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核电厂在役检查大纲的格式和内容核电厂在役检查大纲的格式和内容 （征求意见稿）（征求意见稿） 机械科学研究总院机械科学研究总院 核设备安全与可靠性中心核设备安全与可靠性中心 二零零八年九月十日二零零八年九月十日 1 编编 制制 说说 明明 本文件是在参考了国家核安全局颁布的核安全导则（HAD103/07－88） 、在大量调 研了国内各核电站役前及在役检查情况的基础上， 为规划国内各核电站的在役检查大纲 活动而编制的 本文件所述的在役检查主要是指营运单位在运行寿期内所从事的对重要系统和设 备的无损检验活动，其涵盖的无损检验方法主要为目视检查（VT） 、渗透检查（PT） 、 磁粉检查 （MT） 、 超声检查 （UT） 、 射线检查 （RT） 、 涡流检查 （ET） 以及泄漏检查 （LT） 等七种，而运行期间的压力试验、松动件监测、振动测量、材料辐照监督等内容不包括 在本文件定义的在役检查范围之内 本文件主要针对压水堆核电厂的在役检查特点制订适用于重水堆、快中子堆、气 冷堆等其他堆型核电厂在役检查大纲的要求待编制 2 目 录 目 录 1、前言 2、依据的法规、标准 3、在役检查的基本要求 4、在役检查方法 5、在役检查的实施 6、在役检查的显示处理 7、在役检查与其他相关工作的接口管理 8、核电厂在役检查质量保证要求 附件一 在役检查技术程序目录清单 附件二 在役检查部位示意图 附件三 在役检查焊缝等轴图册 附件四 在役检查试块 附件五 在役检查中的主要自动检查方法 附件六 在役检查结果报告的格式和内容 附件七 在役检查不可达项目清单 附件八 术语及缩略语 3 1 前 言 营运单位在编写本章时，至少应包括以下内容： 1.1 在役检查（含役前检查）定义 1.2 制订目的 1.3 适用范围 4 2 依据的法规、标准 该章节应给出编制在役检查大纲的依据文件以及有关的参考文件。

依据的文件应该包括但不限于以下内容： 2.1 依据文件 2.1.1 HAF102 核电厂设计安全规定（2004） ； 2.1.2 HAF103 核电厂运行安全规定（2004） ； 2.1.3 HAF003 核电厂质量保证安全规定； 2.1.4 核电厂在役检查（HAD103/07） ； 2.1.5 民用核安全设备监督管理条例； 2.1.6 HAF601 民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定； 2.1.7 HAF602 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 2.2 参考文件 本节中，营运单位根据核电厂的具体堆型，列出所参考的文件 5 3 在役检查的基本要求 在役检查包括役前检查和在役检查两个阶段， 核电厂营运单位应在本章中给出适用 的役前检查和在役检查基本概念的描述和基本要求， 并描述核电厂寿期内的在役检查进 度、补充检验和重复检验的规定 3.1 役前检查 本节应规定役前检查的基本要求，包括役前检查的检验项目、检查范围、检验技术 和方法、检验结果评价要求和超标缺陷处理方法、质量保证规定等方面的要求 3.2 在役检查 本节应根据核电厂的实际情况编制， 描述在役检查的基本要求， 包括寿期内在役检 查的检验项目、检查范围、检验技术和方法、检验结果评价要求和超标缺陷处理方法、 质量保证规定等方面的要求。

