压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究

蔡 杰，聂 勇

(核动力运行研究所，湖北武汉430223)

压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究

蔡 杰，聂 勇

(核动力运行研究所，湖北武汉430223)

压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究是修订和编制我国相关核电在役检查标准的基础和前提。本文简介了在役检查规则研究目标、方法、主要内容和结果以及在役检查规则制定依据，简述了规则研究相关主要问题的处理方法和结果，对比分析了依据研究结果编制的NB/T 20312标准与EJ/T 1041标准在役检查规则的主要不同点，给出了准确理解和正确应用NB/T 20312标准有关在役检查规则的提示和说明，为有效应用该标准在役检查规则提供重要参考。

压水堆；标准；在役检查；机械设备；规则研究

自我国核电站开始实施在役检查至今已有二十多年，核电在役检查实施的标准主要是引用国外的相关核电在役检查规范，如美国《锅炉与压力容器规范》(ASME)、法国《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》(RSE-M)等。为规范国内相关压水堆核电厂核岛机械设备在役检查工程活动，确保核电厂安全稳定运行，1996年10月，中国核工业总公司首次发布了EJ/T 1041-1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》(简称EJ/T 1041)。然而，EJ/T 1041发布实施后一直没有得到切实应用，究其因不难发现：一个原因是，我国核电厂核岛机械设备在役检查一开始就采用了与核电厂设计、建造标准同体系的在役检查标准，如RSE-M、ASME第XI卷等，这些标准经过了国外相关核电厂在役检查应用的检验，具有较高的安全性和适用性。另一个原因是，EJ/T 1041主要参考RSE-M—1990《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》等效编制[1]，而RSE-M—1990是法国为向我国输出核电机组而应急编制的其国内第一部核电在役检查标准[2]，受法国当时核电在役检查实践经验和技术管理水平局限，该标准存在规则要素缺失、内容简化等不足，这直接导致EJ/T 1041也存在规则要素和内容“先天不足”[3,4]。

EJ/T 1041在国内没有得到应用、也几乎失去标准效能的现状，日益引起核电厂、核能行业和国家监管部门的高度关注。2006年，我国核电进入积极推进、自主化发展阶段，为顺应核电自主化发展的客观需求，国家核电监管部门高度重视核电标准自主化建设、核能行业也渐起编制并执行统一的核电在役检查标准的呼声。2009年，为促进核电标准自主化建设快速发展，国家能源局发布了《关于2009年核电标准科研与制修订计划(第一批)的通知》，下达了“《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》(EJ/T 1041-1996)修订”任务，并明确：此次修订需瞄准应用、适用于国内相关压水堆核电厂、为将来编制国内统一的核电在役检查标准打基础，做准备。

众所周知，标准修订编写是标准形成的最后一个环节，大量工作还在前期的研究工作中[5]。这意味着：要完成EJ/T 1041修订，压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究(简称规则研究)务必先行。

1 研究目标

压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则是压水堆核电厂役前及在役检查期间实施的核岛机械设备无损检验和压力试验等活动的满足一定安全性、先进性和适用性的相关技术和管理的规定和准则，对其研究就是要依据法规标准、实践经验、技术成果和相关理论，制定这些规定和准则，并确保按制定的规定和准则实施在役检查，能使受影响最严重的设备，即使产生较小缺陷也能在设备失效前被检验出来，从而满足核电厂安全状态不遭受破坏或避免潜在破坏风险的要求[6]。为此，规则研究确立了如下主要研究目标：

(1) 制定的规则适用于按我国GB/T 16702—1996和NB/T 20001标准以及其他等效标准建造的二代及二代改进型压水堆核电厂，并具有供其他堆型核电厂参考和借鉴的价值。

(2) 制定的规则适用于安全1、2、3级承压机械设备及其支承件，以及适用于失效后影响反应堆正常运行的一些非承压机械设备，如中子通量测量指套管、核燃料组件等。

(3) 无损检验方法和技术规则应涵盖相关核电厂已成功应用的检查方法和技术，如HAF601规定的七个检验方法[7]以及声发射监测，涵盖反应堆压力容器(RPV)、蒸汽发生器(SG)和稳压器(PRZ)等关键设备的专用检验技术。压力试验规则应盖水压试验和泄漏试验。

