核动力厂在役检查大纲格式与内容.docx

核动力厂在役检查大纲格式与内容— 9 —目 录1 前言 91.1 定义 91.2 编制目的 91.3 适用范围 91.4 编制和修订 92 编制依据与参考 92.1 大纲编制依据和参考的法律和法规 92.2 编制依据和参考的标准、规范和其他文件 103 役前和在役检查基本要求 103.1 役前检查基本要求 103.2 在役检查基本要求 103.3 检查的方法、技术的一致性 113.4 取样检查、补充检验和重复检验 113.5 检查可达性 123.6 在役检查减免 124 在役检查技术 134.1 在役检查方法 134.2 在役检查无损检测能力验证 144.3 检验设备和耗材 155 在役检查的实施 155.1 在役检查的文件体系 155.2 在役检查范围和项目 165.3 压力试验 185.4 在役检查的经验反馈 195.5 辐射防护原则 196 检查结果管理 196.1 检查结果的分类和定义 196.2 显示的分析 196.3 记录阈值及验收标准 206.4 检查结果的处理 206.5 修理与更换 207 在役检查的质量管理 217.1 组织机构和职责 217.2 接口管理 217.3 承包商管理 227.4 文件管理 228 规范案例（如适用） 229 术语与缩略语 229.1 术语 229.2 缩略语 2210 附录 23附录 1 在役检查项目表 23附录 2 在役检查部位示意图及检查范围图 24附录 3 在役检查（役前检查）验收标准 24附录 4 蒸汽发生器传热管在役检查计划 25附录 5 安全 1 级非能动余排热交换器传热管在役检查计划（如适用）..............................................................................................................25附录 6 在役检查不可达项目清单 25附录 7 在役检查 1 级部件清单 26附录 8 在役检查无损检验能力验证项目清单 261 前言1.1 定义本节应描述役前、在役检查的定义、在役检查的作用。

1.2 编制目的本节应描述在役检查大纲的编制目的，并说明本大纲对在役检查活动的指导意义和大纲包括的主要内容1.3 适用范围本节应描述大纲的适用范围，包括适用机组和对象范围1.4 编制和修订本节应描述大纲的修订升版原则，包括修订适用条件，修订流程等2 编制依据与参考本节应描述在役检查大纲编制的依据和参考文件，依据和参考文件应与最终安全分析报告一致，且需注明版本信息2.1 大纲编制依据和参考的法律和法规本节应列出本大纲编制所依据法律、行政法规、部门规章等， 并说明参考的核安全导则，包括但不限于：─核安全法；─国务院令；─核安全法规和导则2.2 编制依据和参考的标准、规范和其他文件本节应列出在役检查大纲编制过程中依据或参考的标准、规范以及其它相关管理和技术文件等，包括：─在役检查活动依据标准规范，包括核动力厂设计和建造标准、核动力厂在役检查标准等；─核动力厂安全分析报告；─核动力厂质量保证大纲；─其他文件（如设计方或其他机构编制的技术文件、ASME 规范案例等）3 役前和在役检查基本要求3.1 役前检查基本要求本节应描述以下内容：─役前检查的意义及其与在役检查的关系；─役前检查的检查范围；─部件修理或更换后的役前检查要求；─如果在最终安装后无法进行检验的情况下，使用建造过程中的检验结果替代役前检验（简称为“等效检验”），应在大纲中参照 HAD103/07 导则描述等效检验需满足的各项条件，并明确适用对象， 根据工程实践，通常等效检验仅适用于阀门内部目视检查。

3.2 在役检查基本要求3.2.1 在役检查分类（如适用）本节应描述核动力厂在役检查的分类，根据适用的在役检查规范标准对全面在役检查(或定期再鉴定)、部分在役检查（或定期检— 25 —查）、其他在役检查、深度检查等进行定义3.2.2 在役检查间隔与周期根据法规、导则和适用规范标准的要求，描述机组在役检查的间隔与周期，以及检查间隔或周期调整的规则，并给出相应在役检查间隔/检查周期表3.3 检查的方法、技术的一致性本节应描述役前检查与在役检查的方法和技术一致性要求，以及对于不一致情况的管理措施，包括以下内容：─役前检查与在役检查的方法、技术一致性要求；─在役检查方法、技术的一致性要求；─方法、技术不一致时的要求和管理，如等效分析论证、能力验证等3.4 取样检查、补充检验和重复检验3.4.1 取样检查根据法规、导则和标准的要求，描述需取样检查的对象和取样计划等原则要求3.4.2 补充检验根据法规、导则和标准的要求，描述需要实施补充检验的各类情况及检验部位和检验数量选取的原则要求包括以下内容：─采用其它方法进行的补充检验；─采用同种方法进行扩大范围的补充检验；─补充检验选取的原则等3.4.3 重复检验本节应说明哪些情况下需进行重复检验，说明重复检验的检查次数、检验间隔及检查计划的恢复要求等。

