工程檔案在核電廠設備質量驗證中的應用

喬木　張春來

摘 要：該文以某核電廠設備為例，介紹完工報告、監(jiān)理文件以及存檔試樣等工程檔案在設備質量再驗證中的應用。

關鍵詞：設備工程檔案 設備完工報告 Z2CND18-12N 高溫拉伸屈服強度 第三方檢驗

中圖分類號：TM62 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2014）01（c）-0110-02

Abstract：Taking an equipment used in nuclear power plant as an example，illustrates the application of project archives，such as end of manufacturing report，surveillance report and archive sample，in re-verifying for equipment quality.

Key words：project archives end of manufacturing report Z2CN18-12N yield strength of high temperature tensile

核電廠設備工程檔案包含設備完工報告、監(jiān)理文件、竣工圖、保存期限內的存檔試樣等。設備工程檔案是設備制造過程的全面記錄，是設備實體形成的真實記載和反映。它不僅在制造過程中對質量評定、事故原因分析、設備驗收等工作具有重要作用，而且在設備安裝后的運行和管理工作中，也是不可缺少的依據(jù)。核能，作為當今世界安全高效的能源得到了廣泛應用，而安全則是核電廠的生命，特別是在福島核事故之后，核電廠的安全更是受到了營運單位、建設單位、核安全監(jiān)管機構和社會公眾的極大關注。核電廠設備工程檔案作為核質保體系中的一個重要組成部分，在需要對核電廠設備的制造過程和質量進行驗證時可以起到極其關鍵的作用。

1 事件背景

2009年7月，某核電廠工程部門接獲反饋，某試驗室發(fā)現(xiàn)有一批號由某供應商供貨的牌號為Z2CND18-12N的鋼管試料存在350 ℃下高溫拉伸屈服強度明顯偏低且數(shù)值離散度較大的現(xiàn)象。鑒于此供應商曾向該核電廠提供了相同材質的鋼管，為核實供應商向該核電廠實際供貨的同材質鋼管質量，核電廠工程部門決定對所有由該供應商供貨的鋼管完工報告以及供應商存檔試樣進行詳細驗證。

2 驗證方案

核電廠工程部門擬通過對完工報告和監(jiān)理文件的核查以及對供應商存檔試樣進行復驗等三種方式相結合的手段來完成質量驗證工作。

2.1 設備完工報告核查

在接獲該質量反饋后，核電廠工程部門首先對由該供應商向核電廠供貨的所有同材質的鋼管完工報告進行了核查。

根據(jù)鋼管采購技術規(guī)格書，涉及Z2CN D18-12N不銹鋼材質的鋼管共有5個規(guī)格，計9個批次。通過對完工報告的檢查發(fā)現(xiàn)，完工報告中高溫拉伸屈服強度值介于185～265MPa之間，具體分布見圖1。圖1中，黃線為完工報告中350℃下高溫拉伸屈服強度值曲線，紅線為RCC-M要求值。由圖1可見，完工報告中高溫拉伸的屈服強度值均高于RCC-M最小要求值[1]。

2.2 監(jiān)理文件核查

涉及該供應商的鋼管共有9個批次。其中，監(jiān)理單位的監(jiān)督員出席了其中8個爐批號的高溫拉伸試驗見證，見證率達89%。相應的監(jiān)督行動報告顯示，試驗數(shù)值與完工報告吻合，見證記錄完整。

2.3 工廠驗證

2.3.1 試樣保存室查勘

隨后，監(jiān)理單位對供應商的存檔試樣行了現(xiàn)場檢查。經查，供應商試樣保存室中有關該核電廠的Z2CND18-12N材質的試樣保存齊全。

（2）補充高溫拉伸試驗的試樣制備

由于供應商并未留有可供再次復驗的空白試料，且由于此9批鋼管制造于2006年—2007年，現(xiàn)無法找到同批次同材質的鋼管可供復驗，因此采用經壓扁試驗后的試樣制作高溫拉伸試樣進行補充高溫拉伸性能試驗。壓扁試樣的尺寸規(guī)格為Ф323.9 mm×28.58 mm，其直邊部位經機加工后能夠滿足制備標準拉伸試樣的要求。由于此試樣的直邊部位在壓扁試驗中屬于自由表面，因此，試樣受壓扁試驗的影響可以忽略不計。

可供制備拉伸試驗試樣的爐批號共有3個，分別從此3個爐批號的壓扁試樣上截取試塊后制備2組高溫拉伸標準試樣[2]。另外制備2組試樣供晶粒度復驗使用。其中，一組試樣由供應商進行復查，另外一組試樣送往第三方檢驗。