(4) 制定在役检查结果处理规则，尤其是缺陷显示处理规则。处理规则应涵盖国内相关核电厂在役检查显示处理的方法、技术和流程，并具有较高的安全性、可靠性。

(5) 制定无损检验技术鉴定、在役检查大纲等文件、在役检查相关方职责等方面的规则，以满足核电在役检查规范实施和质量管理的要求。

2 规则制定依据

2.1 核电法规、条例和导则

国内相关核电法规和条例对核电在役检查活动制定了原则性规定，如《核电厂安全运行规定》(HAF103)对核电厂在役检查活动提出了原则要求[6]，《民用核安全设备监督管理条例》(国务院令，第500号)对在役检查活动依据及相关单位资质和职责等[8]、《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》(HAF602)对核电无损检验人员取证和资质等[9]，都进行了法令性规定。另外，国内核电在役检查相关导则对在役检查实施和管理等提出了指导性说明，如《核电在役检查》(HAD103/07)对压水堆核电厂在役检查范围、合格标准、结果评价、方法技术、组织管理等作了指导性说明[10]。国内这些核电法规、条例和导则对在役检查的规范实施具有较强的约束或指导性，因此，制定核电在役检查规则不能背离、只能顺应这些法规、条例和导则，并满足它们的规定和要求。

2.2 核电标准

国内核电设备设计、制造、安装和无损检验活动的相关标准在技术上落实和体现了核安全法规对核电设备的安全要求，在发布实施后的一定时期内具有技术先导和前行的作用，它们之间相互援引共同组成核电设备安全稳定运行的标准保障体系。如《2×600MW压水堆核电厂核岛系统建造规范》(GB/T 15761—1995)在国内率先对核岛机械设备系统的安全等级划分进行了技术性规定[11]、《含缺陷核承压设备完整性评定》(NB/T 23012—2010)在国内首次对核岛承压机械设备结构完整性评定和验收等进行了技术性规定[12]。依据国内相关核电行业标准制定核电在役检查规则，能使制定的规则得到这些行业标准的技术支撑。

我国核电厂反应堆堆型大多数与按RCC-M或ASME标准建造的反应堆堆型相同或类似，这两种反应堆的国外在役检查标准分别是RSE-M和ASME第XI卷。由于不断补充本国核电在役检查技术成果和实践经验，如RSE-M的显示处理流程：与1990版比对，1997版补充了“偏离项”“伪缺陷”“设备质量安全评定”和“显示处理方案”等处理步骤及流程，与1997版比对，2005版补充了“定量分析”“缺陷扩展风险评估”和“运行者处理倾向”等处理步骤及流程[13]；ASME 第XI卷1985版补充了“奥氏体钢管道缺陷验收方法”，1999版补充了“壁厚不大于2 In.的容器的超声检验”[14]等，这两个标准的技术管理水平和安全可靠性世界领先，且具有较高的安全和技术认可。因此，借鉴或引入RSE-M和ASME第XI卷的技术管理要素和内容，制定我国核电在役检查规则，有助于提高规则的安全性和行业认可。

2.3 科研成果和实践经验

不同于理论、方法和技术研究，规则研究和制定不能基于猜想、假设和试验，只能基于科研成果和应用经验。我国核电在役检查经过二十多年的技术研究和应用实践，取得了许多新的已获成功应用的技术成果，如反应堆压力容顶盖贯穿件超声、涡流和电视自动检验、蒸汽发生器氦泄漏检验和反应堆压力容器指套管涡流检验等[15]，积累了大量实践经验和国际核电同行经验反馈，如国内相关核电厂多次修订缺陷显示处理规程，及时补充未达记录阈值的某些危险类型显示、含有超标缺陷的设备完整性评定等的处理流程[3]。多次修订的在役检查计划，及时新增在役检查类型、项目、设备和部位等[4]。由于科研成果和实践经验在核电在役检查中应用有助于直接排除或降低设备安全隐患，因此，依据最新科研成果和实践经验制定在役检查规则，能提高规则的先进性和预防性。

3 研究方法

针对EJ/T 1041修订的目标和要求，此次规则研究主要采用了如下研究方法：

1) 调研国内外核电在役检查法规和标准的最新规定和要求，并将有关规定和要求转化为核电在役检查规则的相关规定，或依据这些规定和要求扩充相应的在役检查规则要素和内容。

2) 对比分析国内外核电在役检查标准的技术指标和要素，通过理论公式计算、试验验证和经验总结等方法，以设备安全性相对最大化为准则，遴选这些标准的技术指标规则值和先进要素，并补入核电在役检查规则。

3) 搜集整理国内外已用于核电在役检查的新技术和新经验，通过比对分析，确定新技术和新经验的相对安全性、先进性和可靠性，以安全性高、技术领先、经验可靠为取向，将先进适用的技术和经验补入核电在役检查规则。