如区分有全面在役检查和部分在役检查， 应分别加以描述 3.3 在役检查进度 检查进度应规定在核电厂运行寿期内重复执行检查大纲 本节应以列表的形式给出 检查间隔期、检查期、每个检查期要求完成的检验百分数等相关内容根据适用规范标 准的不同，可以采取不同的形式可以参照表 3.3-1~表 3.3-3 列出的几种在役检查进度 的示例格式 检查间隔期的长短必须按保守的假定来选择， 以确保受影响最严重的部件即使有极 少的损伤也能在导致故障前被探测出来 表 3.3-1 ：一种均匀分布的在役检查进度示例 检查间隔期 检查期（核电厂在间隔 期内累计服役年数） 要求完成的最小检 验百分数％ 最大检验百分 数％ 3 16 34 7 50 67 每 10 年 10 100 100 表 3.3-2 ：另一种均匀分布的在役检查进度示例 日期 全面在役检查 部分在役检查 D0 (1)全面役前检查 间隔时间 每次换料停堆期间部分在役检查(4) D1 = D0 + 30 个月(2)第 1 次全面在役检查 间隔时间(3) 每次换料停堆期间部分在役检查(4) D2 ≤ D1 + 10 年 第 2 次全面在役检查 间隔时间(3) 每次换料停堆期间部分在役检查(4) Dn ≤ Dn-1 + 10 年 第 n 次全面在役检查 6 表 3.3-2 注释： (1) 首次装料结束的日期； (2) 第一次全面在役检查应在D0以后 30 个月内进行； (3) 相邻两次全面在役检查的间隔时间不应超过 10 年； (4) 相邻两次部分在役检查或全面在役检查与相邻部分在役检查之间的间隔时间不 应超过 2 年。

表 3.3-3：一种非均匀分布的在役检查进度示例 检查间隔期 检查期 （核电厂运行开始后的 累计服役年数） 要求完成的最小 检验百分数％ 最大检验百 分数％ 第一个（3 年）0-3 100 100 3-7 33 67 第二个（7 年）7-10 100 100 10-13 16 34 13-17 40 50 17-20 66 75 第三个（13 年）20-23 100 100 23-27 8 16 27-30 25 34 30-33 50 67 33-37 75 100 第四个（17 年）37-40 100 …… 3.4 补充检验 本节中应对有关补充检验的原则进行描述，补充检验可以考虑以下两个方面： 3.4.1 其他方法的补充检验 在役检查过程中， 当使用一种无损检验方法得出的缺陷超过合格标准， 可用其他无 损检验方法和技术进行补充检验，以证实缺陷的存在，并确定缺陷的特征（如缺陷的大 小、形状和方向） ，从而确定该部位是否适合于继续运行例如液体渗透检验发现的表 面缺陷，必要时需要通过超声等体积检查方法确定缺陷的深度，等等在役检查大纲中 应对上述要求做出规定 3.4.2 取样计划中的补充检验 当发现样品中某种缺陷超过合格标准时，必须另选若干类似部件（或区域）对其相 同部件进行补充检验。

在役检查大纲中应对这种情况做出具体的规定 制订相关规定时应考虑以下要求： 如果抽样检查中发现了超标缺陷，必须另选若干类似部件（或区域）对其相同部件 进行补充检验，所选部件（或区域）的数目应近似等于在被检样品中部件（或区域）的 数目； 如果补充检验查明有更多的缺陷超过合格标准，则除下述两项要求所作的修正外， 所有其余类似部件 （或区域） 都必须按初次取样中的部件或物项所规定的检验范围进行 检验； 7 若取样计划中要求的管系检验只限于基本对称布置的管系中的一条环路或一个分 支管路， 而检验表明缺陷超过合格标准时， 则本条款第一项要求的补充检验必须包括第 二条环路或分支管路； 如果第二条环路或分支管路的检验表明还有超标缺陷， 则必须对具有相似功能的其 余各环路或分支管路进行检验 3.5 重复检验 本节中应对重复检验的要求进行规定，至少包括如下要求： 一个检查间隔期内进行的部件检验的顺序， 必须尽可能在以后的检查间隔期内预以 保持 当一个部件的检验在缺陷指标上的评价结果确认可以继续使用时， 则在随后三个检 查期中每一个期内， 都必须重复检验该部件含有这种缺陷的相同部位， 一旦重复检验表 明在随后的三个检查中缺陷基本上保持不变， 则该部件的检验进度可恢复到最初的检查 进度。

