电运行商，联合核电站制造商、工程公司、服务承包商和研发机构等，成立了“欧洲检验和能力验证联盟”（ENIQ），其目的在于为欧洲各国核电站无损检查能力验证和风险指引型在役检查（RI－ISI）提供系统性的指导，最终提高无损检测技术的可靠性，保证欧洲各国核电站的运行安全。

ENIQ 有两个工作组，其中之一为能力验证工作组（TGQ），主要负责处理能力验证问题；另外一个为风险指引工作组（TGR），主要处理风险指引型在役检查问题。在能力验证方面，TGQ 主要目的是在欧洲层面上协调和管理专业技术和资源，针对核级部件形成一套用于评估和验证在役检查无损检测技术和程序的框架，并在后续出版了《无损检测能力验证欧洲方法论》（EQMD）。该无方法论为无损检测能力验证提供了原则性的指导，至今该方法论文件已发布了三版，在整个欧洲已被广泛应用，并且获得了相当多的来自实际应用的经验反馈［3］。

2.2 ENIQ 能力验证体系的验证原则

2.2.1 ENIQ 能力验证一般原则

ENIQ 能力验证体系中规定了一般原则，即能力验证活动两个基本活动。

技术论证：定义为涉及对证明检查有效性的所有证据进行汇总，包括：先前的检查应用经验、实验研究、数学模型和物理论证等。详细规定了技术论证的组成；各影响要素的筛选、处理原则；先前经验反馈、数学模型使用原则等。

实操考试（盲测试验和明测试验）：定义为在简化的或具有代表性的类似于待检部件的试验试件上进行。详细规定了盲测试验和明测试验用途，对缺陷的选取、类别进行了原则性的规定。

2.2.2 ENIQ 能力验证方法

ENIQ 能力验证体系中对能力验证方法基本原则进行了规定［3］，从三个方面进行阐述，即：

（1）能力验证级别

ENIQ 中根据下列要素对能力验证级别进行了分类：核级部件的安全重要性；确保部件结构完整性检查的作用；能力验证的成本与负担；与检查或检查结果的应用相关的任何不确定或未知因素。

待能力验证级别确定后，即可决定采取何种能力验证，即是否采用技术论证，明测或盲测试验等。ENIQ 针对能力验证级别的分类特别地编写了一个推荐实践文件，较为清晰地对能力验证级别的确定提供了指导。

（2）设备／无损检测程序的验证

ENIQ 中提出了对于检查设备／无损检测程序的验证采用技术论证或者明测试验的方法，有时二者均采用。方法论中对设备的验证提出了一方面要满足适用的无损检测规范要求，另一方面要对影响设备性能的关键要素进行筛选，并对关键要素相关影响进行验证。对检测程序的验证方面也提出相应的指导意见，也强调了对影响无损检查程序的关键要素进行验证的要求。

（3）人员验证

ENIQ 对人员验证方法提出了三条途径：通过国家无损检测人员资质认证方案的证书；理论考试和／或明测试验考试；盲测试验测试，并且上述途径可以组合使用。

2.3 ENIQ 能力验证体系的实践流程

在规定了ENIQ 能力验证体系的验证原则后，ENIQ 也提出了能力验证的实践流程，对能力验证的重要步骤进行了规定：

（1）准备能力验证档案：能力验证档案至少包含输入信息、技术论证、验证程序、验证结果。

（2）输入信息：输入信息中至少包括无损检测部件的详细描述；待测缺陷的类型、大小、方向、位置和形态；缺陷的验收标准；验证级别；程序、设备和人员的要求。

（3）验证程序（执行验证）：能力验证机构根据验证程序执行验证，在验证过程中必须根据输入信息进行相关验证活动，并与核电运营商保持沟通，随时反馈验证活动中发现的各种问题，并实时提供评估验证结果。

（4）能力验证结论：根据验证过程中形成的所有数据和结果，核电运营商及监管机构得出能力验证结论。

3 国内核电站能力验证实践

目前我国在运的核电站有自主设计的秦山一期、二期工程，从法国引进的压水堆二代技术的大亚湾核电站，以及自主研发的二代加核电站，如：岭澳一期、二期工程、阳江核电站等，在建的三代核电站，分别为三门AP1000工程、台山EPR 工程等。从已经实施的能力验证来看，采用的能力验证主要依据为ASME与RSE－M1997中相关的要求。下面将简单阐述这两种能力验证实践。

3.1 以RSE－M 为基准的能力验证实践

RSE－M 规范由法国AFCEN（法国核岛机械设备设计和建造规则协会）出版，其中能力验证内容较为全面，主要对能力验证相关的原则性要求进行规定。结合ENIQ 方法论来看，二者在总体思路与基本内容上有较好的一致性，故国内在引进法国压水堆核电技术后，在役检查无损检测能力验证自然就采用了RSE－M 规范的要求，同时考虑了ENIQ 方法论文件指导方法，特别是明测和盲测试验相关的要求。RSE－M 规范清晰地规定了能力验证分类，这个与ENIQ 的能力验证级别具有一定的相似性，即从部件的安全重要性及缺陷发生的概率来进行分类，共分为三大类分别为［4］：

（1）常规验证

常规验证的目的是根据规范、标准和技术状况信息的认知，说明无损检测技术和工艺的性能；适用于一些安全裕度较大的部件，而且从设计上考虑或以往运行状况表明从没有发生过缺陷的部件。

