蔡 杰，聶 勇

(核動力運(yùn)行研究所，湖北武漢430223)

壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則研究

蔡 杰，聶 勇

(核動力運(yùn)行研究所，湖北武漢430223)

壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則研究是修訂和編制我國相關(guān)核電在役檢查標(biāo)準(zhǔn)的基礎(chǔ)和前提。本文簡介了在役檢查規(guī)則研究目標(biāo)、方法、主要內(nèi)容和結(jié)果以及在役檢查規(guī)則制定依據(jù)，簡述了規(guī)則研究相關(guān)主要問題的處理方法和結(jié)果，對比分析了依據(jù)研究結(jié)果編制的NB/T 20312標(biāo)準(zhǔn)與EJ/T 1041標(biāo)準(zhǔn)在役檢查規(guī)則的主要不同點(diǎn)，給出了準(zhǔn)確理解和正確應(yīng)用NB/T 20312標(biāo)準(zhǔn)有關(guān)在役檢查規(guī)則的提示和說明，為有效應(yīng)用該標(biāo)準(zhǔn)在役檢查規(guī)則提供重要參考。

壓水堆；標(biāo)準(zhǔn)；在役檢查；機(jī)械設(shè)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(biāo)準(zhǔn)主要是引用國外的相關(guān)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(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則》(RSE-M)等。為規(guī)范國內(nèi)相關(guān)壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查工程活動，確保核電廠安全穩(wěn)定運(yùn)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(jī)械設(shè)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(yīng)用，究其因不難發(fā)現(xiàn)：一個原因是，我國核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查一開始就采用了與核電廠設(shè)計、建造標(biāo)準(zhǔn)同體系的在役檢查標(biāo)準(zhǔn)，如RSE-M、ASME第XI卷等，這些標(biāo)準(zhǔn)經(jīng)過了國外相關(guān)核電廠在役檢查應(yīng)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(jī)械設(shè)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(jī)組而應(yīng)急編制的其國內(nèi)第一部核電在役檢查標(biāo)準(zhǔn)[2]，受法國當(dāng)時核電在役檢查實踐經(jīng)驗和技術(shù)管理水平局限，該標(biāo)準(zhǔn)存在規(guī)則要素缺失、內(nèi)容簡化等不足，這直接導(dǎo)致EJ/T 1041也存在規(guī)則要素和內(nèi)容“先天不足”[3,4]。

EJ/T 1041在國內(nèi)沒有得到應(yīng)用、也幾乎失去標(biāo)準(zhǔn)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(guān)注。2006年，我國核電進(jìn)入積極推進(jìn)、自主化發(fā)展階段，為順應(yīng)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(biāo)準(zhǔn)自主化建設(shè)、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(biāo)準(zhǔn)的呼聲。2009年，為促進(jìn)核電標(biāo)準(zhǔn)自主化建設(shè)快速發(fā)展，國家能源局發(fā)布了《關(guān)于2009年核電標(biāo)準(zhǔn)科研與制修訂計劃(第一批)的通知》，下達(dá)了“《壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則》(EJ/T 1041-1996)修訂”任務(wù)，并明確：此次修訂需瞄準(zhǔn)應(yīng)用、適用于國內(nèi)相關(guān)壓水堆核電廠、為將來編制國內(nèi)統(tǒng)一的核電在役檢查標(biāo)準(zhǔn)打基礎(chǔ)，做準(zhǔn)備。

眾所周知，標(biāo)準(zhǔn)修訂編寫是標(biāo)準(zhǔn)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(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則研究(簡稱規(guī)則研究)務(wù)必先行。

1 研究目標(biāo)

壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)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(jī)械設(shè)備無損檢驗和壓力試驗等活動的滿足一定安全性、先進(jìn)性和適用性的相關(guān)技術(shù)和管理的規(guī)定和準(zhǔn)則，對其研究就是要依據(jù)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)、實踐經(jīng)驗、技術(shù)成果和相關(guān)理論，制定這些規(guī)定和準(zhǔn)則，并確保按制定的規(guī)定和準(zhǔn)則實施在役檢查，能使受影響最嚴(yán)重的設(shè)備，即使產(chǎn)生較小缺陷也能在設(shè)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(fēng)險的要求[6]。為此，規(guī)則研究確立了如下主要研究目標(biāo)：

