徐清國，陳懷東，馬官兵，李 明，肖學柱，袁書現(xiàn)

（中廣核檢測技術(shù)有限公司，蘇州 215004）

在役檢查是保證核電站關(guān)鍵設備安全運行的重要手段之一。在役檢查中，無損檢測技術(shù)的可靠性、結(jié)果的準確度和可追溯性將直接影響核電站運行狀態(tài)的準確反映。在役檢查能力驗證的主要目的是由獨立的驗證機構(gòu)對在役檢查所使用的無損檢測設備、檢驗程序和操作人員進行綜合能力驗證，判定在役檢查技術(shù)是否能對缺陷進行有效地檢測和定量。

能力驗證作為保證在役檢查技術(shù)可靠性的主要手段，國際范圍的研究已經(jīng)開展了近半個世紀，并形成了比較成熟的理論體系和實踐方法，其中以美國ASME規(guī)范Ⅺ卷附錄Ⅷ和歐洲ENIQ驗證方法論為典型代表。中國在該領(lǐng)域目前已經(jīng)進行了初步探索和研究，并對一些電站和機組進行了相關(guān)的驗證工作。文章介紹了國際通用典型的能力驗證體系方法以及國內(nèi)外能力驗證的現(xiàn)狀，為中國的能力驗證工作的發(fā)展給出建議和思路。

1 國外能力驗證方法和驗證狀況

世界范圍內(nèi)的能力驗證方法主要有美國ASME第Ⅺ卷附錄Ⅷ的驗證方法、歐盟的ENIQ驗證方法以及法國的RSE－M標準所規(guī)定的驗證方法，其中以ASME和ENIQ的驗證方法最為典型。

1.1 ASME能力驗證

ASME在役檢查技術(shù)能力驗證起源于20世紀80年代的BWR核電站部件的晶間應力腐蝕裂紋（IGSCC）的檢測和定量技術(shù)的驗證。1991年出版的ASMEⅪ卷對在役檢查超聲檢測的方法進行能力驗證，2010版最新的ASME標準附錄Ⅷ（強制性附錄）對能力驗證的相關(guān)要求進行了明確的規(guī)定［1］。此附錄首先明確了檢測程序中必須規(guī)定的基本要素以及人員要求，如兩個程序的基本要求相同或若基本要求有變化但變化的范圍未超過標準要求的范圍，則可以認為此兩個程序是等效的。該附錄通過20多年的發(fā)展，驗證的項目逐漸擴展。2010版的強制性附錄Ⅷ已經(jīng)擴展到涵蓋管道、容器和螺栓螺母等重要部件和部位的檢查驗證項目。表1為其能力驗證部件類型和對應的補充情況表。

表1 ASME能力驗證要求部件

除ASME第Ⅺ卷的附錄Ⅷ所規(guī)定的驗證項目外，在ASME的第Ⅴ卷和第Ⅺ卷的附錄Ⅲ對相關(guān)的驗證部件也有相關(guān)的規(guī)定。特別需要指出的是，ASME第Ⅴ卷的第14章對無損檢測系統(tǒng)的驗證也進行了論述，但第14章需要ASME其他部分要求使用時或者某項用于特殊檢查的案例規(guī)定使用時才能使用，例如案例N－729－1PWR核電站反應堆壓力容器頂蓋CRDM貫穿件檢查。

ASME標準的驗證方法對于核電站的關(guān)鍵部件的檢測驗證強調(diào)試塊的使用，即依靠代表性的試樣對典型的缺陷進行實際的測試。另外該方法對于驗收的標準也進行了明確的規(guī)定，操作性較強。但其過于依賴試塊的使用，在一定程度上增加了驗證的成本。

目前ASME標準附錄Ⅷ的驗證方法自1989年建立以來，已經(jīng)在美國100多個電站進行了應用，且通過PDI明顯地提高了檢測的能力和水平，為保證核電站的安全起到了很重要的作用。比較明顯的案例［2］為在1995年Browns Ferry電站3號機組的反應堆壓力容器筒體環(huán)焊縫檢測中，利用通過能力驗證的設備、程序和人員（即滿足了ASMEⅧ的相關(guān)要求）檢測發(fā)現(xiàn)了15個需要定量的缺陷，而1993年利用先前的設備和技術(shù)（未進行PDI驗證）只檢測到了3個可以記錄的缺陷，只發(fā)現(xiàn)了2個需要定量的缺陷。