4 主要研究内容

4.1 水压试验和泄漏试验

核岛系统设备水压试验和泄漏试验是在不损坏系统设备的情况下检验系统设备的耐压强度、密封性或完整性，是特殊的无损检验方法。相关设计建造标准规定水压试验应在高于最高设计压力和温度的合适水压和温度下进行，泄漏试验应在不低于100%堆功率规定的系统运行压力和温度下进行，因此，系统设备在试验期间耐受高温高压瞬态，其金属性能、安全功能和使用寿命等都存在降低的风险，检验人员也存在生命安全风险。规则研究针对避免或降低这些风险制定了水压试验和泄漏试验实施单位、时机和地点、推迟和免除、有效性，以及相关技术和管理等方面规定和要求，并对试验进度、范围、边界、水质、压力、温度、瞬态统计及相关检验等进行了明确规定。

4.2 检验方法

核岛机械设备无损检验的对象有系统、设备、部件及设备支承。根据受检对象的材质、结构和环境条件等，可使用HAF601规定的七种无损检验方法中的一种或几种方法。规则研究依据受检对象材质、结构、环境条件和执行的核安全功能等因素，制定了七种方法的常规检验规则，以及RPV、SG和PRZ等关键设备的超声、涡流、泄漏或声发射监测等特定检验规则。

《核电厂核岛机械设备无损检测》(NB/T 20003—2010)制定了核电行业七种常规无损检验方法的相关标准[16]，规则研究对符合该标准检验条件和要求的核岛机械系统设备的一般性无损检验，确定直接使用该标准的检验方法和技术。由于核岛机械系统设备服役期间的检验有较高的安全性和可靠性要求，因此，规则研究对检验或监测的区域或范围、显示记录标准等补充了特殊规定。

针对核岛一回路主系统水压试验期间，承压设备因内部压力高而存在破裂、甚至导致人员伤亡的高风险，以及因设备结构阻挡检验人员无法接近等特殊原因，规则研究制定了使用声发射监测技术对水压试验期间RPV和PRZ等设备实施动态监测的相关规定。核岛一回路系统的某些主设备，如RPV、SG等，由于设备结构完整性要求很高，以及设备材质、结构和检验环境条件特殊等原因，NB/T 20003—2010的检验技术难以满足要求，对于这类特殊检验，规则研究制定了特定无损检验技术，如RPV水下自动超声检验、SG传热管自动涡流检验和二次侧容器氦泄漏检验等。

4.3 在役检查实施

核电在役检查的主体是核电厂和检验单位，其工作范畴和职责虽不相同，但对在役检查结果的质量和可靠性都有直接影响，因此，规则研究制定了各主体机构规范实施在役检查的应尽职责。核电在役检查的客体是核岛机械系统设备，其运行压力和温度，所处放射性环境、核安全功能等级以及隔离边界特殊功能等各不相同，规则研究依据《2×600MW压水堆核电厂核岛系统建造规范》(GB/T 15761—1995)，将核岛机械系统设备分为安全1、2、3级和非安全级(与GB/T 15761—1995标准的规范等级划分相同[11])，并对不同安全等级的系统设备制定了相应的检查范围、频度、时机、技术和接近方式等实施规则。

核电在役检查应依据科学的管理规定、安全可靠的检验方法和技术，有计划、规范地实施，以确保受检系统设备在核电厂整个运行寿期内具有较高的安全性。另外，核电厂的社会效益和经济效益是核电厂的立厂之本。因此，针对核岛机械系统设备的安全可靠性要求，并适当兼顾核电厂的社会和经济效益，规则研究对安全1、2、3级设备和部分非安全级设备的在役检查类型、项目、计划、技术、条件和文件等诸多相关方面都进行了明确规定。

4.4 显示处理

参考国内外核电在役检查标准显示处理的技术管理规定，总结国内相关核电厂在役检查结果处理的流程和技术规程，规则研究制定了核电在役检查结果处理和验收的相关技术管理规则，主要包括显示确认、显示分析、缺陷规则化、显示处理步骤和流程、缺陷处理和验收标准、含缺陷设备结构完整性评定和验收，以及验收不合格设备的维修或更换等方面的规则要素和内容。

4.5 修理和更换件的检验

核电厂服役期间的设备修理和更换与役前检查之前的设备安装具有许多相同的结构特征和性能要求。因此，这些修理或更换过的设备在使用前，应对其实施必要的水压试验和无损检验，以确保这些设备满足相关标准规定的安全运行要求。规则研究对修理和更换件的重新试验和检验制定了相应的规定，这些规定包括水压试验和无损检验的通用规定和专用规定，并与役前检查的相应规定相同。

