壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則研究

蔡 杰，聶 勇

(核動力運行研究所，湖北武漢430223)

壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則研究

蔡 杰，聶 勇

(核動力運行研究所，湖北武漢430223)

壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則研究是修訂和編制我國相關核電在役檢查標準的基礎和前提。本文簡介了在役檢查規(guī)則研究目標、方法、主要內容和結果以及在役檢查規(guī)則制定依據，簡述了規(guī)則研究相關主要問題的處理方法和結果，對比分析了依據研究結果編制的NB/T 20312標準與EJ/T 1041標準在役檢查規(guī)則的主要不同點，給出了準確理解和正確應用NB/T 20312標準有關在役檢查規(guī)則的提示和說明，為有效應用該標準在役檢查規(guī)則提供重要參考。

壓水堆；標準；在役檢查；機械設備；規(guī)則研究

自我國核電站開始實施在役檢查至今已有二十多年，核電在役檢查實施的標準主要是引用國外的相關核電在役檢查規(guī)范，如美國《鍋爐與壓力容器規(guī)范》(ASME)、法國《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則》(RSE-M)等。為規(guī)范國內相關壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查工程活動，確保核電廠安全穩(wěn)定運行，1996年10月，中國核工業(yè)總公司首次發(fā)布了EJ/T 1041-1996《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則》(簡稱EJ/T 1041)。然而，EJ/T 1041發(fā)布實施后一直沒有得到切實應用，究其因不難發(fā)現(xiàn)：一個原因是，我國核電廠核島機械設備在役檢查一開始就采用了與核電廠設計、建造標準同體系的在役檢查標準，如RSE-M、ASME第XI卷等，這些標準經過了國外相關核電廠在役檢查應用的檢驗，具有較高的安全性和適用性。另一個原因是，EJ/T 1041主要參考RSE-M—1990《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則》等效編制[1]，而RSE-M—1990是法國為向我國輸出核電機組而應急編制的其國內第一部核電在役檢查標準[2]，受法國當時核電在役檢查實踐經驗和技術管理水平局限，該標準存在規(guī)則要素缺失、內容簡化等不足，這直接導致EJ/T 1041也存在規(guī)則要素和內容“先天不足”[3,4]。

EJ/T 1041在國內沒有得到應用、也幾乎失去標準效能的現(xiàn)狀，日益引起核電廠、核能行業(yè)和國家監(jiān)管部門的高度關注。2006年，我國核電進入積極推進、自主化發(fā)展階段，為順應核電自主化發(fā)展的客觀需求，國家核電監(jiān)管部門高度重視核電標準自主化建設、核能行業(yè)也漸起編制并執(zhí)行統(tǒng)一的核電在役檢查標準的呼聲。2009年，為促進核電標準自主化建設快速發(fā)展，國家能源局發(fā)布了《關于2009年核電標準科研與制修訂計劃(第一批)的通知》，下達了“《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則》(EJ/T 1041-1996)修訂”任務，并明確：此次修訂需瞄準應用、適用于國內相關壓水堆核電廠、為將來編制國內統(tǒng)一的核電在役檢查標準打基礎，做準備。

眾所周知，標準修訂編寫是標準形成的最后一個環(huán)節(jié)，大量工作還在前期的研究工作中[5]。這意味著：要完成EJ/T 1041修訂，壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則研究(簡稱規(guī)則研究)務必先行。

1 研究目標

壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則是壓水堆核電廠役前及在役檢查期間實施的核島機械設備無損檢驗和壓力試驗等活動的滿足一定安全性、先進性和適用性的相關技術和管理的規(guī)定和準則，對其研究就是要依據法規(guī)標準、實踐經驗、技術成果和相關理論，制定這些規(guī)定和準則，并確保按制定的規(guī)定和準則實施在役檢查，能使受影響最嚴重的設備，即使產生較小缺陷也能在設備失效前被檢驗出來，從而滿足核電廠安全狀態(tài)不遭受破壞或避免潛在破壞風險的要求[6]。為此，規(guī)則研究確立了如下主要研究目標：

(1) 制定的規(guī)則適用于按我國GB/T 16702—1996和NB/T 20001標準以及其他等效標準建造的二代及二代改進型壓水堆核電廠，并具有供其他堆型核電廠參考和借鑒的價值。

(2) 制定的規(guī)則適用于安全1、2、3級承壓機械設備及其支承件，以及適用于失效后影響反應堆正常運行的一些非承壓機械設備，如中子通量測量指套管、核燃料組件等。

(3) 無損檢驗方法和技術規(guī)則應涵蓋相關核電廠已成功應用的檢查方法和技術，如HAF601規(guī)定的七個檢驗方法[7]以及聲發(fā)射監(jiān)測，涵蓋反應堆壓力容器(RPV)、蒸汽發(fā)生器(SG)和穩(wěn)壓器(PRZ)等關鍵設備的專用檢驗技術。壓力試驗規(guī)則應蓋水壓試驗和泄漏試驗。

(4) 制定在役檢查結果處理規(guī)則，尤其是缺陷顯示處理規(guī)則。處理規(guī)則應涵蓋國內相關核電廠在役檢查顯示處理的方法、技術和流程，并具有較高的安全性、可靠性。