3.5 检查可达性3.5.1 检查可达性问题在实施机组役前和在役检查时，由于特殊情况，如空间布置、检验方法、检验设备等的限制，某些检验项目无法按要求实施，本节应对役前和在役检查存在的这些可达性问题进行描述,并在本大纲附录中给出各机组役前和在役检查不可达清单3.5.2 不可达问题的处理本节应描述役前和在役检查阶段减少检查不可达的措施说明针对役前和在役检查不可达进行论证的方法和要求，说明编制不可达论证报告的要求不可达论证至少包括以下几方面：─采用其它方法附加检查；─等效部位的检查；─不可达的可接受性分析，至少应包括制造安装阶段的无损检验情况、失效后果分析和安全措施方面3.6 在役检查减免本节应描述在役检查项目由于各种原因（如：几何形状、材料性能、放射性屏蔽、检验技术、检验设备及可达性限制等）无法按要求实施时，提出减免申请的管理要求4 在役检查技术4.1 在役检查方法本节应描述核动力厂机组在役检查所使用的无损检测方法，包括目视检测方法、表面检测方法、体积检测方法及其他检测方法（如泄漏检查等）在下述 4.1.X 节中对各项检测方法进行描述，对于使用不同于核动力厂常规无损检测的新技术或所依据在役检查规范未包括的检查技术，应在本大纲中明确说明。

4.1.1 超声波检测方法本节应描述在役检查所使用的各类超声检测技术（如常规脉冲反射法、尖端衍射法等），包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.2 射线检测方法本节应描述在役检查所使用的射线检测技术，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.3 液体渗透检测方法本节应描述在役检查所使用的液体渗透检测技术，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.4 磁粉检测方法本节应描述在役检查所使用的磁粉检测技术，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.5 目视检测方法本节应描述在役检查所使用的各类目视检测技术，如直接目视和间接目视，VT-1、VT-2 和VT-3 等，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.6 涡流检测方法本节应描述在役检查所使用的涡流检测技术，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.7 氦气泄漏检测方法（如有）本节应描述在役检查所使用的氦气泄漏检测技术，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.8 声发射检测方法（如有）本节应描述在役检查所使用的声发射检测技术，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等4.1.9 其他检测方法本节应描述在役检查所使用的其他检测技术，包括依据的规范或标准章节号、适用对象等。

4.2 在役检查无损检测能力验证根据适用的规范、标准和核安全监管当局的要求，描述机组的在役检查无损检测能力验证要求和实施情况，包括：─在役检查无损检测能力验证含义；─满足的规范和标准；─机组在役检查无损检测能力验证的要求和实施情况；─机组在役检查无损检测能力验证主要项目核动力厂机组在役检查无损检验能力验证项目清单以附录形式给出4.3 检验设备和耗材4.3.1 仪器设备本节应描述在役检查用仪器和设备的质量、精度等规范和标准的要求及标定和维护要求4.3.2 试块本节应描述在役检查用试块的质量、精度等规范和标准的要求及试块制造、检定和维护要求4.3.3 检查用耗材本节应描述在役检查用耦合剂、渗透剂和显像剂等耗材的质量、有害元素控制的要求及胶片等耗材的质量与保管要求5 在役检查的实施5.1 在役检查的文件体系本节应描述核动力厂在役检查的文件体系，包括其逻辑关系， 必要时使用图表进行描述5.1.1 在役检查大纲本节应描述核动力厂在役检查大纲的地位和作用5.1.2 役前检查文件本节应描述机组役前检查文件的作用，役前检查文件层次关系、基本架构和必要要素5.1.3 在役检查计划文件本节应描述机组在役检查计划文件体系，如：─在役检查总纲类文件；─在役检查机组计划大纲类文件；─机组十年在役检查计划类文件；─换料大修在役检查计划类文件等。

5.1.4 在役检查过程文件本节应描述检测程序、质量计划等文件所包含的内容和管理要求对于检测程序，应描述在役检查用检测程序的管理要求；业主单位、检测单位等的职责；程序的有效性管理，包括程序的升版、质保控制等5.1.5 在役检查结果文件本节应描述在役检查结果文件的内容和管理要求，至少包括：─检验记录单；─检验报告；─在役检查总报告等5.2 在役检查范围和项目在下述 5.2.X 节中，结合机组自身特点及规范要求说明机组在役检查范围和检查项目，包括分级、对应的系统、设备及其边界， 具体检查项目应以附录形式给出针对 1 级部件，应在附录中给出检查对象清单，其他的在役检查设备、焊缝和支承件清单可不放入大纲，但应将这些清单形成正式文件，并在大纲中明确这些文件的名称在下述 5.2.X 节中描述在役检查范围内各级部件的免检条件， 如介质、容积、温度和压力等限值的界定免检条件可参照在役检查依据的规范中相应的规定进行描述还应描述满足免检条件的系统或部件的范围注：本节描述的“免检”指在役检查相关规范允许的免检，如ASME XI 卷 IWB12205.2.1 一级部件本节应描述该级部件主要包括的系统和部件范围，一般根据核动力厂安全分析报告和相应规范标准中相关分级进行界定，在附录中应给出对应的在役检查范围边界图。

5.2.2 二级部件本节应描述该级部件主要包括的系统和部件范围，一般根据核动力厂安全分析报告和相应规范标准中相关分级进行界定，在附录中应给出对应的在役检查范围边界图5.2.3 三级部件本节应描述该级部件主要包括的系统和部件范围，一般根据核动力厂安全分析报告和相应规范标准中相关分级进行界定，在附录中应给出对应的在役检查范围边界图5.2.4 其他部件本节应描述其他部件（如钢制安全壳、非核级部件等）的在役检查要求5.3 压力试验5.3.1 水压试验本节应描述核动力厂运行寿期内安全相关系统和部件水压试验的要求，应包括以下内容：。