4.6 无损检验技术鉴定

我国核电在役检查经过二十年多的探索发展后，核电行业有关部门和专家都认识到，要确保核电设备无损检验结果真实可靠，需对应用的无损检验技术进行鉴定。鉴于无损检验技术鉴定对确保核岛机械设备无损检验结果可靠性至关重要，规则研究在借鉴RSE-M标准无损检验技术鉴定规则的基础上，结合我国无损检验技术鉴定的经验反馈，对鉴定的类型、对象、范围、方法、步骤、文件和试件等进行了具体规定。

4.7 质量保证

国务院令第500号《民用安全设备监督管理条例》和国家环境保护总局令第43号《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》对实施核电在役检查的质量监督进行了规定，HAF 003—1991《核电厂质量保证安全规定》对核电在役检查的质量保证进行了规定，这些规定得到国家监管部门和核电行业的广泛认可，因此，规则研究确定直接引用这些法规的相关质量保证规定，并规定核电在役检查质量保证和监督应按国家相关法规执行。

5 研究结果

5.1 规则制定

规则研究制定的压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则主要有：

1) 按检查时机不同将检查划定为役前和在役检查两类，并制定相应的检查规则，因为核岛机械设备和系统在安装结束后商运开始前以及服役停堆期间都要通过无损检验和压力试验探明其结构强度和完整性满足相关标准的要求。

2) 由于系统设备的功能、位置和构造等不同，其安全风险等级，受检范围、方法、频度和强制性等规则要素和要求各不相同，因此，规则研究将核岛机械系统设备的安全等级划定为安全1、2、3级和非安全级，将系统设备的在役检查类型归类为完整、部分、其他和推荐四种，并对不同安全级别系统设备的不同检查类型制定了相应的在役检查规则。

3) 根据我国核电在役检查涉及的技术、管理范畴，规则研究将核电在役检查规则组成确定为水压试验和泄漏试验、检验方法、检查实施、无损检验技术鉴定、显示处理和验收、修理和更换件的检验以及质量保证7大部分，并对每个部分制定了相应规则。

4) 对特定检验方法和技术、无损检验技术鉴定方法和流程、在役检查实施计划、显示处理技术和验收标准等的规则要求进行了详细规定，并制定了具体技术、计划和设备结构简图的规范性或资料性附录。

5) 对安全1、2、3级系统设备共同遵循的规则内容整合为通用规则，对仅适用于某一安全等级系统设备的规则内容制定为相应的专用规则。由于非安全级设备的检验范围、方法、频度、时机等由核电厂根据实际情况自主确定，无强制要求，因此，规则研究没有制定非安全级设备的专用规则。

5.2 标准修订

依据规则研究结果实施并完成EJ/T 1041修订，并编制出NB/T 20312《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》。NB/T 20312由范围、规范性引用文件、术语、通用规则、安全1、2、3级设备专用规则七个部分组成，其内容结构如图1所示。通用、专用规则都包含概述、水压试验和泄漏试验、检验方法、在役检查实施、显示处理和验收、修理和更换件的检验，除此之外，通用规则还包含无损检验技术鉴定和质量保证。NB/T 20312的特定检验方法和技术、无损检验技术鉴定的具体流程和要求、在役检查实施计划以及显示处理技术和验收标准等，都通过规范性或资料性附录进行规定。

图1 NB/T 20312—2014标准内容结构图Fig.1 The Content and Structure Figure of Standard NB/T 20312—2014

5.3 NB/T 20312与EJ/T 1041的在役检查规则的对比分析

EJ/T 1041是我国第一部关于压水堆核电厂核岛机械设备在役检查的行业标准，从无到有，制定了核岛机械设备无损检验和压力试验的规范实施规则，其结构和内容与图1所示的标准结构和内容大致相同[1]。与EJ/T 1041比较，NB/T 20312在役检查规则主要有如下改变。

5.3.1 补充检验和重复检验

NB/T 20312新增补充检验和重复检验两项规则要求。

核岛机械设备检出超标缺陷时，为确保检验结果真实可靠，需要有足够的判据判定缺陷性质和特征，此时，国内外核电厂通常要求使用精度更高的相同检验方法的不同检验技术或其他检验方法对缺陷补充检验，避免误判。另外，根据国内外核电在役检查经验反馈，当抽检设备检出某类超标缺陷时，运行在相同工况下的类似设备极有可能在相同部位或区域产生类似缺陷。因此，NB/T 20312规定根据缺陷检出情况，逐次另选若干同一支路或环路、其他支路或环路、其他机组上的类似设备(或区域)进行补充检验，以便及早发现这些类似设备上诱因相同的缺陷。