(5) 制定無損檢驗技術鑒定、在役檢查大綱等文件、在役檢查相關方職責等方面的規(guī)則，以滿足核電在役檢查規(guī)范實施和質量管理的要求。

2 規(guī)則制定依據

2.1 核電法規(guī)、條例和導則

國內相關核電法規(guī)和條例對核電在役檢查活動制定了原則性規(guī)定，如《核電廠安全運行規(guī)定》(HAF103)對核電廠在役檢查活動提出了原則要求[6]，《民用核安全設備監(jiān)督管理條例》(國務院令，第500號)對在役檢查活動依據及相關單位資質和職責等[8]、《民用核安全設備無損檢驗人員資格管理規(guī)定》(HAF602)對核電無損檢驗人員取證和資質等[9]，都進行了法令性規(guī)定。另外，國內核電在役檢查相關導則對在役檢查實施和管理等提出了指導性說明，如《核電在役檢查》(HAD103/07)對壓水堆核電廠在役檢查范圍、合格標準、結果評價、方法技術、組織管理等作了指導性說明[10]。國內這些核電法規(guī)、條例和導則對在役檢查的規(guī)范實施具有較強的約束或指導性，因此，制定核電在役檢查規(guī)則不能背離、只能順應這些法規(guī)、條例和導則，并滿足它們的規(guī)定和要求。

2.2 核電標準

國內核電設備設計、制造、安裝和無損檢驗活動的相關標準在技術上落實和體現(xiàn)了核安全法規(guī)對核電設備的安全要求，在發(fā)布實施后的一定時期內具有技術先導和前行的作用，它們之間相互援引共同組成核電設備安全穩(wěn)定運行的標準保障體系。如《2×600MW壓水堆核電廠核島系統(tǒng)建造規(guī)范》(GB/T 15761—1995)在國內率先對核島機械設備系統(tǒng)的安全等級劃分進行了技術性規(guī)定[11]、《含缺陷核承壓設備完整性評定》(NB/T 23012—2010)在國內首次對核島承壓機械設備結構完整性評定和驗收等進行了技術性規(guī)定[12]。依據國內相關核電行業(yè)標準制定核電在役檢查規(guī)則，能使制定的規(guī)則得到這些行業(yè)標準的技術支撐。

我國核電廠反應堆堆型大多數(shù)與按RCC-M或ASME標準建造的反應堆堆型相同或類似，這兩種反應堆的國外在役檢查標準分別是RSE-M和ASME第XI卷。由于不斷補充本國核電在役檢查技術成果和實踐經驗，如RSE-M的顯示處理流程：與1990版比對，1997版補充了“偏離項”“偽缺陷”“設備質量安全評定”和“顯示處理方案”等處理步驟及流程，與1997版比對，2005版補充了“定量分析”“缺陷擴展風險評估”和“運行者處理傾向”等處理步驟及流程[13]；ASME 第XI卷1985版補充了“奧氏體鋼管道缺陷驗收方法”，1999版補充了“壁厚不大于2 In.的容器的超聲檢驗”[14]等，這兩個標準的技術管理水平和安全可靠性世界領先，且具有較高的安全和技術認可。因此，借鑒或引入RSE-M和ASME第XI卷的技術管理要素和內容，制定我國核電在役檢查規(guī)則，有助于提高規(guī)則的安全性和行業(yè)認可。

2.3 科研成果和實踐經驗

不同于理論、方法和技術研究，規(guī)則研究和制定不能基于猜想、假設和試驗，只能基于科研成果和應用經驗。我國核電在役檢查經過二十多年的技術研究和應用實踐，取得了許多新的已獲成功應用的技術成果，如反應堆壓力容頂蓋貫穿件超聲、渦流和電視自動檢驗、蒸汽發(fā)生器氦泄漏檢驗和反應堆壓力容器指套管渦流檢驗等[15]，積累了大量實踐經驗和國際核電同行經驗反饋，如國內相關核電廠多次修訂缺陷顯示處理規(guī)程，及時補充未達記錄閾值的某些危險類型顯示、含有超標缺陷的設備完整性評定等的處理流程[3]。多次修訂的在役檢查計劃，及時新增在役檢查類型、項目、設備和部位等[4]。由于科研成果和實踐經驗在核電在役檢查中應用有助于直接排除或降低設備安全隱患，因此，依據最新科研成果和實踐經驗制定在役檢查規(guī)則，能提高規(guī)則的先進性和預防性。

3 研究方法

針對EJ/T 1041修訂的目標和要求，此次規(guī)則研究主要采用了如下研究方法：

1) 調研國內外核電在役檢查法規(guī)和標準的最新規(guī)定和要求，并將有關規(guī)定和要求轉化為核電在役檢查規(guī)則的相關規(guī)定，或依據這些規(guī)定和要求擴充相應的在役檢查規(guī)則要素和內容。

2) 對比分析國內外核電在役檢查標準的技術指標和要素，通過理論公式計算、試驗驗證和經驗總結等方法，以設備安全性相對最大化為準則，遴選這些標準的技術指標規(guī)則值和先進要素，并補入核電在役檢查規(guī)則。

3) 搜集整理國內外已用于核電在役檢查的新技術和新經驗，通過比對分析，確定新技術和新經驗的相對安全性、先進性和可靠性，以安全性高、技術領先、經驗可靠為取向，將先進適用的技術和經驗補入核電在役檢查規(guī)則。