在試樣加工時去除了表面硬化層，所有高溫拉伸試樣均為橫向試樣，與原始產品試樣取樣方向一致。

2.3.2 供應商復驗結果

供應商對采用壓扁試樣制備的2組拉伸試樣和金相試樣中的其中1組進行了試驗。

圖2和圖3分別為供應商的高溫拉伸屈服強度和抗拉強度的復驗結果及與完工報告中數(shù)值對比。復驗的3個爐批號的高溫拉伸屈服強度與完工報告中的數(shù)值相比較大，增幅約為9%～40%。高溫拉伸的抗拉強度值與完工報告中的數(shù)值基本上一致，偏離率僅為1%以下。

經金相分析，試樣的晶粒度為4～5級，符合采購要求關于晶粒度不粗于2級的要求。晶粒度復驗金相照片見圖4。

2.3.3 第三方復驗結果

第三方復驗結果與完工報告值對比見表1。高溫拉伸試驗的屈服強度值與完工報告值偏離度小于1%，抗拉強度值與完工報告值偏離約1%～4%。晶粒度為4.0～5.5級，符合合同不粗于2.0級的要求。

第三方復驗值、供應商復驗值、完工報告值與要求值的對比見圖5和圖6。

2.3.4 驗證結果

通過對比供應商的完工報告屈服強度值、抗拉強度值與本次供應商復驗值及第三方檢驗復驗值比較可以看出：

（1）所有復驗值均高于合同要求值。

（2）復驗值均略高于或等于完工報告值；

（3）第三方檢驗數(shù)值更接近完工報告值。個別數(shù)值的偏離可能與偶然性誤差有關。

鑒于實際制造過程中的文件完整性和實際見證記錄的一致性，完工報告值與供應商復驗值的一致性，排除了因供應商的試驗設備和人員等因素造成重大系統(tǒng)性誤差的可能性。結合第三方復驗報告，可以認定供應商所供的該核電廠Z2CND18-12N管道在高溫拉伸性能上是符合采購規(guī)格書要求的。

3 結語

在本次質量驗證中，設備的完工報告、監(jiān)理單位監(jiān)督員的監(jiān)督行動報告以及制造廠的存檔試樣對質量驗證起到了至關重要的作用，避免了因無余料可供試驗而不得已從已完成安裝的管道上截取試料進行試驗的困境。

核電廠設備工程檔案對設備質量驗證、事故原因分析、索賠與反索賠、設備驗收等各個環(huán)節(jié)都具有極其重要的作用。在某些情況下，甚至是決定性的作用。因此，核電廠營運單位、建設單位、監(jiān)理單位、設備供應商和相關工程人員必須對設備的工程檔案管理加以足夠的重視。

參考文獻

[1] AFCEN.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Power Plants. [S.I.]：[s.n.]， 2000.

[2] GB/T 2975-1998鋼及鋼產品力學性能試驗取樣位置和試樣制備.endprint

摘 要：該文以某核電廠設備為例，介紹完工報告、監(jiān)理文件以及存檔試樣等工程檔案在設備質量再驗證中的應用。

關鍵詞：設備工程檔案 設備完工報告 Z2CND18-12N 高溫拉伸屈服強度 第三方檢驗

中圖分類號：TM62 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2014）01（c）-0110-02

Abstract：Taking an equipment used in nuclear power plant as an example，illustrates the application of project archives，such as end of manufacturing report，surveillance report and archive sample，in re-verifying for equipment quality.

Key words：project archives end of manufacturing report Z2CN18-12N yield strength of high temperature tensile

核電廠設備工程檔案包含設備完工報告、監(jiān)理文件、竣工圖、保存期限內的存檔試樣等。設備工程檔案是設備制造過程的全面記錄，是設備實體形成的真實記載和反映。它不僅在制造過程中對質量評定、事故原因分析、設備驗收等工作具有重要作用，而且在設備安裝后的運行和管理工作中，也是不可缺少的依據(jù)。核能，作為當今世界安全高效的能源得到了廣泛應用，而安全則是核電廠的生命，特別是在福島核事故之后，核電廠的安全更是受到了營運單位、建設單位、核安全監(jiān)管機構和社會公眾的極大關注。核電廠設備工程檔案作為核質保體系中的一個重要組成部分，在需要對核電廠設備的制造過程和質量進行驗證時可以起到極其關鍵的作用。