重复检验就是检验顺序和技术在系统设备后续检验间隔内保持不变的检验。通常情况下，缺陷验收标准能确保含未超标缺陷的设备，自缺陷检出开始安全运行下一个检验间隔。因此，系统设备在第一个检验间隔内的实际检验顺序和技术在后续检验间隔内应重复不变。另外，如果设备检出超标缺陷，但按相关标准分析评定后确定该设备可继续使用，为了跟踪该缺陷的稳定性，要求在随后3个连续大修中，用相同检验技术和要求对该设备含该缺陷部位重复检验。仅当后续3个连续大修的检验结果能证明缺陷稳定，则该设备的检验进度可恢复到最初检查计划确定的检验进度。

5.3.2 在役检查分类

EJ/T 1041将在役检查分为完整、部分在役检查两类，难以涵盖国内相关核电厂现已实施的全部役前及在役检查项目，致使该标准没有规范部分核岛机械设备的在役检查[4]。NB/T 20312除保留EJ/T 1041的完整和部分在役检查分类外，新增“其他在役检查”和“推荐在役检查”两个类别，并补充这两个类别的相关在役检查规则。

根据国内外核电运行及在役检查经验反馈，某些未包含在完整和部分在役检查范围内的安全2、3级承压设备，如某些管道、支承、泵壳等，为保持其良好的安全工作状态，仍应实施在役检查[17]，但检查时机、范围、方法和比例等由核电厂根据实际情况、需要和经验反馈等自主调整，这类检查即为“其他在役检查”。另外，有些不属于安全1、2、3级的其他非承压设备，如堆内构件、控制棒束组件、主泵主轴等，其功能异常或失效影响反应堆正常运行甚至停堆，国内外核电厂都要求对这些设备实施可能的检查，即检查时机、范围、方法和比例等由营运单位根据实际可能情况自主确定，这类检查即为“推荐在役检查”，意指NB/T 20312向国家监管部门和核电厂推荐实施的非强制性检查。NB/T 20312将在役检查分为完整、部分、其他和推荐4类，并规定役前检查是核电厂运行开始前进行的完整在役检查，这样分类涵盖了全部核岛机械系统设备因安全运行需要应实施的无损检验和水压试验。

5.3.3 在役检查计划

在役检查计划的相关规定与核岛机械系统设备的完整性和安全预防性直接相关。在役检查分类和计划的相关规则应能适用于全部核岛机械系统设备的役前及在役检查。

在役检查计划就是核岛机械系统设备的在役检查范围、区域或部位、方法或技术、时机、间隔、接近方式和进度等方面的安全合理规定，是NB/T 20312的核心规则内容。NB/T 20312除保留EJ/T 1041的完整和部分在役检查计划、通过规范性附录补充许多检验项目、方法、要求以及设备系统图外，还新增“其他在役检查”和“推荐在役检查”两类检查计划，并在规范性附录中详细规定了这两类检查计划的相关检验项目、方法、要求和设备系统图。NB/T 20312的在役检查计划不是固定不变的检查计划，可根据新的技术成果和实践经验不断补充完善，以满足HAD103/07的相关要求[18]。

5.3.4 无损检验方法

泄漏检验和声发射监测在检查核岛相关机械设备密封性和结构完整性方面，具有技术成熟、方法独特和难以替代等特点，在国内外核电厂在役检查中已广泛采用。因此，NB/T 20312新增泄漏检验和声发射监测两种无损检验方法及其在役检查规则。

泄漏检验是通过监测或观察压力、示踪元素和气泡等物理特征显示，检验设备局部或整体密封、完整性的无损检验方法，广泛应用于SG二次侧、乏燃料储罐等设备的整体密封性检查、以及反应堆燃料水池底部不锈钢内衬焊缝的局部渗漏检查。NB/T 20312对SG二次侧的泄漏检验制定了专用规则，并通过资料性附录推荐一种专用检验技术。

声发射监测是通过监测设备材料或泄漏部位发出的声波信号，判断设备材质结构发生突变或设备发生介质泄漏的无损检验方法，能对人员无法接近的区域或部位实施远距离动态监测。声发射监测早已成功应用于国内外核电厂RPV和PRZ等设备的水压试验实时监测，NB/T 20312根据实际监测情况新增RPV和PRZ在水压试验期间的声发射监测专用规则，并通过资料性附录推荐相应监测技术。

5.3.5 无损检验技术鉴定

法国在1997年颁布实施的RSE-M规范中，首次规定只有通过法定鉴定机构鉴定认可的无损检验技术才可以应用于核岛机械设备的在役检查[17]。美国早在2001年以前就已开展RPV筒体焊缝超声检验技术的鉴定论证和研究，并在2001版ASME规范中，对核岛机械设备实施检验和对缺陷进行定量的超声检验规程、设备及人员等规定了相关鉴定要求[19]。我国核电在役检查曾出现：对同一受检对象使用不同检验技术得到差别较大检验结果的情况。鉴于国外核电在役检查标准对无损检验技术鉴定的强制规定，以及国内核电行业对在役检查结果可靠性的质疑，NB/T 20312新增无损检验技术鉴定规则，通过资料性附录推荐无损检验技术鉴定方法。

