核级设备缺陷的分析和处理

李焕鸣等

【摘 要】国内核电高速发展，但核电的发展必须是以安全为第一原则，大量新建机组的建立对核电厂的安全运行提出了更严苛的要求。核电设备作为核安全屏障的主设备是决定核安全水平的关键因素。我国已建立全面完整的核电规范和技术体系，但是涉及设备维修的章节还是以确定设备维修策略为主，在工程实践中更多依靠设计体系中的在役检查规范。

【关键词】核级设备；缺陷；分析；处理

0 概况

国内核电高速发展，截至目前，我国在建核电机组共27台，在建规模继续保持世界第一。积极发展核电已写入中国的能源战略。但核电的发展必须是以安全为第一原则[1]。大量新建机组的建立对核电厂的安全运行提出了更严苛的要求。当务之急是提高电厂的安全运行水平。

核电设备作为核安全屏障的主设备是决定核安全水平的关键因素，为了确保核电厂运行安全可靠，在役核电设备养护和维修活动中，与我国技术和工业基础相适应的核电标准体系是必不可少的。

我国发展核工业已有40多年的历史，我国已建立全面完整的核电规范和技术体系[2]，对于电站设备维修也有专篇予以介绍，但是涉及设备维修的章节还是以确定设备维修策略为主，旨在为核电厂安全设备的维修提供指导[3]，在工程实践中更多依靠设计体系中的在役检查规范。

我国民用核电厂在役检查的法规、导则有HAF103《核电厂运行安全规定》、HAD103/07《核电厂在役检查》。HAF103为国家核安全局颁布的法令，它规定了核电厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题，对核电厂的运行、维护等提出原则性的指导意见。HAD103/07为国家核安全局颁布的安全导则，它是对HAF103中有关在役检查条款的补充和说明，该导则为指导性文件，它对核电厂在役检查的范围、合格标准、结果评价、检查所用装备、技术和方法、组织管理等做了指导性的规定，核电厂在役检查的检查规程由电厂根据实际情况决定。但目前我国还没有正式的核电厂的在役检查规范，运行电站均采用电厂设计规范所使用的在役检查规范，国内运行的核电站中（大亚湾、岭澳和秦山二期等）在役检查规范大多采用法国RSE-M《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》，也有采用美国ASME XI《核电站在役检查规范》的规定（如秦山一期等）。尽管如此，国家核安全局在各核电厂的设计和运行检查中规定无论采用哪种在役检查规范都必须满足国家核安全法规的规定，即所采用规范的要求必须不低于HAF、HAD的要求。

国内所有的核电厂的运行在役检查都必须满足HAD的规定，但由于目前国内的核电建设标准体系还不完善，在设计和运行管理中还大量采用了国外的核电标准体系，当HAD与RSE-M的规定发生冲突时，应按HAD的规定执行。

1 RSE-M简介

《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》RSE-M是由法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会（AFCEN）编著的法国压水堆核电厂核级设备在役检查规范，对压水堆核岛机械设备的在役检查、运行监督、维修及上述活动所需质量体系均有详尽要求，是法国核电工业实践的经验总结。[RSE-M出版说明]

我国第二代改进型（二代加）核电项目设计和建造的标准是法国RCC系列标准（国家核安全局安函[2007]28号“关于印发《第二代改进型核电项目和安全审评原则》的通知”），相应的国内二代加压水堆其核级压力容器维修活动均参照RSE-M作为其指导规范。

RSE-M对设备维修的过程和分类做了详尽的讲述（处理流程详见图2）。容器缺陷处理的全过程包括缺陷发现、缺陷判定、缺陷处理，缺陷的处理是从缺陷的检查开始、分析缺陷、确定性质、决定方案最后才是缺陷处理。

核电站的维修活动分两类：预防性维修和补救性维修。补救性维修包括由于系统和部件的故障需要进行的维修、更换以及其他有关的活动；预防性维修包括为减低系统和部件故障的频度和减少故障影响需要进行的检查、试验、监视、修复和更换活动[4]。简单的归纳可以将预防性维修定义为设备体检，而纠正性维修则是将丧失功能的设备维修或更换，以恢复设备功能。

2 设备检查

2.1 在役检查的手段

设备检查的手段是根据缺陷的特性和设备缺陷类型来确定的，RSE-M规定了多种无损检验手段，并根据其特点，安排设备在役检查项目（见表1）。

在役检验方法不是一概而论，而应综合考虑，如对设备主要承压焊缝的在役检查，考虑焊缝对设备安全的重要性，以及两种体积检验方法对非体积型和体积型缺陷的敏感度互有优势，故RSE-M同时设置了UT和RT两项无损检验。对于奥氏体不锈钢焊缝，由于晶粒粗大，采用UT 检验时，会出现较大的本底噪波信号，缺陷信号的分辨较困难，故体积检验只采用RT方法。