1 事件背景

2009年7月，某核電廠工程部門接獲反饋，某試驗室發(fā)現(xiàn)有一批號由某供應商供貨的牌號為Z2CND18-12N的鋼管試料存在350 ℃下高溫拉伸屈服強度明顯偏低且數(shù)值離散度較大的現(xiàn)象。鑒于此供應商曾向該核電廠提供了相同材質的鋼管，為核實供應商向該核電廠實際供貨的同材質鋼管質量，核電廠工程部門決定對所有由該供應商供貨的鋼管完工報告以及供應商存檔試樣進行詳細驗證。

2 驗證方案

核電廠工程部門擬通過對完工報告和監(jiān)理文件的核查以及對供應商存檔試樣進行復驗等三種方式相結合的手段來完成質量驗證工作。

2.1 設備完工報告核查

在接獲該質量反饋后，核電廠工程部門首先對由該供應商向核電廠供貨的所有同材質的鋼管完工報告進行了核查。

根據(jù)鋼管采購技術規(guī)格書，涉及Z2CN D18-12N不銹鋼材質的鋼管共有5個規(guī)格，計9個批次。通過對完工報告的檢查發(fā)現(xiàn)，完工報告中高溫拉伸屈服強度值介于185～265MPa之間，具體分布見圖1。圖1中，黃線為完工報告中350℃下高溫拉伸屈服強度值曲線，紅線為RCC-M要求值。由圖1可見，完工報告中高溫拉伸的屈服強度值均高于RCC-M最小要求值[1]。

2.2 監(jiān)理文件核查

涉及該供應商的鋼管共有9個批次。其中，監(jiān)理單位的監(jiān)督員出席了其中8個爐批號的高溫拉伸試驗見證，見證率達89%。相應的監(jiān)督行動報告顯示，試驗數(shù)值與完工報告吻合，見證記錄完整。

2.3 工廠驗證

2.3.1 試樣保存室查勘

隨后，監(jiān)理單位對供應商的存檔試樣行了現(xiàn)場檢查。經查，供應商試樣保存室中有關該核電廠的Z2CND18-12N材質的試樣保存齊全。

（2）補充高溫拉伸試驗的試樣制備

由于供應商并未留有可供再次復驗的空白試料，且由于此9批鋼管制造于2006年—2007年，現(xiàn)無法找到同批次同材質的鋼管可供復驗，因此采用經壓扁試驗后的試樣制作高溫拉伸試樣進行補充高溫拉伸性能試驗。壓扁試樣的尺寸規(guī)格為Ф323.9 mm×28.58 mm，其直邊部位經機加工后能夠滿足制備標準拉伸試樣的要求。由于此試樣的直邊部位在壓扁試驗中屬于自由表面，因此，試樣受壓扁試驗的影響可以忽略不計。

可供制備拉伸試驗試樣的爐批號共有3個，分別從此3個爐批號的壓扁試樣上截取試塊后制備2組高溫拉伸標準試樣[2]。另外制備2組試樣供晶粒度復驗使用。其中，一組試樣由供應商進行復查，另外一組試樣送往第三方檢驗。

在試樣加工時去除了表面硬化層，所有高溫拉伸試樣均為橫向試樣，與原始產品試樣取樣方向一致。

2.3.2 供應商復驗結果

供應商對采用壓扁試樣制備的2組拉伸試樣和金相試樣中的其中1組進行了試驗。

圖2和圖3分別為供應商的高溫拉伸屈服強度和抗拉強度的復驗結果及與完工報告中數(shù)值對比。復驗的3個爐批號的高溫拉伸屈服強度與完工報告中的數(shù)值相比較大，增幅約為9%～40%。高溫拉伸的抗拉強度值與完工報告中的數(shù)值基本上一致，偏離率僅為1%以下。

經金相分析，試樣的晶粒度為4～5級，符合采購要求關于晶粒度不粗于2級的要求。晶粒度復驗金相照片見圖4。

2.3.3 第三方復驗結果

第三方復驗結果與完工報告值對比見表1。高溫拉伸試驗的屈服強度值與完工報告值偏離度小于1%，抗拉強度值與完工報告值偏離約1%～4%。晶粒度為4.0～5.5級，符合合同不粗于2.0級的要求。

