国内外核电厂在役检查标准体系对比

魏亚龙

摘 要：在役检查是核电厂安全稳定运行的重要保证。本文首先介绍国外在役检查标准体系的发展现状，以美国ASME-XI卷和法国的RSE-M两大在役检查标准体系作为重点阐述对象;接着概括并且对比这两大在役检查标准体系之间的差异;其次论述我国核电厂在役检查标准的发展现状及存在的问题，最后对在役检查的未来发展方向进行了阐述。

关键词：在役检查;ASME-XI;RSE-M;差异性

1、绪论

核电站的在役检查是指核岛机械部件或设备投入运行后所作的一种无损检验，其目的在于发现设备在制造过程中潜在缺陷的扩展，或者部件在运行过程中由于中子辐照，材料脆化和各种应力、疲劳、腐蚀等引起的活化或开裂等安全隐患问题。因此通过在役检查的结果与役前检测的结果相对比从而可以判断设备的运行情况，是否需要更换或维修。由于在役检查的费用相比于核电厂停堆维修的费用不是很多，并且在役检查还对核电厂承压边界的完整性阻止放射性核素向外界释放的重要作用，所以，对于核电站来说在役检查是一项很重要的很有必要的检查活动。

目前国际社会上的在役检查规范标准主要有：

（1）美国ASME第XI卷《核电厂设备在役检查规则》

（2）法国RSE-M《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》

（3）德国KTA《轻水堆一回路部件周期检验规则》

（4）日本《轻水堆核电站在役检查标准》

（5）加拿大CAN/CSA《重水堆核岛机械设备在役检查准则》

在国外核电厂在役检查的论述中将着重对美国和法国的在役检查规范进行对比分析。

2 ASME-XI卷的主要内容

①ASME规范第XI卷的内容主要包括三个大的方面，分别是轻水堆核电站的在役检查准则、气冷堆核电站的在役检查和液态金属冷却快堆核电站的在役检查准则，内容和技术都比较成熟全面，各国的在役检查准则借鉴、总结、使用最多的。

②规范第XI卷的内容是根据规范第III卷内容，将核设备分为1级设备、2级设备、3级设备、钢质安全壳、设备支承结构、等分章制定的。这样就避免了两种倾向的错误，分别是1、由于盲目的套用检查规则致使检查要求过高。2、对某些看似不重要的设备不做检查要求，不制定检查规则 。

③规范第XI卷除了对可达性设施、检查方法、检查频次、缺陷评定程序等作了规定外，还对人员资格、职责范围、报告要求、记录保存、评定后的处理、修改要求以及更换部件的设计、生产、制造、安装、调试和运行检查也作了具体的规定。具体步骤如图2。

④第XI卷有定局限性。轻水堆在役检查主要适用于铁素体材料（屈服强度不超过35kg/mm）厚度在100 mm以上的部件。以线弹性断裂力学的基础为评定方法是针对于超过允许缺陷问题。

3 RSE-M规范的主要内容

法国的核电法规标准体系也分多个层次：上游法令→基本安全导则（RFS）→核电规范和标准（RCC系列、RSE-M）RSE-M处在最末层，一方面，它具体落实了上游文件包括法令导则的要求，另一方面，在基本安全导则（RFS）中，也明确规定本国核电站核岛机械部件的在役检查按RSE-M执行。

RSE-M通篇只适用于压水堆核电站，且专门针对于法国国内运行的核电堆型，具体是CP型（三环路、900MW）、P4型（四环路、1300MW）和N4型（四環路、1400MW）。

RSE-M分为A、B、C、D四册，其中起着主导作用的是A册。A册是对所有设备在役检查的通用规则。B册是对一级设备的在役检查规则;C册是二级设备在役检查规则;D册是对三级设备的在役检查规则。