4 主要研究內容

4.1 水壓試驗和泄漏試驗

核島系統(tǒng)設備水壓試驗和泄漏試驗是在不損壞系統(tǒng)設備的情況下檢驗系統(tǒng)設備的耐壓強度、密封性或完整性，是特殊的無損檢驗方法。相關設計建造標準規(guī)定水壓試驗應在高于最高設計壓力和溫度的合適水壓和溫度下進行，泄漏試驗應在不低于100%堆功率規(guī)定的系統(tǒng)運行壓力和溫度下進行，因此，系統(tǒng)設備在試驗期間耐受高溫高壓瞬態(tài)，其金屬性能、安全功能和使用壽命等都存在降低的風險，檢驗人員也存在生命安全風險。規(guī)則研究針對避免或降低這些風險制定了水壓試驗和泄漏試驗實施單位、時機和地點、推遲和免除、有效性，以及相關技術和管理等方面規(guī)定和要求，并對試驗進度、范圍、邊界、水質、壓力、溫度、瞬態(tài)統(tǒng)計及相關檢驗等進行了明確規(guī)定。

4.2 檢驗方法

核島機械設備無損檢驗的對象有系統(tǒng)、設備、部件及設備支承。根據受檢對象的材質、結構和環(huán)境條件等，可使用HAF601規(guī)定的七種無損檢驗方法中的一種或幾種方法。規(guī)則研究依據受檢對象材質、結構、環(huán)境條件和執(zhí)行的核安全功能等因素，制定了七種方法的常規(guī)檢驗規(guī)則，以及RPV、SG和PRZ等關鍵設備的超聲、渦流、泄漏或聲發(fā)射監(jiān)測等特定檢驗規(guī)則。

《核電廠核島機械設備無損檢測》(NB/T 20003—2010)制定了核電行業(yè)七種常規(guī)無損檢驗方法的相關標準[16]，規(guī)則研究對符合該標準檢驗條件和要求的核島機械系統(tǒng)設備的一般性無損檢驗，確定直接使用該標準的檢驗方法和技術。由于核島機械系統(tǒng)設備服役期間的檢驗有較高的安全性和可靠性要求，因此，規(guī)則研究對檢驗或監(jiān)測的區(qū)域或范圍、顯示記錄標準等補充了特殊規(guī)定。

針對核島一回路主系統(tǒng)水壓試驗期間，承壓設備因內部壓力高而存在破裂、甚至導致人員傷亡的高風險，以及因設備結構阻擋檢驗人員無法接近等特殊原因，規(guī)則研究制定了使用聲發(fā)射監(jiān)測技術對水壓試驗期間RPV和PRZ等設備實施動態(tài)監(jiān)測的相關規(guī)定。核島一回路系統(tǒng)的某些主設備，如RPV、SG等，由于設備結構完整性要求很高，以及設備材質、結構和檢驗環(huán)境條件特殊等原因，NB/T 20003—2010的檢驗技術難以滿足要求，對于這類特殊檢驗，規(guī)則研究制定了特定無損檢驗技術，如RPV水下自動超聲檢驗、SG傳熱管自動渦流檢驗和二次側容器氦泄漏檢驗等。

4.3 在役檢查實施

核電在役檢查的主體是核電廠和檢驗單位，其工作范疇和職責雖不相同，但對在役檢查結果的質量和可靠性都有直接影響，因此，規(guī)則研究制定了各主體機構規(guī)范實施在役檢查的應盡職責。核電在役檢查的客體是核島機械系統(tǒng)設備，其運行壓力和溫度，所處放射性環(huán)境、核安全功能等級以及隔離邊界特殊功能等各不相同，規(guī)則研究依據《2×600MW壓水堆核電廠核島系統(tǒng)建造規(guī)范》(GB/T 15761—1995)，將核島機械系統(tǒng)設備分為安全1、2、3級和非安全級(與GB/T 15761—1995標準的規(guī)范等級劃分相同[11])，并對不同安全等級的系統(tǒng)設備制定了相應的檢查范圍、頻度、時機、技術和接近方式等實施規(guī)則。

核電在役檢查應依據科學的管理規(guī)定、安全可靠的檢驗方法和技術，有計劃、規(guī)范地實施，以確保受檢系統(tǒng)設備在核電廠整個運行壽期內具有較高的安全性。另外，核電廠的社會效益和經濟效益是核電廠的立廠之本。因此，針對核島機械系統(tǒng)設備的安全可靠性要求，并適當兼顧核電廠的社會和經濟效益，規(guī)則研究對安全1、2、3級設備和部分非安全級設備的在役檢查類型、項目、計劃、技術、條件和文件等諸多相關方面都進行了明確規(guī)定。

4.4 顯示處理

參考國內外核電在役檢查標準顯示處理的技術管理規(guī)定，總結國內相關核電廠在役檢查結果處理的流程和技術規(guī)程，規(guī)則研究制定了核電在役檢查結果處理和驗收的相關技術管理規(guī)則，主要包括顯示確認、顯示分析、缺陷規(guī)則化、顯示處理步驟和流程、缺陷處理和驗收標準、含缺陷設備結構完整性評定和驗收，以及驗收不合格設備的維修或更換等方面的規(guī)則要素和內容。