第三方復驗值、供應商復驗值、完工報告值與要求值的對比見圖5和圖6。

2.3.4 驗證結果

通過對比供應商的完工報告屈服強度值、抗拉強度值與本次供應商復驗值及第三方檢驗復驗值比較可以看出：

（1）所有復驗值均高于合同要求值。

（2）復驗值均略高于或等于完工報告值；

（3）第三方檢驗數(shù)值更接近完工報告值。個別數(shù)值的偏離可能與偶然性誤差有關。

鑒于實際制造過程中的文件完整性和實際見證記錄的一致性，完工報告值與供應商復驗值的一致性，排除了因供應商的試驗設備和人員等因素造成重大系統(tǒng)性誤差的可能性。結合第三方復驗報告，可以認定供應商所供的該核電廠Z2CND18-12N管道在高溫拉伸性能上是符合采購規(guī)格書要求的。

3 結語

在本次質量驗證中，設備的完工報告、監(jiān)理單位監(jiān)督員的監(jiān)督行動報告以及制造廠的存檔試樣對質量驗證起到了至關重要的作用，避免了因無余料可供試驗而不得已從已完成安裝的管道上截取試料進行試驗的困境。

核電廠設備工程檔案對設備質量驗證、事故原因分析、索賠與反索賠、設備驗收等各個環(huán)節(jié)都具有極其重要的作用。在某些情況下，甚至是決定性的作用。因此，核電廠營運單位、建設單位、監(jiān)理單位、設備供應商和相關工程人員必須對設備的工程檔案管理加以足夠的重視。

參考文獻

[1] AFCEN.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Power Plants. [S.I.]：[s.n.]， 2000.

[2] GB/T 2975-1998鋼及鋼產品力學性能試驗取樣位置和試樣制備.endprint

摘 要：該文以某核電廠設備為例，介紹完工報告、監(jiān)理文件以及存檔試樣等工程檔案在設備質量再驗證中的應用。

關鍵詞：設備工程檔案 設備完工報告 Z2CND18-12N 高溫拉伸屈服強度 第三方檢驗

中圖分類號：TM62 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2014）01（c）-0110-02

Abstract：Taking an equipment used in nuclear power plant as an example，illustrates the application of project archives，such as end of manufacturing report，surveillance report and archive sample，in re-verifying for equipment quality.

Key words：project archives end of manufacturing report Z2CN18-12N yield strength of high temperature tensile

核電廠設備工程檔案包含設備完工報告、監(jiān)理文件、竣工圖、保存期限內的存檔試樣等。設備工程檔案是設備制造過程的全面記錄，是設備實體形成的真實記載和反映。它不僅在制造過程中對質量評定、事故原因分析、設備驗收等工作具有重要作用，而且在設備安裝后的運行和管理工作中，也是不可缺少的依據(jù)。核能，作為當今世界安全高效的能源得到了廣泛應用，而安全則是核電廠的生命，特別是在福島核事故之后，核電廠的安全更是受到了營運單位、建設單位、核安全監(jiān)管機構和社會公眾的極大關注。核電廠設備工程檔案作為核質保體系中的一個重要組成部分，在需要對核電廠設備的制造過程和質量進行驗證時可以起到極其關鍵的作用。

1 事件背景

2009年7月，某核電廠工程部門接獲反饋，某試驗室發(fā)現(xiàn)有一批號由某供應商供貨的牌號為Z2CND18-12N的鋼管試料存在350 ℃下高溫拉伸屈服強度明顯偏低且數(shù)值離散度較大的現(xiàn)象。鑒于此供應商曾向該核電廠提供了相同材質的鋼管，為核實供應商向該核電廠實際供貨的同材質鋼管質量，核電廠工程部門決定對所有由該供應商供貨的鋼管完工報告以及供應商存檔試樣進行詳細驗證。

2 驗證方案

核電廠工程部門擬通過對完工報告和監(jiān)理文件的核查以及對供應商存檔試樣進行復驗等三種方式相結合的手段來完成質量驗證工作。

2.1 設備完工報告核查

在接獲該質量反饋后，核電廠工程部門首先對由該供應商向核電廠供貨的所有同材質的鋼管完工報告進行了核查。

根據(jù)鋼管采購技術規(guī)格書，涉及Z2CN D18-12N不銹鋼材質的鋼管共有5個規(guī)格，計9個批次。通過對完工報告的檢查發(fā)現(xiàn)，完工報告中高溫拉伸屈服強度值介于185～265MPa之間，具體分布見圖1。圖1中，黃線為完工報告中350℃下高溫拉伸屈服強度值曲線，紅線為RCC-M要求值。由圖1可見，完工報告中高溫拉伸的屈服強度值均高于RCC-M最小要求值[1]。