日本、韓國等也基于ASME標準的驗證方法建立了本國或者聯(lián)合美國建立了能力驗證機構(gòu)并頒布了相應的方法。日本［3］在2005年6月根據(jù)ASME標準附錄Ⅷ建立了標準NDIS0603，在2005年11月，電力工業(yè)研究中心（CRIEPI）建立了驗證中心以滿足國內(nèi)驗證的需求。該驗證中心于2006年3月開始了第一次能力驗證工作。截止到2008年8月份，完成了21個檢驗項目。37位驗證人員中有24人通過了驗證，驗證次數(shù)（包含復測次數(shù)）為60次。人員驗證證書的有效性為1年，但可以最大延期至5年（需要驗證人員參加驗證中心的培訓）。

韓國也建立了自己的能力驗證機構(gòu)KPD［4］。2004～2011年，KPD由韓國電力研究所（KEPRI）進行管理。2011年之后KPD由韓國水電核電電力公司中心研究所（KHNP－CRI）管理。韓國的PD體系由KPD體系和EPRI體系（ASME驗證體系）組成，即韓國基于美國的ASME附錄Ⅷ標準，已經(jīng)初步建立了附錄Ⅷ相關(guān)補充的驗證基礎，但是建立完整的驗證體系需要大量的試塊和經(jīng)費，目前其還不具備完整的能力，表2為韓國的驗證體系。

表2 韓國的驗證體系

1.2 ENIQ能力驗證方法

20世紀90年代，歐洲核電相關(guān)機構(gòu)就開始考慮如何進行在役檢查和無損檢測能力驗證。其PISC項目結(jié)果顯示，基于標準產(chǎn)生和編寫的檢測程序存在一定的缺陷，需要對核電站結(jié)構(gòu)和完整性有重要影響的缺陷的檢測和定量的能力進行獨立的評估和測試［5］。

歐洲能力驗證網(wǎng)絡組（ENIQ），主要給出了驗證的方法論，重點論述了驗證的整個流程，主要包括：

（1）驗證之前：分析和收集被檢部件、缺陷的類型、所需檢測和驗證的目的等重要的信息。參考通過相關(guān)案例、相關(guān)培訓和試塊來優(yōu)化驗證方案。

（2）驗證過程中：準備驗證的方案和技術(shù)論證；評估提交的技術(shù)論證和驗證的方案；對驗證的方案給出建議（如包括明測和盲測）等；批準和拒絕驗證的方案；如果需要，對設備和程序進行明測；批準或拒絕程序和設備的驗證證書；利用通過驗證的設備和程序?qū)θ藛T進行盲測；批準或拒絕人員的驗證證書；編制和完成檢測的檔案；批準采用驗證的方法進行檢測。

ENIQ的基本要求是建立驗證的目標，充分應用與目標相關(guān)的所有信息，如被檢部件的幾何形狀和尺寸、被檢部件材料和制作方法、具有高檢出率的缺陷尺寸、缺陷定量和定位精度、缺陷類型、位置、方向和表面狀況。

ENIQ的主要的特征是采用實際測試和技術(shù)論證（TJ）相結(jié)合的方式。技術(shù)論證的內(nèi)容取決于具體的檢驗及可利用的各種信息，一般包含檢查的一些重要的參數(shù)、用于定性地描述檢測設計的“物理推理”、聲波傳播角度的選擇、被檢部件的幾何形狀和所關(guān)注的缺陷方向等。

此外還包括如檢查靈敏度、掃查方法以及定量方法等參數(shù)。如果檢測可以用數(shù)學模型進行處理，通常與實際的檢驗數(shù)據(jù)進行比較，以保證物理模型的有效性，而推理出用此數(shù)學模型選擇檢測靈敏度和探頭角度的合理性。但是一些檢測的特征通過理論推導或者實際試驗可能很難或者代價很大，這時可采用一些小的試驗或者理論方面的研究來確定其對檢測的影響。從本質(zhì)上講，技術(shù)論證是根據(jù)可用和／或必要的信息來量身定制的特殊檢查。一系列ENIQ推薦案例對技術(shù)論證參數(shù)的分析和選擇給出了指導和參考。