5.3.6 显示处理

针对EJ/T 1041显示处理规则存在简化、缺失等不足，以及在应用中凸现出的主要问题[3]，NB/T 20312在吸收国内外核电在役检查显示处理研究成果和实践经验的基础上，对EJ/T 1041显示处理规则进行了扬弃、整合，并在显示确认、显示分析、缺陷规则化、缺陷评定、缺陷处理和设备维修更换六个主要方面制定了合乎使用要求的处理规则及流程。另外，NB/T 20312显示处理规则引用了NB/T 23012—2010的含缺陷核承压设备完整性评定的相关规则，因此，该标准显示处理规则能得到NB/T 23012—2010的技术支撑。

6 规则研究和修订相关主要问题的处理

压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究和修订相关主要问题有两个：

1) 规则研究和修订的参考标准主要是RSE-M和ASME，对于核电在役检查规则的某些要素，如检验方法、技术参数等，这两个标准的规定和要求存在差异。如何选用参考标准的这些规则内容，确保制定的规则具有较高的安全预防性，是规则研究必须明确的一个主要问题。

2) 我国采用不同标准设计建造的压水反应堆有多种类型，由于运行工况、系统组成、设备结构和材质等特性不同，这些不同类型压水堆对在役检查规则的某些要素的要求不完全相同。如何满足或兼顾这些不同的要求，是规则研究和修订定位及规则内容制定所必须解决的另一个主要问题。

6.1 参考标准规则要素差异的处理

对于RSE-M和ASME中的存在要求差异的某些在役检查规则要素，规则研究和修订依据理论公式计算结果和核安全性取高原则进行处理，并确定采用核安全性高的标准的相关规定。下面以核安全一级设备焊缝超声检验标定孔孔径和记录阈值的确定为例，简述RSE-M和ASME的规则要素差异的处理。

如表1所示，对于安全一级设备焊缝的超声检验，ASME第五卷规定标定孔孔径依检验厚度不同而不同，RSE-M规定标定孔孔径在整个检验厚度范围内都为φ2mm，两个标准要求的焊缝超声检验标定孔孔径存在差异。另外，核安全一级设备焊缝超声检验的记录阈值，ASME-BPVC规定为标定孔的超声回波信号幅值的20%，RSE-M规定为标定孔的超声回波信号幅值的25%，两个标准之间也存在差异。规则研究和修订依据长横孔的超声回波信号幅度计算公式[20]，通过计算得到ASME与RSE-M的焊缝超声检验的灵敏度差，并利用计算出的灵敏度差，依据记录阈值的定义，计算出这两个标准的焊缝超声检验记录阈值差，见表1。由表1列出的计算结果可知，除检验厚度小于25mm外，其他检验厚度的ASME的记录阈值都高于RSE-M的记录阈值。

表1 ASME与RSE-M标准超声检验灵敏度和记录阈值比较

众所周知，对于用距离-波幅曲线作为检验灵敏度的超声检验技术，在检验条件都相同时，记录阈值越高，则记录阈值的安全性越低。由于安全一级设备焊缝的厚度通常大于25mm，因此，RSE-M的记录阈值的安全性比ASME的记录阈值的安全性高。另外，依据焊缝超声检验的相关理论，在信噪比和其他检验条件都相同时，标定孔孔径越小，相应的超声检验灵敏度和分辨率越高，检验技术和能力越强，由此得到的检验结果的安全性越高。由于ASME和RSE-M都要求焊缝超声检验信噪比至少不低于6dB，因此，对比表1所列的标定孔孔径和检验灵敏度差可以确定：按RSE-M实施焊缝超声检验的检验能力和检验结果的安全性分别高于按ASME实施焊缝超声检验的检验能力和检验结果的安全性。综合比较记录阈值安全性的高低，比较检验灵敏度、技术和能力的高低，NB/T 20312采用了RSE-M的核安全一级设备焊缝超声检验的规则。

对于参考标准的其他规则要素差异，规则研究和NB/T 20312修订采用类似上述处理方法，或采用技术验证、应用经验总结等方法进行处理。

6.2 国内不同压水堆的不同在役检查规则要求的处理

在今后相当长的一段时间内，600MW、900MW和1000MW等二代、二代改和三代压水反应堆，将是我国主要服役堆型。这些反应堆的设计和建造采用不同的技术路线和标准，如美国ASME、法国RCC-M、俄罗斯标准以及我国GB/T 16702—1996和NB/T 20001标准等，其系统组成、设备构造和运行条件等差别较大，对在役检查规则的要求有许多不同。对这些不同的在役检查规则要求的处理，是规则研究和修订不能回避的问题。