4、关于ASME-XI卷和RSE-M的差异对比分析

ASME第Ⅺ卷和RSE-M在在役检查方面都是比较有影响力的标准准则，主要从以下几个方面做出比较，两种规范的检验和检查、缺陷评价、压力试验等。

关于规范使用范围：ASME第Ⅺ卷的IWE分卷和IWL分卷分别是MC级和CC级金属内衬设备检查要求和CC级混凝土设备的检查要求，RSE-M不涉及这两方面的在役检查相关要求;

关于检验和检查：ASME第XI卷和RSE-M两大在役检查标准所使用的检查方法大概分为一下几种：1、目视2、渗透3、磁粉4、射线5、超声6、涡流7、声发射这其中方法。其中ASME第XI卷将这七种方法分类，超声和射线检查方法属于体检检验，渗透、涡流和磁粉属于表面检查方法，目视是单独的一种方法;然而RSE-M却将检查方法分为：体检检查、表面检查、目视检查、He泄露检查、声发射检查。

关于缺陷评价：ASME第XI卷的侧重点和RSE-M的侧重点有很大的不同;ASME偏重于验收准则，但是，RSE-M则偏重于“显示处理”具体的流程四个部分1、显示鉴定 2、偏差分析 3、选择处理方案 4、处理方案的实施。

在处理方案的选择上面RSE-M相比较于ASME就要显得传统很多，例如产生一个材质降级缺陷时，即便这个缺陷不影响设备的运行且能满足缺陷的验收准则，但RSE-M的处理方式更倾向于在循环一个换料周期以内修理该缺陷。

5、我国核电厂在役检查标准发展历程和现状以及存在的问题

我国现行使用的核电标准是在经历3次大规模的编写产生的，即①由秦山一期编制的36项《设计准则》②107项涉及300MW压水堆的核电厂设备设计、安装等技术条件的标准③对应法国系列的秦山二期编写的46个“规范”类标准，我国核电厂在役检查所存在的问题是：1、在役检查标准技术包容能力尚需加强。2、在役检查标准体系内容的系统性和先进性仍需提高。3、采用国外在役检查标准需关注与我国环境的适应性。4、我国核电厂在役检查标准体系的缺项很多、不完备、国内开展的验证工作不够。

6、在役检查发展趋势

在役检查的发展趋势主要考虑以下几个方面：

1、安全壳的标准化：标准化结构的安全壳可减少检验人员的辐照剂量和节省检验时间。对万千瓦级的PWR来说 ，可减少剂量25%，节省时间20%，对BWR来说可减少剂量35%，节省时间10%;

2、减少焊缝：采用大型锻造结构后，将大大缩短焊缝长度，如100万千瓦级的压水反应堆容器可缩短 焊缝约30-40%，沸水反应堆容器可缩短10%;

3、外壁检查：反应堆容器的在役检查已有从内壁检查向外壁检查发展的趋势。这样可实现不停堆检查和避免内壁不锈钢堆焊层对超声波衰减的严重影响;

4、缺陷评价 ：今后将趋向于根据指定的设计程序进行自动探伤，将发现的缺陷由计算机按允许缺陷标准进行评定，并提出处理意见。

7、总结

现如今我国自主研发的三代核电华龙一号技术以及成熟，也成为我国核出口的主要技术支撑。所以，为了方便我国核电技术的出口，必须要有我国自主研究的核电厂在役检查标准体系。核电站在役检查活动为保证核电站的质量和安全可靠运行， 起着至关重要的作用，在役检查活动的无损检测最终结果将直接关系到社会、公众财产的安全， 所以必须对核电站在役检查活动进行严格的质量控制， 特别是对实施过程进行严格的过程控制。

参考文献：

[1] 王庆武《核电厂在役检查探讨》[A]秦山第三核电有限公司在役检查科2008.3 .

[2] 上海工程设计研究院《ASME 第Ⅺ卷核电厂设备在役检查规则》[J]秦山一期PSR管理组、质量管理处.

[3] 顾申杰1、田林1、尚恒2《中国核电标准体系建设思考》[Z]1.上海工程研究院2.上海发电设备成套设计研究院.

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