ENIQ最主要的特點是其具有科學完整的技術(shù)論證體系。如果技術(shù)論證需要實際試驗，則在技術(shù)論證中確定試驗的性質(zhì)。試驗可用于為技術(shù)論證提供支持性和補充性的證據(jù)，而非ASME附錄Ⅷ中為驗證過程的核心內(nèi)容。

ENIQ建議對于設備和程序的驗證與人員的驗證分離出來，采用明測試塊的方式。明測試塊中缺陷的信息在檢查過程中已知，明測目的主要是檢驗程序和設備的檢測能力是否達到預定的要求。明測結(jié)果連同技術(shù)論證的資料一并提交給驗證的主體，由其評判程序和設備是否具有足夠的性能，即通過了驗證。

人員的驗證主要是通過對盲測試塊進行。盲測試塊中缺陷的信息除了正?？捎玫男畔⑼?，其他信息（如缺陷的類型和位置等）對于被驗證人員是未知的。手動檢測主要對測試試塊進行直接檢測，自動檢測包含了人員對檢測數(shù)據(jù)的具體解釋和說明。人員驗證最本質(zhì)的特征就是人員利用已經(jīng)通過驗證的設備和程序?qū)γy試塊進行測試，看是否滿足預定的檢測要求。通過人員與程序和設備分離測試的方式，容易判斷和分析出程序、設備和人員等導致失敗的因素。檢測的程序中規(guī)定了人員具備一定的資格證書（如英國為PCN或者ANST）。技術(shù)論證中也要說明該資格證書能否滿足可應用于某項驗證活動。此工作應由驗證的主體進行判斷。通常情況下，除了資格證書外還需要一定的試驗驗證，這是因為資格證書具有一定的通用性，但是不能表現(xiàn)出具體某項檢測所需要的特征和要求。

在實際的測試中，測試試塊作為實際部件的復制體，包含了仿真缺陷，但測試試塊并不完全需要與真實部件一致，可以簡單化，但是需要在理論上面進行實際的論證，簡單試塊可以充分展示檢測系統(tǒng)的檢測能力。

驗證過程由驗證機構(gòu)確定。驗證機構(gòu)編寫驗證方案，驗證方案中規(guī)定了驗證的步驟。驗證結(jié)束以后，驗證主體收集全部相關(guān)信息，形成用于外部審查的驗證檔案。檔案內(nèi)容包括：檢驗的對象、檢驗程序、技術(shù)論證、驗證方案和驗證主體批準（或拒絕）驗證通過的報告。

ENIQ方法體系主要為各國的能力驗證工作提供一個框架性體系，確保各國能力驗證策略和結(jié)構(gòu)的一致性，同時也允許各國根據(jù)自己國家國情的不同做出適應性的變化。

ENIQ的文件體系中并沒有詳細地規(guī)定具體某個部件的檢測驗證。但其給出了一系列推薦的案例以支持采用ENIQ方法驗證國家的驗證過程。推薦在ENIQ的方法論的指導下實施。這表明ENIQ給出了能力驗證中有價值的建議，以保證歐洲采用該方法指導思想的一致性，但是具體的驗證過程各國可以根據(jù)國家的法律和核安全法規(guī)以及相關(guān)技術(shù)要求進行有所側(cè)重的改變。

ENIQ推薦的11個案例［6－10］可適用于任何無損檢測方法。盡管這些案例主要針對核電站在役檢查的能力驗證工作，但這些案例的基本原理可以推廣到核級設備制造階段的無損檢測或者非核部件的無損檢測的驗證活動。法國基于ENIQ體系［11］，核電站監(jiān)管機構(gòu)于1999年11月正式批準EDF為法國的能力驗證機構(gòu)，截止到2010年上半年已經(jīng)進行了139次驗證，頒發(fā)了151張驗證合格證書。法國將能力驗證寫入到了壓水堆核電站在役檢查標準體系中，并將驗證的類別分為不需驗證、常規(guī)驗證、綜合驗證、特殊驗證和專家評判。其中特殊驗證最為嚴格，需要對設備、人員、程序進行驗證，包含了技術(shù)論證和實際測試（明測和盲測）。