4.5 修理和更換件的檢驗

核電廠服役期間的設備修理和更換與役前檢查之前的設備安裝具有許多相同的結構特征和性能要求。因此，這些修理或更換過的設備在使用前，應對其實施必要的水壓試驗和無損檢驗，以確保這些設備滿足相關標準規(guī)定的安全運行要求。規(guī)則研究對修理和更換件的重新試驗和檢驗制定了相應的規(guī)定，這些規(guī)定包括水壓試驗和無損檢驗的通用規(guī)定和專用規(guī)定，并與役前檢查的相應規(guī)定相同。

4.6 無損檢驗技術鑒定

我國核電在役檢查經過二十年多的探索發(fā)展后，核電行業(yè)有關部門和專家都認識到，要確保核電設備無損檢驗結果真實可靠，需對應用的無損檢驗技術進行鑒定。鑒于無損檢驗技術鑒定對確保核島機械設備無損檢驗結果可靠性至關重要，規(guī)則研究在借鑒RSE-M標準無損檢驗技術鑒定規(guī)則的基礎上，結合我國無損檢驗技術鑒定的經驗反饋，對鑒定的類型、對象、范圍、方法、步驟、文件和試件等進行了具體規(guī)定。

4.7 質量保證

國務院令第500號《民用安全設備監(jiān)督管理條例》和國家環(huán)境保護總局令第43號《民用核安全設備設計制造安裝和無損檢驗監(jiān)督管理規(guī)定》對實施核電在役檢查的質量監(jiān)督進行了規(guī)定，HAF 003—1991《核電廠質量保證安全規(guī)定》對核電在役檢查的質量保證進行了規(guī)定，這些規(guī)定得到國家監(jiān)管部門和核電行業(yè)的廣泛認可，因此，規(guī)則研究確定直接引用這些法規(guī)的相關質量保證規(guī)定，并規(guī)定核電在役檢查質量保證和監(jiān)督應按國家相關法規(guī)執(zhí)行。

5 研究結果

5.1 規(guī)則制定

規(guī)則研究制定的壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則主要有：

1) 按檢查時機不同將檢查劃定為役前和在役檢查兩類，并制定相應的檢查規(guī)則，因為核島機械設備和系統(tǒng)在安裝結束后商運開始前以及服役停堆期間都要通過無損檢驗和壓力試驗探明其結構強度和完整性滿足相關標準的要求。

2) 由于系統(tǒng)設備的功能、位置和構造等不同，其安全風險等級，受檢范圍、方法、頻度和強制性等規(guī)則要素和要求各不相同，因此，規(guī)則研究將核島機械系統(tǒng)設備的安全等級劃定為安全1、2、3級和非安全級，將系統(tǒng)設備的在役檢查類型歸類為完整、部分、其他和推薦四種，并對不同安全級別系統(tǒng)設備的不同檢查類型制定了相應的在役檢查規(guī)則。

3) 根據我國核電在役檢查涉及的技術、管理范疇，規(guī)則研究將核電在役檢查規(guī)則組成確定為水壓試驗和泄漏試驗、檢驗方法、檢查實施、無損檢驗技術鑒定、顯示處理和驗收、修理和更換件的檢驗以及質量保證7大部分，并對每個部分制定了相應規(guī)則。

4) 對特定檢驗方法和技術、無損檢驗技術鑒定方法和流程、在役檢查實施計劃、顯示處理技術和驗收標準等的規(guī)則要求進行了詳細規(guī)定，并制定了具體技術、計劃和設備結構簡圖的規(guī)范性或資料性附錄。

5) 對安全1、2、3級系統(tǒng)設備共同遵循的規(guī)則內容整合為通用規(guī)則，對僅適用于某一安全等級系統(tǒng)設備的規(guī)則內容制定為相應的專用規(guī)則。由于非安全級設備的檢驗范圍、方法、頻度、時機等由核電廠根據實際情況自主確定，無強制要求，因此，規(guī)則研究沒有制定非安全級設備的專用規(guī)則。

5.2 標準修訂

依據規(guī)則研究結果實施并完成EJ/T 1041修訂，并編制出NB/T 20312《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則》。NB/T 20312由范圍、規(guī)范性引用文件、術語、通用規(guī)則、安全1、2、3級設備專用規(guī)則七個部分組成，其內容結構如圖1所示。通用、專用規(guī)則都包含概述、水壓試驗和泄漏試驗、檢驗方法、在役檢查實施、顯示處理和驗收、修理和更換件的檢驗，除此之外，通用規(guī)則還包含無損檢驗技術鑒定和質量保證。NB/T 20312的特定檢驗方法和技術、無損檢驗技術鑒定的具體流程和要求、在役檢查實施計劃以及顯示處理技術和驗收標準等，都通過規(guī)范性或資料性附錄進行規(guī)定。

圖1 NB/T 20312—2014標準內容結構圖Fig.1 The Content and Structure Figure of Standard NB/T 20312—2014

5.3 NB/T 20312與EJ/T 1041的在役檢查規(guī)則的對比分析

EJ/T 1041是我國第一部關于壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查的行業(yè)標準，從無到有，制定了核島機械設備無損檢驗和壓力試驗的規(guī)范實施規(guī)則，其結構和內容與圖1所示的標準結構和內容大致相同[1]。與EJ/T 1041比較，NB/T 20312在役檢查規(guī)則主要有如下改變。