（2）综合验证

用相应的在役检查技术演示对设计预测缺陷的检测、定位和定量能力，适用于根据从设计概率分析结果或国际经验反馈，被怀疑可能出现缺陷的部件。

（3）特殊验证

提供各种证据证明对规定类型缺陷的检测能力，定位和定性能力等适用于一些已经确认产生过缺陷的部件。

已经采用该规范完成能力验证的为岭澳核电站二期工程役前和在役检查能力验证，共进行了50项能力验证项目，并全部顺利通过，这是国内首次自主组织进行的能力验证。

在能力验证流程中，仍然借鉴了ENIQ 体系中的要求，以其中的特殊验证项目能力验证流程图为例展示能力验证实施的过程步骤，如图1所示。而对于常规验证，无需进行明测及盲测试验，直接采用检查程序的技术论证即可完成能力验证；对于综合验证采用技术论证及明测试验来验证设备性能、检查程序即可。

应用RSE－M 规范的台山EPR 三代核电工程，也在开展役前与在役检查能力验证工作，由于EPR在设备设计上与岭澳CPR1000存在较大的改变，其能力验证除了一部分可以沿用岭澳已经验证过的考核结果外，其它项目仍需要重新组织验证；在新的验证项目中，由于RSE－M 本身在能力验证过程中无详细的考核要求，因此台山EPR 无损检测能力验证参考了EDF（法国电力公司）旗下的压水堆核电站能力验证相关的考核要求，同时也借鉴了芬兰OL3 EPR 在役检查无损检查能力验证结果，但具体验证实践步骤与岭澳二期的基本相同，这里不再赘述。

3.2 以ASME为基准的能力验证实践

根据现有资料的了解，三门AP1000工程役前与在役检查能力验证主要以ASME 能力验证要求为基准，参照ASME XI卷附录VII、附录VIII及其补充规定开展能力验证工作。在实施过程中，由国家核安全局（NNSA）监督下的华北站开展AP1000能力验证的整个方案的评审，目前该能力验证方案已得到了核安全局的批准。

在能力验证项目中，ASME XI卷只对超声、涡流检查项目的能力验证进行了规定，因此AP1000的能力验证项目除了超声、涡流之外，还根据国内二代加压水堆核电在役检查能力验证的经验反馈，以及三代核电自身技术特点，增加了一些检查项目的能力验证。

在能力验证分类中，由于ASME没有相关的分类要求，故借鉴了RSE－M 能力验证分类的原则进行无损检测的验证分类。其分类原则与上文叙述一致，不再详述。

在能力验证流程中，由于ASME对能力验证的技术论证、试块、明测或盲测都没有具体的规定，因此也借鉴了ENIQ 能力验证体系中的要求，具体的能力验证流程如图1所示。在实施过程中，由美国无损检测验证机构美国电力研究院无损检测中心给予技术支持。

图1 能力验证流程

4 国内核电站能力验证体系的发展方向

根据上文阐述的国内核电站能力验证实践的经验反馈以及个人对目前无损检测能力验证现状的认知来看，我国核电站能力验证体系还存在以下一些问题：

（1）能力验证适用的法规与规范

目前国内采用的规范有ASME 及RSE－M 规范，而这两种规范对能力验证的要求并不是非常全面，ASME 仅仅对超声和涡流检测提出了验证要求，RSE－M 对验证试验（明测与盲测试验）的规定非常少，具体实践时还要参照ENIQ 方法论的相关要求，因此完全按照这两种规范进行能力验证，无法保证在役检查无损检测手段的可靠性；而ENIQ 又是欧洲能力验证体系的指导性方法论，从法律层面上来讲，并不能完全直接用来指导国内能力验证。因此，随着后续核电站的建设步伐加大，开展自主能力验证适用的法规与规范与能力验证体系建设已是当务之急。

（2）能力验证试块与缺陷加工

根据台山EPR 能力验证实践过程来看，对于验证类别高的能力验证试块与缺陷加工，国内制造商及相关的验证机构还无法完成，都要送到国外进行加工，其耗费的人力、财力巨大，需要的时间也很长，因此成立专门的无损检测能力验证机构，专注于能力验证过程中技术问题的解决是解决此类问题的方法。

（3）能力验证试验室建设

从能力验证实践结果来看，重要的无损检测技术能力验证的通过必须进行大量的试验，在试验中找到提高检测技术的各种方法。就检测技术本身而言，任何一项无损检测技术真正应用于实践都必须在试验室中进行大量的操作试验，不断总结经验。而目前国内开展无损检测技术研究的试验室非常少，学校等教育机构由于经费问题一般仅限于基本理论的研究，企业试验室建设也是刚刚起步，后续应该加大此类试验室的建设。

（4）能力验证机构

国内正式的能力验证机构还未成立，已开展的能力验证都是在核安全局监管下组织国内无损检测领域的专家开展能力验证工作，由于受到核电技术路线的限制、能力验证方案的复杂、验收标准不全等因素的影响，实际工作开展比较缓慢也比较困难。目前也有部分无损检测工作人员建议成立我国自主能力验证中心［5］，笔者认为尽早完成自主能力验证中心的建设，将有助于推动能力验证的实施。

5 结语

根据ASME 与ENIQ 能力验证体系的相关内容分析，结合国内核电站能力验证的实践过程，总结了国内核电站能力验证过程的相关问题。对相关问题进行了初步的探讨，以期望对国内无损检测能力验证体系的发展提供一些参考。

［1］ 张跃，孙海涛.对开展在役检查无损检验验证若干问题的考虑和探讨［J］.核安全，2009，1（1）：46－49.

［2］ ASME XI卷 核电厂部件在役检查规则［S］.

［3］ EQMD 无损检测能力验证欧洲方法论（第三版）.

［4］ RSE－M2010压水堆核岛机械部件在役检查导则［S］.

［5］ 钟志民.核电站在役检查无损检测鉴定的现状及发展，无损检测［J］.2010，32（5）：385－389.