尽管我国现在和将来服役的采用不同标准建造的压水堆较多，但是，采用法国RCC-M和美国ASME标准建造的压水反应堆是占服役堆型绝对多数的主流堆型。因此，在役检查规则研究和修订应主要针对满足这些反应堆的在役检查规则的要求。调研RSE-M的起源和发展可知，RSE-M是以ASME-BPVC为基础，并补充大量法国核工业发展和技术研究成果以及核电在役检查实践经验后形成的、具有较高核安全性的核电在役检查标准。对比ASME-BPVC和RSE-M的检查计划、记录阈值等规则要素和内容发现，除设备管道焊缝无损检验方法倾向不同(如ASME-BPVC倾向于采用超声波检测，RSE-M倾向于采用射线检测)、验收标准不同难以比较外，RSE-M的在役检查规则的整体要求高于ASME-BPVC的在役检查规则的整体要求。因此，RSE-M比ASME-BPVC更能满足我国主流压水反应堆的安全性能要求和在役检查规范实施要求，规则研究和修订优先依据RSE-M，仅在RSE-M的某些规则要素的要求低于ASME的相应规则要素的要求时，才采用ASME的相应规定。其他技术路线压水反应堆的在役检查标准仅作为规则研究和修订的借鉴。

综上所述，在役检查规则研究和NB/T 20312修订定位为：主要满足国内按法国RCC-M、美国ASME设计建造的压水反应堆核电厂的在役检查要求，并具有为实施按其他标准设计建造的压水反应堆的在役检查提供参照执行的价值[21]。

7 在役检查规则应用提示及说明

NB/T 20312在役检查规则涵盖核岛机械系统设备无损检验、水压试验和显示处理等实施规则，这些规则之间存在一定的关联，对存在关联的规则给出应用提示和说明，有助于规则使用者准确理解和正确应用这些规则。本文着重提示和说明下列几个规则的应用。

7.1 无损检验和水压试验的规则

核电厂核岛机械设备在役检查主要包括无损检验、水压试验、性能测试、运行监督和设备维修等不同专业。性能测试、运行监督和设备维修等专业都各有不同的实施标准，与无损检验和水压试验都无直接关联，因此，NB/T 20312没有涵盖这三类专业。水压试验是在不损坏或破损设备的情况下检查设备的耐压强度、密封性或完整性，是特殊的无损检验方法。在水压试验过程中，较高的试验压力极易诱发未达记录标准的细小缺陷扩展，甚至长成较大的超标缺陷，因此，通常要求核岛承压机械设备无损检验应在水压试验后实施。由此可见，核岛机械设备无损检验和水压试验之间存在内在联系，NB/T 20312对这两种在役检查专业制定了相互关联的检查规则。

7.2 在役检查的最低要求

NB/T 20312的在役检查规则综合考虑了影响反应堆安全运行的主要因素，是开展核岛机械设备无损检验、水压试验和显示处理等在役检查活动的最低要求，核电厂和其他核电在役检查相关单位，应根据核岛机械系统设备正常运行的安全和性能要求，制定各自相应的在役检查技术、管理规程和标准，并确保制定的规程和标准的要求至少不低于NB/T 20312的相关规定。

7.3 资料性附录一旦采用就转化为强制性规定

NB/T 20312的每个资料性附录是一个整体，为标准使用者提供了满足标准相关要求的在役检查管理和技术参考。标准使用者可以采用或不采用资料性附录，但一旦采用，附录中的条件、要求和参数等都转化为强制性规定，标准使用者至少不能降低要求使用这些条件、要求和参数。

7.4 规范性附录“缺陷的规则化”与资料性附录“缺陷验收表”的应用关系

按NB/T 20312标准实施在役检查检出的缺陷显示，应按“附录F(规范性附录)缺陷的规则化”进行缺陷规则化处理，该缺陷显示的验收可以使用NB/T 20312的“附录G(资料性附录)缺陷验收表”，也可使用其他合适的缺陷验收标准。如果使用“附录G(资料性附录)缺陷验收表”验收缺陷显示，则应首先按NB/T 20312的相关规则对缺陷显示进行特征参数测量，然后按“附录F(规范性附录)缺陷的规则化”对缺陷显示进行规则化处理，最后用规则化处理后的缺陷特征参数进行缺陷显示的评定验收。