(1) 制定的規(guī)則適用于按我國GB/T 16702—1996和NB/T 20001標(biāo)準(zhǔn)以及其他等效標(biāo)準(zhǔn)建造的二代及二代改進(jìn)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(jī)械設(shè)備及其支承件，以及適用于失效后影響反應(yīng)堆正常運(yùn)行的一些非承壓機(jī)械設(shè)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(shù)規(guī)則應(yīng)涵蓋相關(guān)核電廠已成功應(yīng)用的檢查方法和技術(shù)，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(yīng)堆壓力容器(RPV)、蒸汽發(fā)生器(SG)和穩(wěn)壓器(PRZ)等關(guān)鍵設(shè)備的專用檢驗技術(shù)。壓力試驗規(guī)則應(yīng)蓋水壓試驗和泄漏試驗。

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

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

2 規(guī)則制定依據(jù)

2.1 核電法規(guī)、條例和導(dǎo)則

國內(nèi)相關(guān)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(yùn)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(shè)備監(jiān)督管理條例》(國務(wù)院令，第500號)對在役檢查活動依據(jù)及相關(guān)單位資質(zhì)和職責(zé)等[8]、《民用核安全設(shè)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(zhì)等[9]，都進(jìn)行了法令性規(guī)定。另外，國內(nèi)核電在役檢查相關(guān)導(dǎo)則對在役檢查實施和管理等提出了指導(dǎo)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(biāo)準(zhǔn)、結(jié)果評價、方法技術(shù)、組織管理等作了指導(dǎo)性說明[10]。國內(nèi)這些核電法規(guī)、條例和導(dǎo)則對在役檢查的規(guī)范實施具有較強(qiáng)的約束或指導(dǎo)性，因此，制定核電在役檢查規(guī)則不能背離、只能順應(yīng)這些法規(guī)、條例和導(dǎo)則，并滿足它們的規(guī)定和要求。

2.2 核電標(biāo)準(zhǔn)

國內(nèi)核電設(shè)備設(shè)計、制造、安裝和無損檢驗活動的相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)在技術(shù)上落實和體現(xiàn)了核安全法規(guī)對核電設(shè)備的安全要求，在發(fā)布實施后的一定時期內(nèi)具有技術(shù)先導(dǎo)和前行的作用，它們之間相互援引共同組成核電設(shè)備安全穩(wěn)定運(yùn)行的標(biāo)準(zhǔn)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(nèi)率先對核島機(jī)械設(shè)備系統(tǒng)的安全等級劃分進(jìn)行了技術(shù)性規(guī)定[11]、《含缺陷核承壓設(shè)備完整性評定》(NB/T 23012—2010)在國內(nèi)首次對核島承壓機(jī)械設(shè)備結(jié)構(gòu)完整性評定和驗收等進(jìn)行了技術(shù)性規(guī)定[12]。依據(jù)國內(nèi)相關(guān)核電行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)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(biāo)準(zhǔn)的技術(shù)支撐。

我國核電廠反應(yīng)堆堆型大多數(shù)與按RCC-M或ASME標(biāo)準(zhǔn)建造的反應(yīng)堆堆型相同或類似，這兩種反應(yīng)堆的國外在役檢查標(biāo)準(zhǔn)分別是RSE-M和ASME第XI卷。由于不斷補(bǔ)充本國核電在役檢查技術(shù)成果和實踐經(jīng)驗，如RSE-M的顯示處理流程：與1990版比對，1997版補(bǔ)充了“偏離項”“偽缺陷”“設(shè)備質(zhì)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(bǔ)充了“定量分析”“缺陷擴(kuò)展風(fēng)險評估”和“運(yùn)行者處理傾向”等處理步驟及流程[13]；ASME 第XI卷1985版補(bǔ)充了“奧氏體鋼管道缺陷驗收方法”，1999版補(bǔ)充了“壁厚不大于2 In.的容器的超聲檢驗”[14]等，這兩個標(biāo)準(zhǔn)的技術(shù)管理水平和安全可靠性世界領(lǐng)先，且具有較高的安全和技術(shù)認(rèn)可。因此，借鑒或引入RSE-M和ASME第XI卷的技術(shù)管理要素和內(nèi)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(rèn)可。

2.3 科研成果和實踐經(jīng)驗

不同于理論、方法和技術(shù)研究，規(guī)則研究和制定不能基于猜想、假設(shè)和試驗，只能基于科研成果和應(yīng)用經(jīng)驗。我國核電在役檢查經(jīng)過二十多年的技術(shù)研究和應(yīng)用實踐，取得了許多新的已獲成功應(yīng)用的技術(shù)成果，如反應(yīng)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(yīng)堆壓力容器指套管渦流檢驗等[15]，積累了大量實踐經(jīng)驗和國際核電同行經(jīng)驗反饋，如國內(nèi)相關(guān)核電廠多次修訂缺陷顯示處理規(guī)程，及時補(bǔ)充未達(dá)記錄閾值的某些危險類型顯示、含有超標(biāo)缺陷的設(shè)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(shè)備和部位等[4]。由于科研成果和實踐經(jīng)驗在核電在役檢查中應(yīng)用有助于直接排除或降低設(shè)備安全隱患，因此，依據(jù)最新科研成果和實踐經(jīng)驗制定在役檢查規(guī)則，能提高規(guī)則的先進(jìn)性和預(yù)防性。