8 4 在役检查方法 本章应列出用于指导所有在役检查检验方法的工作程序或指导文件清单，说明所 依据的规范标准如果在役检查中使用了不同于规范标准中规定的无损检验方法或技 术， 那么这些检验技术必须相当或优于采用现行规范标准中的检验方法或技术 本章中 营运单位应对这些检验技术或方法进行说明或论证， 并给出评价结果， 以证明满足了相 应的要求 本章应对所有在役检查中使用的检验方法从适用的检验部位、缺陷类型、适用的 材料等方面进行详细描述描述对在役检查方法的验证工作的规定 4.1 在役检查的主要方法 列出所有的在役检查中使用的检验方法，应以附件形式列出在役检查活动需要的 检验程序清单， 这些程序可以针对不同核安全级别的设备分别编制， 具体需要编制的检 验程序示例见附件一 如果在役检查活动需要使用一些自动无损检验方法， 例如对于反 应堆压力容器， 目前普遍采用的是自动超声检验技术； 对于反应堆压力容器中的主螺栓 和螺母、 蒸汽发生器传热管的检验通常采用自动涡流检验技术 核电厂营运单位在制订 在役检查大纲时， 应对所使用的主要自动无损检验方法进行描述， 这部分内容作为在役 检查大纲的附件，具体要求见附件五。

在役检查大纲应至少针对下列方法进行具体描述 4.1.1 目视检验 营运单位应列出具体应用的检查方法，并从适用的检验部位、缺陷类型、适用的材 料等方面进行详细描述对每种检查方法的具体特征值进行描述 4.1.2 液体渗透检验 营运单位应从适用的检验部位、缺陷类型、适用的材料等方面进行详细描述 对进行过的工艺评定、制订的检验规程等情况给予描述并对采用的渗透剂、显像 剂、乳化剂的类型、渗透剂施加方法、渗透剂停留时间、最低光照强度、被检表面温度 等重要参数给予规定 本节中还应对用于镍基合金、 奥氏体不锈钢的液体渗透材料污染物的控制要求加以 描述 4.1.3 磁粉检验 营运单位应从适用的检验部位、缺陷类型、适用的材料等方面进行详细描述 对进行过的工艺评定、制订的检验规程等情况给予描述对采用的磁化技术、磁粉 类型、被检表面温度、最低光照强度等重要参数给予规定 4.1.4 射线照相检验 营运单位应从适用的检验部位、缺陷类型、适用的材料等方面进行详细描述 对制订的检验规程情况给予描述，对规程中的重要参数给予规定 9 4.1.5 超声波检验 营运单位应从适用的检验部位、缺陷类型、适用的材料等方面进行详细描述。

对制订的检验规程情况给予描述，对规程中的重要参数给予规定 4.1.6 涡流检验 营运单位应从适用的检验部位、缺陷类型、适用的材料等方面进行详细描述 对制订的检验规程情况给予描述，对规程中的重要参数给予规定 4.1.7 泄漏检验 营运单位应从适用的检验部位、缺陷类型、适用的材料等方面进行详细描述 对制订的检验规程情况给予描述，对规程中的重要参数给予规定 4.1.8 其他方法 如果在役检查中使用了不同于规范标准中规定的无损检验方法或技术，那么这些 检验技术必须相当或优于采用现行规范标准中的检验方法或技术 本节中营运单位应对 这些检验技术或方法进行说明或论证，并给出评价结果，以证明满足了相应的要求 4.2 在役检查方法的验证 在役检查系统的验证是指采用必要的方法进行系统地评价， 目的是可靠地确认无损 检验系统（包括设备、程序和人员）能够在实际检验条件下完成在役检查 营运单位应依据核安全导则和有关规范标准的要求， 结合核电站系统部件的结构特 点和材料特性， 确定验证项目， 对实施核电站在役检查工作的无损检验机构提出无损检 验系统验证要求， 并编写验证大纲， 以确保在役检查活动中应用的无损检验系统能够满 足在役检查的要求。

10 5 在役检查的实施 核电厂营运单位在本章应描述关于在役检查活动的文件体系， 给出完整的在役检查 项目表， 针对确定的在役检查项目描述相应的检验范围， 对于在役检查不可达项目描述 相应的措施，对免检申请描述相应的规定，并描述检验装备与材料方面的要求 5.1 在役检查的文件体系 核电厂营运单位应建立在役检查活动有关的文件体系， 在役检查大纲本节中应对在 役检查活动的文件体系进行描述 通常情况下， 在役检查活动主要涉及到的文件应包括 下。