英國能力驗證中心（IVC）最早成立于1984年，最初其職責是對SIZEWELLB反應堆壓力容器的制造、役前和在役的檢查系統(tǒng)、程序和人員進行驗證，后來擴展到核電站其他重要部件的檢查（包括蒸汽發(fā)生器管嘴、穩(wěn)壓器管嘴和主泵飛輪）。CEGB則主要來驗證奧氏體鋼部件（主泵鑄件和主管道）等檢查設備、程序和人員。IVC的工作由獨立的管理顧問委員會（MAC）來監(jiān)督，成員主要來自于工業(yè)領(lǐng)域和學術(shù)界。MAC的職責是確保驗證過程嚴格有效且保證充分的獨立，以滿足公眾對質(zhì)量的要求。IVC的驗證過程花費巨大，主要的投資在于近80個測試試塊，重量從80kg到32噸，建立了一個英國PWR堆型的試樣庫。該試樣已經(jīng)重復使用多年，進行了SIZEWELLB電站以及第三方驗證。

瑞典也同樣建立了驗證機構(gòu)SQC［12］。芬蘭核與輻射監(jiān)管部門STUK也頒布了能力驗證的法規(guī)YVL 3.8。歐洲其他國家如比利時、捷克、斯洛伐克、西班牙等也相繼建立了本國的能力驗證機構(gòu)。歐洲國家基于ENIQ體系，實現(xiàn)了資源的共享（如試塊、驗證經(jīng)驗的分享以及專家?guī)斓慕ⅲ谝欢ǔ潭壬辖档土蓑炞C的成本。歐洲越來越多的國家加入到了ENIQ體系。

1.3 分析與討論

ASME附錄Ⅷ提出的驗證方法已經(jīng)在100個機組（不同的設計或者不同的堆型）進行了應用，所有的驗證旨在發(fā)現(xiàn)運行過程中的缺陷。然而附錄Ⅷ未考慮制造過程中的缺陷，不適用于對制造過程中的檢查技術(shù)的驗證。

附錄Ⅷ存在的最大問題在于其應用范圍太廣。為最大程度地涵蓋所有電廠的驗證，其不可避免地難以確定哪些是檢測驗證的至關(guān)重要的因素（如奧氏體不銹鋼驗證試塊的焊接工藝），哪些對于特定的機組是特定的因素。驗證僅僅依靠對試樣的檢測，導致試塊的費用很高，且有限的缺陷數(shù)量、缺陷尺寸以及所處位置的差異意味著驗證結(jié)果可能不具有統(tǒng)計學意義。對試樣的關(guān)鍵參數(shù)（如幾何尺寸、焊縫結(jié)構(gòu)、缺陷類型和缺陷取向）沒有詳細說明和約束，導致驗證與實際相關(guān)部件的檢測缺少相關(guān)性。附錄Ⅷ沒有規(guī)定對結(jié)構(gòu)完整性影響重大的缺陷尺寸，僅要求缺陷在一定的尺寸范圍內(nèi)分布，卻沒有根據(jù)結(jié)構(gòu)的重要性對缺陷可接受的最大尺寸作出規(guī)定。沒有對包含最難檢測的缺陷提出要求，因此降低了驗證的難度。附錄Ⅷ描述了對于不同種類對象檢測技術(shù)的驗證方法，這些技術(shù)可用于不同設計的反應堆系統(tǒng)，但未明確列出適用的反應堆系統(tǒng)或缺陷類型。雖然對發(fā)生晶間應力腐蝕的部件提出了要求，對機械疲勞、熱疲勞、人工槽或制造缺陷（如夾渣或未熔合等）進行了說明，但沒有對部件與缺陷類型的相關(guān)性、裂紋的取向及缺陷尺寸的分布范圍進行規(guī)定。