3 研究方法

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

1) 調(diào)研國內(nèi)外核電在役檢查法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的最新規(guī)定和要求，并將有關(guān)規(guī)定和要求轉(zhuǎn)化為核電在役檢查規(guī)則的相關(guān)規(guī)定，或依據(jù)這些規(guī)定和要求擴(kuò)充相應(yīng)的在役檢查規(guī)則要素和內(nèi)容。

2) 對比分析國內(nèi)外核電在役檢查標(biāo)準(zhǔn)的技術(shù)指標(biāo)和要素，通過理論公式計算、試驗驗證和經(jīng)驗總結(jié)等方法，以設(shè)備安全性相對最大化為準(zhǔn)則，遴選這些標(biāo)準(zhǔn)的技術(shù)指標(biāo)規(guī)則值和先進(jìn)要素，并補(bǔ)入核電在役檢查規(guī)則。

3) 搜集整理國內(nèi)外已用于核電在役檢查的新技術(shù)和新經(jīng)驗，通過比對分析，確定新技術(shù)和新經(jīng)驗的相對安全性、先進(jìn)性和可靠性，以安全性高、技術(shù)領(lǐng)先、經(jīng)驗可靠為取向，將先進(jìn)適用的技術(shù)和經(jīng)驗補(bǔ)入核電在役檢查規(guī)則。

4 主要研究內(nèi)容

4.1 水壓試驗和泄漏試驗

核島系統(tǒng)設(shè)備水壓試驗和泄漏試驗是在不損壞系統(tǒng)設(shè)備的情況下檢驗系統(tǒng)設(shè)備的耐壓強(qiáng)度、密封性或完整性，是特殊的無損檢驗方法。相關(guān)設(shè)計建造標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定水壓試驗應(yīng)在高于最高設(shè)計壓力和溫度的合適水壓和溫度下進(jìn)行，泄漏試驗應(yīng)在不低于100%堆功率規(guī)定的系統(tǒng)運(yùn)行壓力和溫度下進(jìn)行，因此，系統(tǒng)設(shè)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(fēng)險，檢驗人員也存在生命安全風(fēng)險。規(guī)則研究針對避免或降低這些風(fēng)險制定了水壓試驗和泄漏試驗實施單位、時機(jī)和地點(diǎn)、推遲和免除、有效性，以及相關(guān)技術(shù)和管理等方面規(guī)定和要求，并對試驗進(jìn)度、范圍、邊界、水質(zhì)、壓力、溫度、瞬態(tài)統(tǒng)計及相關(guān)檢驗等進(jìn)行了明確規(guī)定。

4.2 檢驗方法

核島機(jī)械設(shè)備無損檢驗的對象有系統(tǒng)、設(shè)備、部件及設(shè)備支承。根據(jù)受檢對象的材質(zhì)、結(jié)構(gòu)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(jù)受檢對象材質(zhì)、結(jié)構(gòu)、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(guān)鍵設(shè)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(jī)械設(shè)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(guān)標(biāo)準(zhǔn)[16]，規(guī)則研究對符合該標(biāo)準(zhǔn)檢驗條件和要求的核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)備的一般性無損檢驗，確定直接使用該標(biāo)準(zhǔn)的檢驗方法和技術(shù)。由于核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)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(biāo)準(zhǔn)等補(bǔ)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(shè)備因內(nèi)部壓力高而存在破裂、甚至導(dǎo)致人員傷亡的高風(fēng)險，以及因設(shè)備結(jié)構(gòu)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(shù)對水壓試驗期間RPV和PRZ等設(shè)備實施動態(tài)監(jiān)測的相關(guān)規(guī)定。核島一回路系統(tǒng)的某些主設(shè)備，如RPV、SG等，由于設(shè)備結(jié)構(gòu)完整性要求很高，以及設(shè)備材質(zhì)、結(jié)構(gòu)和檢驗環(huán)境條件特殊等原因，NB/T 20003—2010的檢驗技術(shù)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(shù)，如RPV水下自動超聲檢驗、SG傳熱管自動渦流檢驗和二次側(cè)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(zé)雖不相同，但對在役檢查結(jié)果的質(zhì)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(jī)構(gòu)規(guī)范實施在役檢查的應(yīng)盡職責(zé)。核電在役檢查的客體是核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)備，其運(yùn)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(jù)《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(jī)械系統(tǒng)設(shè)備分為安全1、2、3級和非安全級(與GB/T 15761—1995標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)范等級劃分相同[11])，并對不同安全等級的系統(tǒng)設(shè)備制定了相應(yīng)的檢查范圍、頻度、時機(jī)、技術(shù)和接近方式等實施規(guī)則。