5.3.1 補充檢驗和重復檢驗

NB/T 20312新增補充檢驗和重復檢驗兩項規(guī)則要求。

核島機械設備檢出超標缺陷時，為確保檢驗結果真實可靠，需要有足夠的判據判定缺陷性質和特征，此時，國內外核電廠通常要求使用精度更高的相同檢驗方法的不同檢驗技術或其他檢驗方法對缺陷補充檢驗，避免誤判。另外，根據國內外核電在役檢查經驗反饋，當抽檢設備檢出某類超標缺陷時，運行在相同工況下的類似設備極有可能在相同部位或區(qū)域產生類似缺陷。因此，NB/T 20312規(guī)定根據缺陷檢出情況，逐次另選若干同一支路或環(huán)路、其他支路或環(huán)路、其他機組上的類似設備(或區(qū)域)進行補充檢驗，以便及早發(fā)現(xiàn)這些類似設備上誘因相同的缺陷。

重復檢驗就是檢驗順序和技術在系統(tǒng)設備后續(xù)檢驗間隔內保持不變的檢驗。通常情況下，缺陷驗收標準能確保含未超標缺陷的設備，自缺陷檢出開始安全運行下一個檢驗間隔。因此，系統(tǒng)設備在第一個檢驗間隔內的實際檢驗順序和技術在后續(xù)檢驗間隔內應重復不變。另外，如果設備檢出超標缺陷，但按相關標準分析評定后確定該設備可繼續(xù)使用，為了跟蹤該缺陷的穩(wěn)定性，要求在隨后3個連續(xù)大修中，用相同檢驗技術和要求對該設備含該缺陷部位重復檢驗。僅當后續(xù)3個連續(xù)大修的檢驗結果能證明缺陷穩(wěn)定，則該設備的檢驗進度可恢復到最初檢查計劃確定的檢驗進度。

5.3.2 在役檢查分類

EJ/T 1041將在役檢查分為完整、部分在役檢查兩類，難以涵蓋國內相關核電廠現(xiàn)已實施的全部役前及在役檢查項目，致使該標準沒有規(guī)范部分核島機械設備的在役檢查[4]。NB/T 20312除保留EJ/T 1041的完整和部分在役檢查分類外，新增“其他在役檢查”和“推薦在役檢查”兩個類別，并補充這兩個類別的相關在役檢查規(guī)則。

根據國內外核電運行及在役檢查經驗反饋，某些未包含在完整和部分在役檢查范圍內的安全2、3級承壓設備，如某些管道、支承、泵殼等，為保持其良好的安全工作狀態(tài)，仍應實施在役檢查[17]，但檢查時機、范圍、方法和比例等由核電廠根據實際情況、需要和經驗反饋等自主調整，這類檢查即為“其他在役檢查”。另外，有些不屬于安全1、2、3級的其他非承壓設備，如堆內構件、控制棒束組件、主泵主軸等，其功能異?；蚴в绊懛磻颜＿\行甚至停堆，國內外核電廠都要求對這些設備實施可能的檢查，即檢查時機、范圍、方法和比例等由營運單位根據實際可能情況自主確定，這類檢查即為“推薦在役檢查”，意指NB/T 20312向國家監(jiān)管部門和核電廠推薦實施的非強制性檢查。NB/T 20312將在役檢查分為完整、部分、其他和推薦4類，并規(guī)定役前檢查是核電廠運行開始前進行的完整在役檢查，這樣分類涵蓋了全部核島機械系統(tǒng)設備因安全運行需要應實施的無損檢驗和水壓試驗。

5.3.3 在役檢查計劃

在役檢查計劃的相關規(guī)定與核島機械系統(tǒng)設備的完整性和安全預防性直接相關。在役檢查分類和計劃的相關規(guī)則應能適用于全部核島機械系統(tǒng)設備的役前及在役檢查。

在役檢查計劃就是核島機械系統(tǒng)設備的在役檢查范圍、區(qū)域或部位、方法或技術、時機、間隔、接近方式和進度等方面的安全合理規(guī)定，是NB/T 20312的核心規(guī)則內容。NB/T 20312除保留EJ/T 1041的完整和部分在役檢查計劃、通過規(guī)范性附錄補充許多檢驗項目、方法、要求以及設備系統(tǒng)圖外，還新增“其他在役檢查”和“推薦在役檢查”兩類檢查計劃，并在規(guī)范性附錄中詳細規(guī)定了這兩類檢查計劃的相關檢驗項目、方法、要求和設備系統(tǒng)圖。NB/T 20312的在役檢查計劃不是固定不變的檢查計劃，可根據新的技術成果和實踐經驗不斷補充完善，以滿足HAD103/07的相關要求[18]。

5.3.4 無損檢驗方法

泄漏檢驗和聲發(fā)射監(jiān)測在檢查核島相關機械設備密封性和結構完整性方面，具有技術成熟、方法獨特和難以替代等特點，在國內外核電廠在役檢查中已廣泛采用。因此，NB/T 20312新增泄漏檢驗和聲發(fā)射監(jiān)測兩種無損檢驗方法及其在役檢查規(guī)則。

