國內外核電廠在役檢查標準體系對比

魏亞龍

摘 要：在役檢查是核電廠安全穩定運行的重要保證。本文首先介紹國外在役檢查標準體系的發展現狀，以美國ASME-XI卷和法國的RSE-M兩大在役檢查標準體系作為重點闡述對象;接著概括并且對比這兩大在役檢查標準體系之間的差異;其次論述我國核電廠在役檢查標準的發展現狀及存在的問題，最后對在役檢查的未來發展方向進行了闡述。

關鍵詞：在役檢查;ASME-XI;RSE-M;差異性

1、緒論

核電站的在役檢查是指核島機械部件或設備投入運行后所作的一種無損檢驗，其目的在于發現設備在制造過程中潛在缺陷的擴展，或者部件在運行過程中由于中子輻照，材料脆化和各種應力、疲勞、腐蝕等引起的活化或開裂等安全隱患問題。因此通過在役檢查的結果與役前檢測的結果相對比從而可以判斷設備的運行情況，是否需要更換或維修。由于在役檢查的費用相比于核電廠停堆維修的費用不是很多，并且在役檢查還對核電廠承壓邊界的完整性阻止放射性核素向外界釋放的重要作用，所以，對于核電站來說在役檢查是一項很重要的很有必要的檢查活動。

目前國際社會上的在役檢查規范標準主要有：

（1）美國ASME第XI卷《核電廠設備在役檢查規則》

（2）法國RSE-M《壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規則》

（3）德國KTA《輕水堆一回路部件周期檢驗規則》

（4）日本《輕水堆核電站在役檢查標準》

（5）加拿大CAN/CSA《重水堆核島機械設備在役檢查準則》

在國外核電廠在役檢查的論述中將著重對美國和法國的在役檢查規范進行對比分析。

2 ASME-XI卷的主要內容

①ASME規范第XI卷的內容主要包括三個大的方面，分別是輕水堆核電站的在役檢查準則、氣冷堆核電站的在役檢查和液態金屬冷卻快堆核電站的在役檢查準則，內容和技術都比較成熟全面，各國的在役檢查準則借鑒、總結、使用最多的。

②規范第XI卷的內容是根據規范第III卷內容，將核設備分為1級設備、2級設備、3級設備、鋼質安全殼、設備支承結構、等分章制定的。這樣就避免了兩種傾向的錯誤，分別是1、由于盲目的套用檢查規則致使檢查要求過高。2、對某些看似不重要的設備不做檢查要求，不制定檢查規則 。

③規范第XI卷除了對可達性設施、檢查方法、檢查頻次、缺陷評定程序等作了規定外，還對人員資格、職責范圍、報告要求、記錄保存、評定后的處理、修改要求以及更換部件的設計、生產、制造、安裝、調試和運行檢查也作了具體的規定。具體步驟如圖2。

④第XI卷有定局限性。輕水堆在役檢查主要適用于鐵素體材料（屈服強度不超過35kg/mm）厚度在100 mm以上的部件。以線彈性斷裂力學的基礎為評定方法是針對于超過允許缺陷問題。

3 RSE-M規范的主要內容

法國的核電法規標準體系也分多個層次：上游法令→基本安全導則（RFS）→核電規范和標準（RCC系列、RSE-M）RSE-M處在最末層，一方面，它具體落實了上游文件包括法令導則的要求，另一方面，在基本安全導則（RFS）中，也明確規定本國核電站核島機械部件的在役檢查按RSE-M執行。

RSE-M通篇只適用于壓水堆核電站，且專門針對于法國國內運行的核電堆型，具體是CP型（三環路、900MW）、P4型（四環路、1300MW）和N4型（四環路、1400MW）。

RSE-M分為A、B、C、D四冊，其中起著主導作用的是A冊。A冊是對所有設備在役檢查的通用規則。B冊是對一級設備的在役檢查規則;C冊是二級設備在役檢查規則;D冊是對三級設備的在役檢查規則。