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

4.4 顯示處理

參考國內(nèi)外核電在役檢查標(biāo)準(zhǔn)顯示處理的技術(shù)管理規(guī)定，總結(jié)國內(nèi)相關(guān)核電廠在役檢查結(jié)果處理的流程和技術(shù)規(guī)程，規(guī)則研究制定了核電在役檢查結(jié)果處理和驗收的相關(guān)技術(shù)管理規(guī)則，主要包括顯示確認(rèn)、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(biāo)準(zhǔn)、含缺陷設(shè)備結(jié)構(gòu)完整性評定和驗收，以及驗收不合格設(shè)備的維修或更換等方面的規(guī)則要素和內(nèi)容。

4.5 修理和更換件的檢驗

核電廠服役期間的設(shè)備修理和更換與役前檢查之前的設(shè)備安裝具有許多相同的結(jié)構(gòu)特征和性能要求。因此，這些修理或更換過的設(shè)備在使用前，應(yīng)對其實施必要的水壓試驗和無損檢驗，以確保這些設(shè)備滿足相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的安全運(yùn)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(yīng)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(yīng)規(guī)定相同。

4.6 無損檢驗技術(shù)鑒定

我國核電在役檢查經(jīng)過二十年多的探索發(fā)展后，核電行業(yè)有關(guān)部門和專家都認(rèn)識到，要確保核電設(shè)備無損檢驗結(jié)果真實可靠，需對應(yīng)用的無損檢驗技術(shù)進(jìn)行鑒定。鑒于無損檢驗技術(shù)鑒定對確保核島機(jī)械設(shè)備無損檢驗結(jié)果可靠性至關(guān)重要，規(guī)則研究在借鑒RSE-M標(biāo)準(zhǔn)無損檢驗技術(shù)鑒定規(guī)則的基礎(chǔ)上，結(jié)合我國無損檢驗技術(shù)鑒定的經(jīng)驗反饋，對鑒定的類型、對象、范圍、方法、步驟、文件和試件等進(jìn)行了具體規(guī)定。

4.7 質(zhì)量保證

國務(wù)院令第500號《民用安全設(shè)備監(jiān)督管理條例》和國家環(huán)境保護(hù)總局令第43號《民用核安全設(shè)備設(shè)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(zhì)量監(jiān)督進(jìn)行了規(guī)定，HAF 003—1991《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》對核電在役檢查的質(zhì)量保證進(jìn)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(rèn)可，因此，規(guī)則研究確定直接引用這些法規(guī)的相關(guān)質(zhì)量保證規(guī)定，并規(guī)定核電在役檢查質(zhì)量保證和監(jiān)督應(yīng)按國家相關(guān)法規(guī)執(zhí)行。

5 研究結(jié)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(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則主要有：

1) 按檢查時機(jī)不同將檢查劃定為役前和在役檢查兩類，并制定相應(yīng)的檢查規(guī)則，因為核島機(jī)械設(shè)備和系統(tǒng)在安裝結(jié)束后商運(yùn)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(jié)構(gòu)強(qiáng)度和完整性滿足相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的要求。

2) 由于系統(tǒng)設(shè)備的功能、位置和構(gòu)造等不同，其安全風(fēng)險等級，受檢范圍、方法、頻度和強(qiáng)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(jī)械系統(tǒng)設(shè)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(shè)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(shè)備的不同檢查類型制定了相應(yīng)的在役檢查規(guī)則。

3) 根據(jù)我國核電在役檢查涉及的技術(shù)、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(shù)鑒定、顯示處理和驗收、修理和更換件的檢驗以及質(zhì)量保證7大部分，并對每個部分制定了相應(yīng)規(guī)則。

4) 對特定檢驗方法和技術(shù)、無損檢驗技術(shù)鑒定方法和流程、在役檢查實施計劃、顯示處理技術(shù)和驗收標(biāo)準(zhǔn)等的規(guī)則要求進(jìn)行了詳細(xì)規(guī)定，并制定了具體技術(shù)、計劃和設(shè)備結(jié)構(gòu)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(shè)備共同遵循的規(guī)則內(nèi)容整合為通用規(guī)則，對僅適用于某一安全等級系統(tǒng)設(shè)備的規(guī)則內(nèi)容制定為相應(yīng)的專用規(guī)則。由于非安全級設(shè)備的檢驗范圍、方法、頻度、時機(jī)等由核電廠根據(jù)實際情況自主確定，無強(qiáng)制要求，因此，規(guī)則研究沒有制定非安全級設(shè)備的專用規(guī)則。