ENIQ驗證方法是針對具體檢測技術(shù)進行驗證的方法。開始階段需要確定檢測對象及其相關(guān)的關(guān)鍵參數(shù)、缺陷和設備的性能要求。ENIQ驗證方法判定驗證是否通過時，不要求統(tǒng)計數(shù)據(jù)，而是在技術(shù)論證中對允許缺陷參數(shù)值進行規(guī)定，這些參數(shù)可能是檢測技術(shù)面臨的重大問題。隨后的試驗針對這些缺陷實施，試驗目的是提供探傷能力、定量精度等方面的證據(jù)。ENIQ驗證方法的另一特征是分別進行個人能力驗證與程序、設備驗證。在ASME規(guī)范中，程序驗證與個人能力驗證同時進行，當驗證失敗時，很難找出驗證失敗的原因是由程序引起或個人能力導致。ENIQ方法要求首先進行程序和設備驗證，再使用這些設備和程序進行個人能力驗證。因此，驗證失敗時容易找出原因。

ASME第Ⅴ卷第十四章按嚴格程度將驗證分為3級［13］，等級差別在于技術(shù)驗證的程度和實際測試的程度的不同。低等級驗證不要求實際的測試，只需要技術(shù)論證，高等級的驗證應有充分的技術(shù)論證和足夠的盲測，使驗證具有高的置信水平。對于驗證水平的要求，ENIQ對需要考慮的影響因素提供指導方針。如在驗證前所有的輸入信息、部件的安全性和缺陷的信息是決定驗證級別的重要因素。驗證的基本要求最終應由參與驗證的各方一起討論確定。按ENIQ方法的要求確定具體適用的驗證途徑時，一個重要的要求是檢測技術(shù)本身應具有一定的復雜性。是否需要試驗及需要的試驗類型應根據(jù)檢驗技術(shù)的具體條件確定。需要考慮的因素主要有：構(gòu)件的幾何條件和厚度、待檢部件的材料（鐵素體或奧氏體）、必須探測到定量的缺陷特征（尺寸、位置、取向、表面形態(tài)等）及精度。如果檢測技術(shù)較為簡單且沒有特殊的要求時，程序驗證可以只進行技術(shù)論證。技術(shù)論證和試驗各自所占的比重取決于驗證的基本要求以及各方面證據(jù)的可靠性。對資源的高要求是ENIQ驗證方法的特點，主要為技術(shù)論證文件的編制，要求人員對超聲檢測理論具有基本的理解及具備相當?shù)慕?jīng)驗。很多擁有運行核電廠的國家，其驗證資源往往分布在多個國家，國際間的交流與合作非常必要。ENIQ驗證方法的應用是一個漸進的發(fā)展過程，ENIQ自身也在通過推薦實踐案例為各國驗證機構(gòu)提供支持。

總之，ASME和ENIQ的驗證方法各有側(cè)重：ASME指導思想強調(diào)了試塊的使用和實際的測試，通過了驗證就代表了在役檢查水平達到相關(guān)的要求。其弊端是試塊制作成本高、驗證的周期長、通過困難。ENIQ的驗證方法強調(diào)了技術(shù)論證與實際測試結(jié)合。但是技術(shù)論證的把握（包括編寫和審查等）需要相當?shù)慕?jīng)驗，在缺陷的設計以及驗收標準方面雖有推薦案例，但還是處于指導思想的水平，對于能力驗證經(jīng)驗或者剛起步的國家存在一定的難度。