8 结束语

规则研究制定的核电在役检查规则吸收了国内外核电厂在役检查的最新研究成果和实践经验、解决了EJ/T 1041在役检查规则的内容简化、要素缺失以及在应用中凸现出的相关问题，因此，具有一定的先进性和前瞻性，也较好地应答核电厂安全运行的更高要求和核电在役检查的经验反馈，满足了HAD 103/07-1988提出的不断提高、完善在役检查技术和管理的要求。

制定的在役检查规则基本涵盖按我国GB/T 16702—1996和NB/T 20001标准以及其他等效标准建造的二代及二代改进型压水堆核电厂的在役检查活动，对这些核电厂的在役检查具有一定的规范作用。另外，制定的规则也兼顾了其他堆型核电厂的在役检查有关要求，因此，对其他堆型核电厂的在役检查的实施具有借鉴或参照执行的价值。

出于核电厂绝对安全运行的保守决策，制定的在役检查规则存在检查计划范围扩大之不足，今后应根据核电厂安全运行要求和在役检查经验积累进一步优化完善。

编制的NB/T 20312标准涉及无损检验、压力试验和显示处理等多个核电在役检查专业以及目前国内相关压水堆核电厂在役检查广泛应用的全部检查方法和技术，要正确应用该标准的有关规则，需要准确理解这些规则的应用前提条件、适用范围、技术要求和内在联系等。本文能为标准使用者准确理解和有效应用该标准的在役检查规则提供一些帮助。

[1] EJ/T 1041—1996，压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则.

[2] 陶于春.压水堆核电站在役检查用无损检测技术发展概况，无损检测，2009，31(12)：959-966.

[3] 蔡杰.EJ/T 1041—1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》显示处理规则的修订，核标准计量与质量，2013，第4期(总第111期)：36-41.

[4] 蔡杰.EJ/T 1041—1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》在役检查计划的修订，核标准计量与质量，2014，第1期(总第114期)：20-25.

[5] 修炳林.在2013年能源行业核电标准化技术委员会秘书处工作会议上的讲话，核标准计量与质量，2013，第4期(总第111期)：2-5.

[6] HAF 103—1998. 中华人民共和国核安全法规汇编.

[7] HAF601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定.

[8] 民用核安全设备监督管理条例(第500号)，2007.

[9] HAF602，民用核安全设备无损检验人员资格管理规定.

[10] HAD103/07，核电在役检查.

[11] GB/T 15761—1995，2×600MW压水堆核电厂核岛系统建造规范.

[12] NB/T 23012—2010，含缺陷核承压设备完整性评定.

[13] RSE-M—1997(2005)，压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则.

[14] ASME-XI—1998核电厂设备在役检查规则.

[15] NB/T 20312—2014，压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则.

[16] NB/T 20003—2010，核电厂核岛机械设备无损检测.

[17] 法国核岛设备设计、建造和在役检查规则协会. RSE-M—1997(2005)压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则[S]. 法国：2005版.

[18] 国家核安全局. HAD 103/07—1988 核电厂在役检查[S].北京：中国法制出版社，1998.

[19] The American Society of Mechanical Engineers. ASME—XI—2007 Rules for In-service Inspection of Nuclear Power Plant Components [S]. New York：ASME，2007.

[20] 郑晖，林树青.超声检测[M]. 北京：中国劳动社会保障出版社，2008.

[21] NB/T 20312—2014，压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则.

The Study Ofin-service Inspection Rules for the Mechanical Components of Pressurized Water Reactor Nuclear Islands

CAI Jie，NIE Yong

(Research Institute of Nuclear Power Operation，Wuhan of Hubei Prov.430223，China)

The study of in-service inspection rules for the mechanical components of pressurized water reactor nuclear islands is the foundation and prerequisites of revising and drawing up the standards，which associate with the in-service inspection of domestic nuclear power plants. This article introduces briefly the goals，methods，main contents and results of studying，as well as the bases of drawing up the in-service inspection rules，discusses plainly the solving methods and results of the main issues which are related to the study of in-service inspection rules，compares and analysis the main different points of the in-service inspection rules between EJ/T 1041 and NB/T 20312 which has been drawn up according to the researching results，gives reminders and explanations for comprehending accurately and applying correctively the in-service inspection rules of NB/T 20312，and offers some important references for using effectively the in-service inspection rules of the standard NB/T 20312.

Pressurized water reactor；Standard；In-service inspection；Mechanical Component；Rule Study

2016-02-11

蔡 杰(1965—)，男，高级工程师，硕士，现从事核电在役检查无损检验技术和规范研究工作

TL48

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0258-0918(2016)04-0449-10