5.2 標(biāo)準(zhǔn)修訂

依據(jù)規(guī)則研究結(jié)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(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則》。NB/T 20312由范圍、規(guī)范性引用文件、術(shù)語、通用規(guī)則、安全1、2、3級設(shè)備專用規(guī)則七個部分組成，其內(nèi)容結(jié)構(gòu)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(shù)鑒定和質(zhì)量保證。NB/T 20312的特定檢驗方法和技術(shù)、無損檢驗技術(shù)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(shù)和驗收標(biāo)準(zhǔn)等，都通過規(guī)范性或資料性附錄進(jìn)行規(guī)定。

圖1 NB/T 20312—2014標(biāo)準(zhǔn)內(nèi)容結(jié)構(gòu)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(guān)于壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查的行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)，從無到有，制定了核島機(jī)械設(shè)備無損檢驗和壓力試驗的規(guī)范實施規(guī)則，其結(jié)構(gòu)和內(nèi)容與圖1所示的標(biāo)準(zhǔn)結(jié)構(gòu)和內(nèi)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(bǔ)充檢驗和重復(fù)檢驗

NB/T 20312新增補(bǔ)充檢驗和重復(fù)檢驗兩項規(guī)則要求。

核島機(jī)械設(shè)備檢出超標(biāo)缺陷時，為確保檢驗結(jié)果真實可靠，需要有足夠的判據(jù)判定缺陷性質(zhì)和特征，此時，國內(nèi)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(shù)或其他檢驗方法對缺陷補(bǔ)充檢驗，避免誤判。另外，根據(jù)國內(nèi)外核電在役檢查經(jīng)驗反饋，當(dāng)抽檢設(shè)備檢出某類超標(biāo)缺陷時，運(yùn)行在相同工況下的類似設(shè)備極有可能在相同部位或區(qū)域產(chǎn)生類似缺陷。因此，NB/T 20312規(guī)定根據(jù)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(jī)組上的類似設(shè)備(或區(qū)域)進(jìn)行補(bǔ)充檢驗，以便及早發(fā)現(xiàn)這些類似設(shè)備上誘因相同的缺陷。

重復(fù)檢驗就是檢驗順序和技術(shù)在系統(tǒng)設(shè)備后續(xù)檢驗間隔內(nèi)保持不變的檢驗。通常情況下，缺陷驗收標(biāo)準(zhǔn)能確保含未超標(biāo)缺陷的設(shè)備，自缺陷檢出開始安全運(yùn)行下一個檢驗間隔。因此，系統(tǒng)設(shè)備在第一個檢驗間隔內(nèi)的實際檢驗順序和技術(shù)在后續(xù)檢驗間隔內(nèi)應(yīng)重復(fù)不變。另外，如果設(shè)備檢出超標(biāo)缺陷，但按相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)分析評定后確定該設(shè)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(shù)和要求對該設(shè)備含該缺陷部位重復(fù)檢驗。僅當(dāng)后續(xù)3個連續(xù)大修的檢驗結(jié)果能證明缺陷穩(wěn)定，則該設(shè)備的檢驗進(jìn)度可恢復(fù)到最初檢查計劃確定的檢驗進(jìn)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(nèi)相關(guān)核電廠現(xiàn)已實施的全部役前及在役檢查項目，致使該標(biāo)準(zhǔn)沒有規(guī)范部分核島機(jī)械設(shè)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(bǔ)充這兩個類別的相關(guān)在役檢查規(guī)則。

根據(jù)國內(nèi)外核電運(yùn)行及在役檢查經(jīng)驗反饋，某些未包含在完整和部分在役檢查范圍內(nèi)的安全2、3級承壓設(shè)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(yīng)實施在役檢查[17]，但檢查時機(jī)、范圍、方法和比例等由核電廠根據(jù)實際情況、需要和經(jīng)驗反饋等自主調(diào)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(shè)備，如堆內(nèi)構(gòu)件、控制棒束組件、主泵主軸等，其功能異?；蚴в绊懛磻?yīng)堆正常運(yùn)行甚至停堆，國內(nèi)外核電廠都要求對這些設(shè)備實施可能的檢查，即檢查時機(jī)、范圍、方法和比例等由營運(yùn)單位根據(jù)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(qiáng)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(yùn)行開始前進(jìn)行的完整在役檢查，這樣分類涵蓋了全部核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)備因安全運(yùn)行需要應(yīng)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(guān)規(guī)定與核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)備的完整性和安全預(yù)防性直接相關(guān)。在役檢查分類和計劃的相關(guān)規(guī)則應(yīng)能適用于全部核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)備的役前及在役檢查。