2.2 監(jiān)理文件核查

涉及該供應商的鋼管共有9個批次。其中，監(jiān)理單位的監(jiān)督員出席了其中8個爐批號的高溫拉伸試驗見證，見證率達89%。相應的監(jiān)督行動報告顯示，試驗數(shù)值與完工報告吻合，見證記錄完整。

2.3 工廠驗證

2.3.1 試樣保存室查勘

隨后，監(jiān)理單位對供應商的存檔試樣行了現(xiàn)場檢查。經查，供應商試樣保存室中有關該核電廠的Z2CND18-12N材質的試樣保存齊全。

（2）補充高溫拉伸試驗的試樣制備

由于供應商并未留有可供再次復驗的空白試料，且由于此9批鋼管制造于2006年—2007年，現(xiàn)無法找到同批次同材質的鋼管可供復驗，因此采用經壓扁試驗后的試樣制作高溫拉伸試樣進行補充高溫拉伸性能試驗。壓扁試樣的尺寸規(guī)格為Ф323.9 mm×28.58 mm，其直邊部位經機加工后能夠滿足制備標準拉伸試樣的要求。由于此試樣的直邊部位在壓扁試驗中屬于自由表面，因此，試樣受壓扁試驗的影響可以忽略不計。

可供制備拉伸試驗試樣的爐批號共有3個，分別從此3個爐批號的壓扁試樣上截取試塊后制備2組高溫拉伸標準試樣[2]。另外制備2組試樣供晶粒度復驗使用。其中，一組試樣由供應商進行復查，另外一組試樣送往第三方檢驗。

在試樣加工時去除了表面硬化層，所有高溫拉伸試樣均為橫向試樣，與原始產品試樣取樣方向一致。

2.3.2 供應商復驗結果

供應商對采用壓扁試樣制備的2組拉伸試樣和金相試樣中的其中1組進行了試驗。

圖2和圖3分別為供應商的高溫拉伸屈服強度和抗拉強度的復驗結果及與完工報告中數(shù)值對比。復驗的3個爐批號的高溫拉伸屈服強度與完工報告中的數(shù)值相比較大，增幅約為9%～40%。高溫拉伸的抗拉強度值與完工報告中的數(shù)值基本上一致，偏離率僅為1%以下。

經金相分析，試樣的晶粒度為4～5級，符合采購要求關于晶粒度不粗于2級的要求。晶粒度復驗金相照片見圖4。

2.3.3 第三方復驗結果

第三方復驗結果與完工報告值對比見表1。高溫拉伸試驗的屈服強度值與完工報告值偏離度小于1%，抗拉強度值與完工報告值偏離約1%～4%。晶粒度為4.0～5.5級，符合合同不粗于2.0級的要求。

第三方復驗值、供應商復驗值、完工報告值與要求值的對比見圖5和圖6。

2.3.4 驗證結果

通過對比供應商的完工報告屈服強度值、抗拉強度值與本次供應商復驗值及第三方檢驗復驗值比較可以看出：

（1）所有復驗值均高于合同要求值。

（2）復驗值均略高于或等于完工報告值；

（3）第三方檢驗數(shù)值更接近完工報告值。個別數(shù)值的偏離可能與偶然性誤差有關。

鑒于實際制造過程中的文件完整性和實際見證記錄的一致性，完工報告值與供應商復驗值的一致性，排除了因供應商的試驗設備和人員等因素造成重大系統(tǒng)性誤差的可能性。結合第三方復驗報告，可以認定供應商所供的該核電廠Z2CND18-12N管道在高溫拉伸性能上是符合采購規(guī)格書要求的。

3 結語

在本次質量驗證中，設備的完工報告、監(jiān)理單位監(jiān)督員的監(jiān)督行動報告以及制造廠的存檔試樣對質量驗證起到了至關重要的作用，避免了因無余料可供試驗而不得已從已完成安裝的管道上截取試料進行試驗的困境。

核電廠設備工程檔案對設備質量驗證、事故原因分析、索賠與反索賠、設備驗收等各個環(huán)節(jié)都具有極其重要的作用。在某些情況下，甚至是決定性的作用。因此，核電廠營運單位、建設單位、監(jiān)理單位、設備供應商和相關工程人員必須對設備的工程檔案管理加以足夠的重視。

參考文獻

[1] AFCEN.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Power Plants. [S.I.]：[s.n.]， 2000.

[2] GB/T 2975-1998鋼及鋼產品力學性能試驗取樣位置和試樣制備.endprint