2 國內(nèi)能力驗證狀況

2.1 現(xiàn)狀

中國目前已經(jīng)有16個核電機組商運，具有在役檢查資質(zhì)的單位主要有中核武漢核電運行技術(shù)股份有限公司（CNPO）、國核電站運行服務技術(shù)有限公司（SNPSC）、中國核動力研究設計院（NPIC）及中廣核檢測技術(shù)有限公司（CITEC）。目前在運秦山二期3、4號機組承包商為CNPO，2009年其在英國的IVC通過了ENIQ體系的能力驗證。該能力驗證對象主要為反應堆壓力容器的筒體環(huán)焊縫和管嘴安全端焊縫。本次能力驗證為中國具有在役檢查資質(zhì)的單位第一次能力驗證。目前中國已經(jīng)建立了能力驗證機構(gòu)，其職責為主導中國境內(nèi)核電站的能力驗證工作。目前該機構(gòu)已經(jīng)主導了嶺澳二期、紅沿河一期、寧德一期、陽江一期、福清核電站、秦山二期擴建工程等役前和在役檢查的能力驗證。現(xiàn)在正在主導進行三代機組EPR和AP1000的能力驗證工作。其中嶺澳二期的能力驗證工作為國內(nèi)第一次能力驗證，該能力驗證基本思路參考了ENIQ方法體系，依據(jù)RSE－M標準分為不需驗證、常規(guī)驗證、綜合驗證和特殊驗證4類。嶺澳二期的驗證工作［14］共進行了50個項目（表3），驗證過程從2009年初到2010年8月份才完成。涉及了5項特殊驗證，對程序和設備采用明測，對人員采用盲測驗證。5項特殊驗證為：RPV管嘴安全端異種金屬焊縫的自動超聲檢查、RPV堆芯高通量區(qū)堆焊層的自動超聲檢查、RPV筒體環(huán)焊縫的自動超聲檢查、RPV管嘴安全端異種金屬焊縫的射線檢查、蒸汽發(fā)生器傳熱管的渦流檢查。秦山二期擴建工程能力驗證思路基本上與嶺澳二期一致。其他核電站如紅沿河核電站、寧德核電站、陽江核電站等由于機組的結(jié)構(gòu)形式與嶺澳二期核電站相同（同為CPR1000型機組），且這些機組的承包商與嶺澳二期的承包商同為CITEC，為節(jié)省驗證的成本，避免重復驗證，驗證機構(gòu)同意采用驗證等效的方式，即將嶺澳二期驗證的結(jié)果等效至其他電站。目前已經(jīng)完成了上述等效，同時結(jié)合不同電站之間的差別進行了補充的能力驗證，如寧德核電站安全端與主管道窄間隙焊縫的超聲檢查的驗證。目前正在進行的三代機組的能力驗證，如AP1000機組和EPR機組的驗證思路基本上也參考ENIQ的驗證體系，按照RSE－M標準的分類原則分為不需驗證、常規(guī)驗證、綜合驗證和特殊驗證4類，并充分考慮了技術(shù)論證和實際測試（盲測和明測）。在人員的測評中，對缺陷的評定和驗收準則參考了ASME標準附錄Ⅷ，同時充分考慮到新型機組的能力驗證工作驗證周期長、驗證項目多、實施過程復雜等特點，對其進行分期分批驗證，以緩解驗證壓力，并充分保證驗證質(zhì)量。

表3 嶺澳二期能力驗證項目情況

總體而言，通過完成嶺澳二期和秦山二期擴建工程的驗證，中國的能力驗證工作已經(jīng)具備了較為清晰的思路，主要特點有：

（1）建立了中國主導能力驗證的機構(gòu)，該機構(gòu)主導并監(jiān)督整個驗證過程。

（2）建立了較為清晰的驗證思路：對于不同機組、堆型和在役檢查規(guī)范的驗證都基于ENIQ的驗證思路（技術(shù)論證＋實際測試），參考RSE－M的驗證等級分類，驗證項目的驗收標準參考ASME標準。

（3）已經(jīng)完成了嶺澳二期、秦山二期擴建工程、紅沿河一期等核電站的能力驗證工作，避免了到國外驗證的難度大、時間長、費用昂貴的問題。

（4）對于已經(jīng)完成的驗證，在充分分析和比對機組結(jié)構(gòu)特點（技術(shù)論證）后，對程序、設備和人員采用等效的方式，降低了驗證的成本。

（5）對于新機組的驗證，采用分批分期驗證的思路，降低了驗證的進度壓力，保證了驗證的質(zhì)量。

2.2 建議

美國從20世紀70年代開始，從無損檢測可靠性的研究到正式在在役檢查標準上規(guī)定能力驗證要求前后進行了20余年，歐洲ENIQ體系的真正建立也耗時10余年。中國的能力驗證工作還有很長的路要走，對此，筆者有以下建議：