在役檢查計劃就是核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)備的在役檢查范圍、區(qū)域或部位、方法或技術(shù)、時機(jī)、間隔、接近方式和進(jìn)度等方面的安全合理規(guī)定，是NB/T 20312的核心規(guī)則內(nèi)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(bǔ)充許多檢驗項目、方法、要求以及設(shè)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(xì)規(guī)定了這兩類檢查計劃的相關(guān)檢驗項目、方法、要求和設(shè)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(jù)新的技術(shù)成果和實踐經(jīng)驗不斷補(bǔ)充完善，以滿足HAD103/07的相關(guān)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(guān)機(jī)械設(shè)備密封性和結(jié)構(gòu)完整性方面，具有技術(shù)成熟、方法獨(dú)特和難以替代等特點(diǎn)，在國內(nèi)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(shè)備局部或整體密封、完整性的無損檢驗方法，廣泛應(yīng)用于SG二次側(cè)、乏燃料儲罐等設(shè)備的整體密封性檢查、以及反應(yīng)堆燃料水池底部不銹鋼內(nèi)襯焊縫的局部滲漏檢查。NB/T 20312對SG二次側(cè)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(shù)。

聲發(fā)射監(jiān)測是通過監(jiān)測設(shè)備材料或泄漏部位發(fā)出的聲波信號，判斷設(shè)備材質(zhì)結(jié)構(gòu)發(fā)生突變或設(shè)備發(fā)生介質(zhì)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(yuǎn)距離動態(tài)監(jiān)測。聲發(fā)射監(jiān)測早已成功應(yīng)用于國內(nèi)外核電廠RPV和PRZ等設(shè)備的水壓試驗實時監(jiān)測，NB/T 20312根據(jù)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(yīng)監(jiān)測技術(shù)。

5.3.5 無損檢驗技術(shù)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(jī)構(gòu)鑒定認(rèn)可的無損檢驗技術(shù)才可以應(yīng)用于核島機(jī)械設(shè)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(shù)的鑒定論證和研究，并在2001版ASME規(guī)范中，對核島機(jī)械設(shè)備實施檢驗和對缺陷進(jìn)行定量的超聲檢驗規(guī)程、設(shè)備及人員等規(guī)定了相關(guān)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(shù)得到差別較大檢驗結(jié)果的情況。鑒于國外核電在役檢查標(biāo)準(zhǔn)對無損檢驗技術(shù)鑒定的強(qiáng)制規(guī)定，以及國內(nèi)核電行業(yè)對在役檢查結(jié)果可靠性的質(zhì)疑，NB/T 20312新增無損檢驗技術(shù)鑒定規(guī)則，通過資料性附錄推薦無損檢驗技術(shù)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(yīng)用中凸現(xiàn)出的主要問題[3]，NB/T 20312在吸收國內(nèi)外核電在役檢查顯示處理研究成果和實踐經(jīng)驗的基礎(chǔ)上，對EJ/T 1041顯示處理規(guī)則進(jìn)行了揚(yáng)棄、整合，并在顯示確認(rèn)、顯示分析、缺陷規(guī)則化、缺陷評定、缺陷處理和設(shè)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(shè)備完整性評定的相關(guān)規(guī)則，因此，該標(biāo)準(zhǔn)顯示處理規(guī)則能得到NB/T 23012—2010的技術(shù)支撐。

6 規(guī)則研究和修訂相關(guān)主要問題的處理

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

1) 規(guī)則研究和修訂的參考標(biāo)準(zhǔn)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(shù)參數(shù)等，這兩個標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)定和要求存在差異。如何選用參考標(biāo)準(zhǔn)的這些規(guī)則內(nèi)容，確保制定的規(guī)則具有較高的安全預(yù)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(biāo)準(zhǔn)設(shè)計建造的壓水反應(yīng)堆有多種類型，由于運(yùn)行工況、系統(tǒng)組成、設(shè)備結(jié)構(gòu)和材質(zhì)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(nèi)容制定所必須解決的另一個主要問題。