泄漏檢驗是通過監(jiān)測或觀察壓力、示蹤元素和氣泡等物理特征顯示，檢驗設備局部或整體密封、完整性的無損檢驗方法，廣泛應用于SG二次側、乏燃料儲罐等設備的整體密封性檢查、以及反應堆燃料水池底部不銹鋼內襯焊縫的局部滲漏檢查。NB/T 20312對SG二次側的泄漏檢驗制定了專用規(guī)則，并通過資料性附錄推薦一種專用檢驗技術。

聲發(fā)射監(jiān)測是通過監(jiān)測設備材料或泄漏部位發(fā)出的聲波信號，判斷設備材質結構發(fā)生突變或設備發(fā)生介質泄漏的無損檢驗方法，能對人員無法接近的區(qū)域或部位實施遠距離動態(tài)監(jiān)測。聲發(fā)射監(jiān)測早已成功應用于國內外核電廠RPV和PRZ等設備的水壓試驗實時監(jiān)測，NB/T 20312根據實際監(jiān)測情況新增RPV和PRZ在水壓試驗期間的聲發(fā)射監(jiān)測專用規(guī)則，并通過資料性附錄推薦相應監(jiān)測技術。

5.3.5 無損檢驗技術鑒定

法國在1997年頒布實施的RSE-M規(guī)范中，首次規(guī)定只有通過法定鑒定機構鑒定認可的無損檢驗技術才可以應用于核島機械設備的在役檢查[17]。美國早在2001年以前就已開展RPV筒體焊縫超聲檢驗技術的鑒定論證和研究，并在2001版ASME規(guī)范中，對核島機械設備實施檢驗和對缺陷進行定量的超聲檢驗規(guī)程、設備及人員等規(guī)定了相關鑒定要求[19]。我國核電在役檢查曾出現(xiàn)：對同一受檢對象使用不同檢驗技術得到差別較大檢驗結果的情況。鑒于國外核電在役檢查標準對無損檢驗技術鑒定的強制規(guī)定，以及國內核電行業(yè)對在役檢查結果可靠性的質疑，NB/T 20312新增無損檢驗技術鑒定規(guī)則，通過資料性附錄推薦無損檢驗技術鑒定方法。

5.3.6 顯示處理

針對EJ/T 1041顯示處理規(guī)則存在簡化、缺失等不足，以及在應用中凸現(xiàn)出的主要問題[3]，NB/T 20312在吸收國內外核電在役檢查顯示處理研究成果和實踐經驗的基礎上，對EJ/T 1041顯示處理規(guī)則進行了揚棄、整合，并在顯示確認、顯示分析、缺陷規(guī)則化、缺陷評定、缺陷處理和設備維修更換六個主要方面制定了合乎使用要求的處理規(guī)則及流程。另外，NB/T 20312顯示處理規(guī)則引用了NB/T 23012—2010的含缺陷核承壓設備完整性評定的相關規(guī)則，因此，該標準顯示處理規(guī)則能得到NB/T 23012—2010的技術支撐。

6 規(guī)則研究和修訂相關主要問題的處理

壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則研究和修訂相關主要問題有兩個：

1) 規(guī)則研究和修訂的參考標準主要是RSE-M和ASME，對于核電在役檢查規(guī)則的某些要素，如檢驗方法、技術參數(shù)等，這兩個標準的規(guī)定和要求存在差異。如何選用參考標準的這些規(guī)則內容，確保制定的規(guī)則具有較高的安全預防性，是規(guī)則研究必須明確的一個主要問題。

2) 我國采用不同標準設計建造的壓水反應堆有多種類型，由于運行工況、系統(tǒng)組成、設備結構和材質等特性不同，這些不同類型壓水堆對在役檢查規(guī)則的某些要素的要求不完全相同。如何滿足或兼顧這些不同的要求，是規(guī)則研究和修訂定位及規(guī)則內容制定所必須解決的另一個主要問題。

6.1 參考標準規(guī)則要素差異的處理

對于RSE-M和ASME中的存在要求差異的某些在役檢查規(guī)則要素，規(guī)則研究和修訂依據理論公式計算結果和核安全性取高原則進行處理，并確定采用核安全性高的標準的相關規(guī)定。下面以核安全一級設備焊縫超聲檢驗標定孔孔徑和記錄閾值的確定為例，簡述RSE-M和ASME的規(guī)則要素差異的處理。

如表1所示，對于安全一級設備焊縫的超聲檢驗，ASME第五卷規(guī)定標定孔孔徑依檢驗厚度不同而不同，RSE-M規(guī)定標定孔孔徑在整個檢驗厚度范圍內都為φ2mm，兩個標準要求的焊縫超聲檢驗標定孔孔徑存在差異。另外，核安全一級設備焊縫超聲檢驗的記錄閾值，ASME-BPVC規(guī)定為標定孔的超聲回波信號幅值的20%，RSE-M規(guī)定為標定孔的超聲回波信號幅值的25%，兩個標準之間也存在差異。規(guī)則研究和修訂依據長橫孔的超聲回波信號幅度計算公式[20]，通過計算得到ASME與RSE-M的焊縫超聲檢驗的靈敏度差，并利用計算出的靈敏度差，依據記錄閾值的定義，計算出這兩個標準的焊縫超聲檢驗記錄閾值差，見表1。由表1列出的計算結果可知，除檢驗厚度小于25mm外，其他檢驗厚度的ASME的記錄閾值都高于RSE-M的記錄閾值。