2.2 设备检查实例

在役检查项目的设计均以其设备特性和运行反馈的设备缺陷来确定，而不是为求绝对安全，一味的增加检验项目，对以压水堆典型压力容器稳压器为例。其作为低合金钢制高温高压立式压力容器，其工作环境和工作介质，除一回路介质带来的材料辐照脆化需要使用辐照试块长期监督外，本体并无明显的降质机制，故仅针对相对而言易出现问题的设备环焊缝、人孔紧固件和受载荷设备支承组对焊缝进行在役检查：设备组对环焊缝进行体积检查（RT、UT），设备内壁堆焊层进行目视检查；对稳压器长期受预紧载荷的人孔42CDV4高强度螺栓及配对螺母进行目视和超声检验（见下表2）。

3 缺陷的判定

显示鉴定和偏差分析是缺陷处理的先导条件，RSE-M在役检查操作得到的信号显示，需要通过鉴别和分析，才能得到关于缺陷的性质、形状、危害及维修可操作性的信息。

3.1 显示鉴定

设备检查无损检验收集的是各检验仪器的原始数据（信号、测量值、图像等），其数值超过记录值时，就需要予以记录，并进行检验仪器显示信号的鉴定活动。鉴定的目的是在针对超过评判阈值或相比前次检查突然变化的显示，排除信号是与缺陷无关的显示信号，即伪信号（由于设备材料金相结构或设备表面几何尺寸干扰而带来的信号显示）后，确认设备是否存在与规定要求背离的偏差。显示鉴定流程见图3。

3.2 偏差分析

所有偏差在选择缺陷处理方案前，都需要收集论证所需材料、进行偏差分析和处理，以减少或避免偏差的再次发生。缺陷分析主要包括如下内容：

1）缺陷评判：居于显示鉴定的结论分析缺陷是否存在、定性缺陷线性或非线性、缺陷性质、临近区域是否存在其他缺陷、可能的产生原因以及缺陷的包络几何特征。缺陷是否为体积性缺陷即是由缺陷的UT检查回波特性来判定的。

2）缺陷评判结果分析：确定缺陷产生的原因，确定缺陷的位置、尺寸，作为方案选择的参考。

3）缺陷扩展假设：评估缺陷扩展的可能性，包括新缺陷出现的可能性。

4）缺陷的危害性：确认缺陷是否危害设备的完整性和密封性，是关于缺陷扩展的研究。

5）设备状态评价：评估修理风险，决定修理或更换设备。

6）装置安全和人身伤害评价：分析失效设备安全后果及对人员安全的影响。

7）修理可能性评估：评估修理的可行性。

8）后续监督跟踪评价：评估后续监督检查的必要性和实施手段。

4 缺陷的处理

在得到偏差分析有关缺陷的性状、位置、危害性及维修性等分析结果后，即可开展缺陷处理活动。选择处理方案主要研究处理方案的可行性和维修影响，决定了后续的设备监督要求。方案选择主体应是电站运营单位，对于缺陷解决方案，RSE-MA5400给出了偏差处理选择的通用准则和1、2、3级设备适用的特殊条款，运营单位需要在参考上述准则条款的基础上，确定解决方案执行的标准和要求，选择处理方案，并选择适当时机（一般为换料大修期间）执行维修方案。

5 规范本身的局限性

不同国家的工业实践不同，核工业的经验成果不同，围绕上述建立起来的核电体系必然有诸多差异。

法国作为核电供电比例最高的国家，有着丰富的核电实践经验，经过近半个世纪的发展，其核电标准体系已自成一派，特点突出。相比于美国核电标准引用的锅炉压力容器规范ASEM标准体系，法系的RCC核电标准是针对压水堆电站所提出的专用设计标准，其根基是法国引入核电技术时转入的核电设计文件，其标准体系直接服务于生产制造，对规律和理论性的章节较少，好处是针对性强，使用时接口少，使用方便，但同时规范覆盖内容的较美系标准少，同时使用中限定性的内容很多，拓展性差[5]，没有规定的部分一般不被允许。

RSE-M作为法国核电设计标准体系的组成部分，其本身有着鲜明的法系RCC系列核电设计标准的风格。以设备补救性维修为例，RSE-M仅给出了补焊、无热处理的返修焊接方法、采用非焊接插塞的方法堵塞蒸汽发生器传热管、使用螺纹嵌入件修理反应堆容器法兰、蒸汽发生器或稳压器上的内螺纹、更换稳压器加热器V驱动棒驱动机构的更换，六种补救性维修措施的专篇，其中仅补焊和无热处理返修焊接是通用维修方法，那么对于需要处理的缺陷，实际上仅有原样接收和两种补焊操作可以处理，在具体涉及缺陷去除时，操作性较差。在工程应用中，需要结合国内核电维修规范，引用参考电站维修案例，作为执行方案是目前体系下的有益补充。

【参考文献】

[1]周涛，李精精.中国核电发展的安全性研究[J]华北电力大学学报：社会科学版，2011（2）：1：6.

[2]赵光辉，我国核安全法规标准体系探讨[J]原子能科学技术，2012（46）：873-876.

[3]EJ/T 20223-2013核电厂安全重要机械设备维修指南[S].

[4]HAF.J 0009-1991.安全重要系统和部件的维修[S].

[5]全国核能标准化技术委员会，全国核仪器仪表标准化技术委员会我国核电标准现状分析[S].

[责任编辑：邓丽丽]