6.1 參考標(biāo)準(zhǔn)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(jù)理論公式計算結(jié)果和核安全性取高原則進(jìn)行處理，并確定采用核安全性高的標(biāo)準(zhǔn)的相關(guān)規(guī)定。下面以核安全一級設(shè)備焊縫超聲檢驗標(biāo)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(shè)備焊縫的超聲檢驗，ASME第五卷規(guī)定標(biāo)定孔孔徑依檢驗厚度不同而不同，RSE-M規(guī)定標(biāo)定孔孔徑在整個檢驗厚度范圍內(nèi)都為φ2mm，兩個標(biāo)準(zhǔn)要求的焊縫超聲檢驗標(biāo)定孔孔徑存在差異。另外，核安全一級設(shè)備焊縫超聲檢驗的記錄閾值，ASME-BPVC規(guī)定為標(biāo)定孔的超聲回波信號幅值的20%，RSE-M規(guī)定為標(biāo)定孔的超聲回波信號幅值的25%，兩個標(biāo)準(zhǔn)之間也存在差異。規(guī)則研究和修訂依據(jù)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(jù)記錄閾值的定義，計算出這兩個標(biāo)準(zhǔn)的焊縫超聲檢驗記錄閾值差，見表1。由表1列出的計算結(jié)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(biāo)準(zhǔn)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(shù)，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(shè)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(jù)焊縫超聲檢驗的相關(guān)理論，在信噪比和其他檢驗條件都相同時，標(biāo)定孔孔徑越小，相應(yīng)的超聲檢驗靈敏度和分辨率越高，檢驗技術(shù)和能力越強(qiáng)，由此得到的檢驗結(jié)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(biāo)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?zāi)芰蜋z驗結(jié)果的安全性分別高于按ASME實施焊縫超聲檢驗的檢驗?zāi)芰蜋z驗結(jié)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(shù)和能力的高低，NB/T 20312采用了RSE-M的核安全一級設(shè)備焊縫超聲檢驗的規(guī)則。

對于參考標(biāo)準(zhǔn)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(shù)驗證、應(yīng)用經(jīng)驗總結(jié)等方法進(jìn)行處理。

6.2 國內(nèi)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(dāng)長的一段時間內(nèi)，600MW、900MW和1000MW等二代、二代改和三代壓水反應(yīng)堆，將是我國主要服役堆型。這些反應(yīng)堆的設(shè)計和建造采用不同的技術(shù)路線和標(biāo)準(zhǔn)，如美國ASME、法國RCC-M、俄羅斯標(biāo)準(zhǔn)以及我國GB/T 16702—1996和NB/T 20001標(biāo)準(zhǔn)等，其系統(tǒng)組成、設(shè)備構(gòu)造和運(yùn)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(biāo)準(zhǔn)建造的壓水堆較多，但是，采用法國RCC-M和美國ASME標(biāo)準(zhǔn)建造的壓水反應(yīng)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(yīng)主要針對滿足這些反應(yīng)堆的在役檢查規(guī)則的要求。調(diào)研RSE-M的起源和發(fā)展可知，RSE-M是以ASME-BPVC為基礎(chǔ)，并補(bǔ)充大量法國核工業(yè)發(fā)展和技術(shù)研究成果以及核電在役檢查實踐經(jīng)驗后形成的、具有較高核安全性的核電在役檢查標(biāo)準(zhǔn)。對比ASME-BPVC和RSE-M的檢查計劃、記錄閾值等規(guī)則要素和內(nèi)容發(fā)現(xiàn)，除設(shè)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(biāo)準(zhǔn)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(yīng)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(jù)RSE-M，僅在RSE-M的某些規(guī)則要素的要求低于ASME的相應(yīng)規(guī)則要素的要求時，才采用ASME的相應(yīng)規(guī)定。其他技術(shù)路線壓水反應(yīng)堆的在役檢查標(biāo)準(zhǔn)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(nèi)按法國RCC-M、美國ASME設(shè)計建造的壓水反應(yīng)堆核電廠的在役檢查要求，并具有為實施按其他標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計建造的壓水反應(yīng)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(yīng)用提示及說明

NB/T 20312在役檢查規(guī)則涵蓋核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)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(guān)聯(lián)，對存在關(guān)聯(lián)的規(guī)則給出應(yīng)用提示和說明，有助于規(guī)則使用者準(zhǔn)確理解和正確應(yīng)用這些規(guī)則。本文著重提示和說明下列幾個規(guī)則的應(yīng)用。