表1 ASME與RSE-M標準超聲檢驗靈敏度和記錄閾值比較

眾所周知，對于用距離-波幅曲線作為檢驗靈敏度的超聲檢驗技術，在檢驗條件都相同時，記錄閾值越高，則記錄閾值的安全性越低。由于安全一級設備焊縫的厚度通常大于25mm，因此，RSE-M的記錄閾值的安全性比ASME的記錄閾值的安全性高。另外，依據焊縫超聲檢驗的相關理論，在信噪比和其他檢驗條件都相同時，標定孔孔徑越小，相應的超聲檢驗靈敏度和分辨率越高，檢驗技術和能力越強，由此得到的檢驗結果的安全性越高。由于ASME和RSE-M都要求焊縫超聲檢驗信噪比至少不低于6dB，因此，對比表1所列的標定孔孔徑和檢驗靈敏度差可以確定：按RSE-M實施焊縫超聲檢驗的檢驗能力和檢驗結果的安全性分別高于按ASME實施焊縫超聲檢驗的檢驗能力和檢驗結果的安全性。綜合比較記錄閾值安全性的高低，比較檢驗靈敏度、技術和能力的高低，NB/T 20312采用了RSE-M的核安全一級設備焊縫超聲檢驗的規(guī)則。

對于參考標準的其他規(guī)則要素差異，規(guī)則研究和NB/T 20312修訂采用類似上述處理方法，或采用技術驗證、應用經驗總結等方法進行處理。

6.2 國內不同壓水堆的不同在役檢查規(guī)則要求的處理

在今后相當長的一段時間內，600MW、900MW和1000MW等二代、二代改和三代壓水反應堆，將是我國主要服役堆型。這些反應堆的設計和建造采用不同的技術路線和標準，如美國ASME、法國RCC-M、俄羅斯標準以及我國GB/T 16702—1996和NB/T 20001標準等，其系統(tǒng)組成、設備構造和運行條件等差別較大，對在役檢查規(guī)則的要求有許多不同。對這些不同的在役檢查規(guī)則要求的處理，是規(guī)則研究和修訂不能回避的問題。

盡管我國現(xiàn)在和將來服役的采用不同標準建造的壓水堆較多，但是，采用法國RCC-M和美國ASME標準建造的壓水反應堆是占服役堆型絕對多數(shù)的主流堆型。因此，在役檢查規(guī)則研究和修訂應主要針對滿足這些反應堆的在役檢查規(guī)則的要求。調研RSE-M的起源和發(fā)展可知，RSE-M是以ASME-BPVC為基礎，并補充大量法國核工業(yè)發(fā)展和技術研究成果以及核電在役檢查實踐經驗后形成的、具有較高核安全性的核電在役檢查標準。對比ASME-BPVC和RSE-M的檢查計劃、記錄閾值等規(guī)則要素和內容發(fā)現(xiàn)，除設備管道焊縫無損檢驗方法傾向不同(如ASME-BPVC傾向于采用超聲波檢測，RSE-M傾向于采用射線檢測)、驗收標準不同難以比較外，RSE-M的在役檢查規(guī)則的整體要求高于ASME-BPVC的在役檢查規(guī)則的整體要求。因此，RSE-M比ASME-BPVC更能滿足我國主流壓水反應堆的安全性能要求和在役檢查規(guī)范實施要求，規(guī)則研究和修訂優(yōu)先依據RSE-M，僅在RSE-M的某些規(guī)則要素的要求低于ASME的相應規(guī)則要素的要求時，才采用ASME的相應規(guī)定。其他技術路線壓水反應堆的在役檢查標準僅作為規(guī)則研究和修訂的借鑒。

綜上所述，在役檢查規(guī)則研究和NB/T 20312修訂定位為：主要滿足國內按法國RCC-M、美國ASME設計建造的壓水反應堆核電廠的在役檢查要求，并具有為實施按其他標準設計建造的壓水反應堆的在役檢查提供參照執(zhí)行的價值[21]。

7 在役檢查規(guī)則應用提示及說明

NB/T 20312在役檢查規(guī)則涵蓋核島機械系統(tǒng)設備無損檢驗、水壓試驗和顯示處理等實施規(guī)則，這些規(guī)則之間存在一定的關聯(lián)，對存在關聯(lián)的規(guī)則給出應用提示和說明，有助于規(guī)則使用者準確理解和正確應用這些規(guī)則。本文著重提示和說明下列幾個規(guī)則的應用。

7.1 無損檢驗和水壓試驗的規(guī)則

核電廠核島機械設備在役檢查主要包括無損檢驗、水壓試驗、性能測試、運行監(jiān)督和設備維修等不同專業(yè)。性能測試、運行監(jiān)督和設備維修等專業(yè)都各有不同的實施標準，與無損檢驗和水壓試驗都無直接關聯(lián)，因此，NB/T 20312沒有涵蓋這三類專業(yè)。水壓試驗是在不損壞或破損設備的情況下檢查設備的耐壓強度、密封性或完整性，是特殊的無損檢驗方法。在水壓試驗過程中，較高的試驗壓力極易誘發(fā)未達記錄標準的細小缺陷擴展，甚至長成較大的超標缺陷，因此，通常要求核島承壓機械設備無損檢驗應在水壓試驗后實施。由此可見，核島機械設備無損檢驗和水壓試驗之間存在內在聯(lián)系，NB/T 20312對這兩種在役檢查專業(yè)制定了相互關聯(lián)的檢查規(guī)則。