4、關于ASME-XI卷和RSE-M的差異對比分析

ASME第Ⅺ卷和RSE-M在在役檢查方面都是比較有影響力的標準準則，主要從以下幾個方面做出比較，兩種規范的檢驗和檢查、缺陷評價、壓力試驗等。

關于規范使用范圍：ASME第Ⅺ卷的IWE分卷和IWL分卷分別是MC級和CC級金屬內襯設備檢查要求和CC級混凝土設備的檢查要求，RSE-M不涉及這兩方面的在役檢查相關要求;

關于檢驗和檢查：ASME第XI卷和RSE-M兩大在役檢查標準所使用的檢查方法大概分為一下幾種：1、目視2、滲透3、磁粉4、射線5、超聲6、渦流7、聲發射這其中方法。其中ASME第XI卷將這七種方法分類，超聲和射線檢查方法屬于體檢檢驗，滲透、渦流和磁粉屬于表面檢查方法，目視是單獨的一種方法;然而RSE-M卻將檢查方法分為：體檢檢查、表面檢查、目視檢查、He泄露檢查、聲發射檢查。

關于缺陷評價：ASME第XI卷的側重點和RSE-M的側重點有很大的不同;ASME偏重于驗收準則，但是，RSE-M則偏重于“顯示處理”具體的流程四個部分1、顯示鑒定 2、偏差分析 3、選擇處理方案 4、處理方案的實施。

在處理方案的選擇上面RSE-M相比較于ASME就要顯得傳統很多，例如產生一個材質降級缺陷時，即便這個缺陷不影響設備的運行且能滿足缺陷的驗收準則，但RSE-M的處理方式更傾向于在循環一個換料周期以內修理該缺陷。

5、我國核電廠在役檢查標準發展歷程和現狀以及存在的問題

我國現行使用的核電標準是在經歷3次大規模的編寫產生的，即①由秦山一期編制的36項《設計準則》②107項涉及300MW壓水堆的核電廠設備設計、安裝等技術條件的標準③對應法國系列的秦山二期編寫的46個“規范”類標準，我國核電廠在役檢查所存在的問題是：1、在役檢查標準技術包容能力尚需加強。2、在役檢查標準體系內容的系統性和先進性仍需提高。3、采用國外在役檢查標準需關注與我國環境的適應性。4、我國核電廠在役檢查標準體系的缺項很多、不完備、國內開展的驗證工作不夠。

6、在役檢查發展趨勢

在役檢查的發展趨勢主要考慮以下幾個方面：

1、安全殼的標準化：標準化結構的安全殼可減少檢驗人員的輻照劑量和節省檢驗時間。對萬千瓦級的PWR來說 ，可減少劑量25%，節省時間20%，對BWR來說可減少劑量35%，節省時間10%;

2、減少焊縫：采用大型鍛造結構后，將大大縮短焊縫長度，如100萬千瓦級的壓水反應堆容器可縮短 焊縫約30-40%，沸水反應堆容器可縮短10%;

3、外壁檢查：反應堆容器的在役檢查已有從內壁檢查向外壁檢查發展的趨勢。這樣可實現不停堆檢查和避免內壁不銹鋼堆焊層對超聲波衰減的嚴重影響;

4、缺陷評價 ：今后將趨向于根據指定的設計程序進行自動探傷，將發現的缺陷由計算機按允許缺陷標準進行評定，并提出處理意見。

7、總結

現如今我國自主研發的三代核電華龍一號技術以及成熟，也成為我國核出口的主要技術支撐。所以，為了方便我國核電技術的出口，必須要有我國自主研究的核電廠在役檢查標準體系。核電站在役檢查活動為保證核電站的質量和安全可靠運行， 起著至關重要的作用，在役檢查活動的無損檢測最終結果將直接關系到社會、公眾財產的安全， 所以必須對核電站在役檢查活動進行嚴格的質量控制， 特別是對實施過程進行嚴格的過程控制。

參考文獻：

[1] 王慶武《核電廠在役檢查探討》[A]秦山第三核電有限公司在役檢查科2008.3 .

[2] 上海工程設計研究院《ASME 第Ⅺ卷核電廠設備在役檢查規則》[J]秦山一期PSR管理組、質量管理處.

[3] 顧申杰1、田林1、尚恒2《中國核電標準體系建設思考》[Z]1.上海工程研究院2.上海發電設備成套設計研究院.

（中核國電漳州能源有限公司? 福建? 漳州? ?363300）