7.1 無損檢驗和水壓試驗的規(guī)則

核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查主要包括無損檢驗、水壓試驗、性能測試、運(yùn)行監(jiān)督和設(shè)備維修等不同專業(yè)。性能測試、運(yùn)行監(jiān)督和設(shè)備維修等專業(yè)都各有不同的實施標(biāo)準(zhǔn)，與無損檢驗和水壓試驗都無直接關(guān)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(shè)備的情況下檢查設(shè)備的耐壓強(qiáng)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(dá)記錄標(biāo)準(zhǔn)的細(xì)小缺陷擴(kuò)展，甚至長成較大的超標(biāo)缺陷，因此，通常要求核島承壓機(jī)械設(shè)備無損檢驗應(yīng)在水壓試驗后實施。由此可見，核島機(jī)械設(shè)備無損檢驗和水壓試驗之間存在內(nèi)在聯(lián)系，NB/T 20312對這兩種在役檢查專業(yè)制定了相互關(guān)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(yīng)堆安全運(yùn)行的主要因素，是開展核島機(jī)械設(shè)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(guān)單位，應(yīng)根據(jù)核島機(jī)械系統(tǒng)設(shè)備正常運(yùn)行的安全和性能要求，制定各自相應(yīng)的在役檢查技術(shù)、管理規(guī)程和標(biāo)準(zhǔn)，并確保制定的規(guī)程和標(biāo)準(zhǔn)的要求至少不低于NB/T 20312的相關(guān)規(guī)定。

7.3 資料性附錄一旦采用就轉(zhuǎn)化為強(qiáng)制性規(guī)定

NB/T 20312的每個資料性附錄是一個整體，為標(biāo)準(zhǔn)使用者提供了滿足標(biāo)準(zhǔn)相關(guān)要求的在役檢查管理和技術(shù)參考。標(biāo)準(zhǔn)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(zhuǎn)化為強(qiáng)制性規(guī)定，標(biāo)準(zhǔn)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(yīng)用關(guān)系

按NB/T 20312標(biāo)準(zhǔn)實施在役檢查檢出的缺陷顯示，應(yīng)按“附錄F(規(guī)范性附錄)缺陷的規(guī)則化”進(jìn)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(biāo)準(zhǔn)。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(yīng)首先按NB/T 20312的相關(guān)規(guī)則對缺陷顯示進(jìn)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(jìn)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(jìn)行缺陷顯示的評定驗收。

8 結(jié)束語

規(guī)則研究制定的核電在役檢查規(guī)則吸收了國內(nèi)外核電廠在役檢查的最新研究成果和實踐經(jīng)驗、解決了EJ/T 1041在役檢查規(guī)則的內(nèi)容簡化、要素缺失以及在應(yīng)用中凸現(xiàn)出的相關(guān)問題，因此，具有一定的先進(jìn)性和前瞻性，也較好地應(yīng)答核電廠安全運(yùn)行的更高要求和核電在役檢查的經(jīng)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(shù)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(biāo)準(zhǔn)以及其他等效標(biāo)準(zhǔn)建造的二代及二代改進(jìn)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(guān)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(yùn)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(kuò)大之不足，今后應(yīng)根據(jù)核電廠安全運(yùn)行要求和在役檢查經(jīng)驗積累進(jìn)一步優(yōu)化完善。

編制的NB/T 20312標(biāo)準(zhǔn)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(nèi)相關(guān)壓水堆核電廠在役檢查廣泛應(yīng)用的全部檢查方法和技術(shù)，要正確應(yīng)用該標(biāo)準(zhǔn)的有關(guān)規(guī)則，需要準(zhǔn)確理解這些規(guī)則的應(yīng)用前提條件、適用范圍、技術(shù)要求和內(nèi)在聯(lián)系等。本文能為標(biāo)準(zhǔn)使用者準(zhǔn)確理解和有效應(yīng)用該標(biāo)準(zhǔn)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(jī)械設(shè)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(shù)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(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則》顯示處理規(guī)則的修訂，核標(biāo)準(zhǔn)計量與質(zhì)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(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則》在役檢查計劃的修訂，核標(biāo)準(zhǔn)計量與質(zhì)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(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會秘書處工作會議上的講話，核標(biāo)準(zhǔn)計量與質(zhì)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.

[7] HAF601民用核安全設(shè)備設(shè)計制造安裝和無損檢驗監(jiān)督管理規(guī)定.

[8] 民用核安全設(shè)備監(jiān)督管理條例(第500號)，2007.

[9] HAF602，民用核安全設(shè)備無損檢驗人員資格管理規(guī)定.

[10] HAD103/07，核電在役檢查.

[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(shè)備完整性評定.

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

[14] ASME-XI—1998核電廠設(shè)備在役檢查規(guī)則.

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

[16] NB/T 20003—2010，核電廠核島機(jī)械設(shè)備無損檢測.

[17] 法國核島設(shè)備設(shè)計、建造和在役檢查規(guī)則協(xié)會. RSE-M—1997(2005)壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則[S]. 法國：2005版.

[18] 國家核安全局. HAD 103/07—1988 核電廠在役檢查[S].北京：中國法制出版社，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] 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(jī)械設(shè)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(shù)和規(guī)范研究工作

TL48

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0258-0918(2016)04-0449-10