7.2 在役檢查的最低要求

NB/T 20312的在役檢查規(guī)則綜合考慮了影響反應堆安全運行的主要因素，是開展核島機械設備無損檢驗、水壓試驗和顯示處理等在役檢查活動的最低要求，核電廠和其他核電在役檢查相關單位，應根據核島機械系統(tǒng)設備正常運行的安全和性能要求，制定各自相應的在役檢查技術、管理規(guī)程和標準，并確保制定的規(guī)程和標準的要求至少不低于NB/T 20312的相關規(guī)定。

7.3 資料性附錄一旦采用就轉化為強制性規(guī)定

NB/T 20312的每個資料性附錄是一個整體，為標準使用者提供了滿足標準相關要求的在役檢查管理和技術參考。標準使用者可以采用或不采用資料性附錄，但一旦采用，附錄中的條件、要求和參數(shù)等都轉化為強制性規(guī)定，標準使用者至少不能降低要求使用這些條件、要求和參數(shù)。

7.4 規(guī)范性附錄“缺陷的規(guī)則化”與資料性附錄“缺陷驗收表”的應用關系

按NB/T 20312標準實施在役檢查檢出的缺陷顯示，應按“附錄F(規(guī)范性附錄)缺陷的規(guī)則化”進行缺陷規(guī)則化處理，該缺陷顯示的驗收可以使用NB/T 20312的“附錄G(資料性附錄)缺陷驗收表”，也可使用其他合適的缺陷驗收標準。如果使用“附錄G(資料性附錄)缺陷驗收表”驗收缺陷顯示，則應首先按NB/T 20312的相關規(guī)則對缺陷顯示進行特征參數(shù)測量，然后按“附錄F(規(guī)范性附錄)缺陷的規(guī)則化”對缺陷顯示進行規(guī)則化處理，最后用規(guī)則化處理后的缺陷特征參數(shù)進行缺陷顯示的評定驗收。

8 結束語

規(guī)則研究制定的核電在役檢查規(guī)則吸收了國內外核電廠在役檢查的最新研究成果和實踐經驗、解決了EJ/T 1041在役檢查規(guī)則的內容簡化、要素缺失以及在應用中凸現(xiàn)出的相關問題，因此，具有一定的先進性和前瞻性，也較好地應答核電廠安全運行的更高要求和核電在役檢查的經驗反饋，滿足了HAD 103/07-1988提出的不斷提高、完善在役檢查技術和管理的要求。

制定的在役檢查規(guī)則基本涵蓋按我國GB/T 16702—1996和NB/T 20001標準以及其他等效標準建造的二代及二代改進型壓水堆核電廠的在役檢查活動，對這些核電廠的在役檢查具有一定的規(guī)范作用。另外，制定的規(guī)則也兼顧了其他堆型核電廠的在役檢查有關要求，因此，對其他堆型核電廠的在役檢查的實施具有借鑒或參照執(zhí)行的價值。

出于核電廠絕對安全運行的保守決策，制定的在役檢查規(guī)則存在檢查計劃范圍擴大之不足，今后應根據核電廠安全運行要求和在役檢查經驗積累進一步優(yōu)化完善。

編制的NB/T 20312標準涉及無損檢驗、壓力試驗和顯示處理等多個核電在役檢查專業(yè)以及目前國內相關壓水堆核電廠在役檢查廣泛應用的全部檢查方法和技術，要正確應用該標準的有關規(guī)則，需要準確理解這些規(guī)則的應用前提條件、適用范圍、技術要求和內在聯(lián)系等。本文能為標準使用者準確理解和有效應用該標準的在役檢查規(guī)則提供一些幫助。

[1] EJ/T 1041—1996，壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則.

[2] 陶于春.壓水堆核電站在役檢查用無損檢測技術發(fā)展概況，無損檢測，2009，31(12)：959-966.

[3] 蔡杰.EJ/T 1041—1996《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則》顯示處理規(guī)則的修訂，核標準計量與質量，2013，第4期(總第111期)：36-41.

[4] 蔡杰.EJ/T 1041—1996《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則》在役檢查計劃的修訂，核標準計量與質量，2014，第1期(總第114期)：20-25.

[5] 修炳林.在2013年能源行業(yè)核電標準化技術委員會秘書處工作會議上的講話，核標準計量與質量，2013，第4期(總第111期)：2-5.

[6] HAF 103—1998. 中華人民共和國核安全法規(guī)匯編.

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[11] GB/T 15761—1995，2×600MW壓水堆核電廠核島系統(tǒng)建造規(guī)范.

[12] NB/T 23012—2010，含缺陷核承壓設備完整性評定.

[13] RSE-M—1997(2005)，壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則.

[14] ASME-XI—1998核電廠設備在役檢查規(guī)則.

[15] NB/T 20312—2014，壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則.

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[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] 鄭暉，林樹青.超聲檢測[M]. 北京：中國勞動社會保障出版社，2008.

[21] NB/T 20312—2014，壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規(guī)則.

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，高級工程師，碩士，現(xiàn)從事核電在役檢查無損檢驗技術和規(guī)范研究工作

TL48

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0258-0918(2016)04-0449-10