（1）建立中國能力驗證要求的法規(guī)：中國能力驗證的要求都是來源于機組采用的在役檢查標準，如CPR機組RSE－M標準（1997版）；EPR機組采用RSE－M標準（2010版）；AP1000機組采用美國ASME標準，秦山一期采用ASME標準（1983版），后十年大修在役檢查依據(jù)的標準為1998版，在1983版ASME標準中并沒有規(guī)定要進行能力驗證，后1998版本中要進行能力驗證，同樣大亞灣機組也是如此，剛開始運行在役檢查標準為1990版（未有能力驗證的要求）。基于上述的問題，若采用的在役檢查標準中未有相關(guān)能力驗證的要求，則在役檢查執(zhí)行單位只要滿足大綱的要求就可以了，這顯然存在問題。國家核監(jiān)管部門應出臺相關(guān)的法規(guī)，在國家層次規(guī)定能力驗證的必要性。

（2）制訂能力驗證具體的操作和考核辦法：中國雖然建立了能力驗證的機構(gòu)，也針對具體的機組進行了實際的驗證，但驗證的具體操作和考核辦法有待進一步完善，應充分考慮不同機組、不同堆型、不同標準等特點，并結(jié)合中國核監(jiān)管法規(guī)的特點和要求，同時參考美國的ASME標準（進行實際測試，要求嚴格）和歐洲的ENIQ體系（實際測評＋技術(shù)論證，要求程度降低，但可把握降低的程度），出臺中國核電無損檢測能力驗證方法以及能力驗證實施細則，明確各方的職責，保證中國能力驗證工作標準化和體系化。

（3）建立能力驗證專家指導委員會和相關(guān)的培訓機構(gòu)：能力驗證的主導機構(gòu)應召集國內(nèi)或國際上的無損檢測及在役檢查行業(yè)優(yōu)秀的專家，建立能力驗證專家指導委員會，在技術(shù)層面為中國的能力驗證工作進行指導。主要包括驗證的策略、驗證的方案及分類、技術(shù)論證和實際測試以及驗證等效的審查，能力驗證技術(shù)問題的解決、驗證的技術(shù)性和經(jīng)濟性的權(quán)衡等指導，保證驗證的質(zhì)量和結(jié)果。同時鑒于能力驗證取證難度大，對驗證人員要求高的特點，應在驗證機構(gòu)的指導下進行相應的培訓，促進核電無損檢測人員技術(shù)水平，在一定程度上提高超聲、渦流數(shù)據(jù)分析、實際操作以及射線的評片和滲透、磁粉方法顯示判斷的能力。能力驗證的培訓應與人員獲取無損檢測資格證書的培訓區(qū)別開來，能力驗證的培訓應更能體現(xiàn)針對核電站重要部件常見缺陷的檢測和實際分析能力的提升。

（4）加大驗證工作的投入，建立能力驗證試塊庫：能力驗證工作是一項耗資巨大的工程，其中很大的投入在于含有缺陷試塊的設計和制作。各個電站機組和運行模式的不同，所產(chǎn)生的缺陷的類型、部位以及影響的程度也不同。同時也要考慮到中國的整體制造工業(yè)的基礎，即同樣是一種堆型的反應堆壓力容器，參考相同的標準進行制造，但最終質(zhì)量可能存在一定的差別，制造過程產(chǎn)生的缺陷類型和產(chǎn)生的方式可能不同，這些問題可能影響到機組的運行。應該根據(jù)中國的國情建立相關(guān)的缺陷試塊庫。目前國內(nèi)制造缺陷的能力還有限，需依托國外相關(guān)缺陷制造單位執(zhí)行，這需要能力驗證機構(gòu)加大投入，同時可以采用有步驟分階段投入的方式，這對于提升中國在役檢查的技術(shù)和水平將有重要的意義。

3 結(jié)語

國際上能力驗證的研究工作已經(jīng)進行了30余年，并初步形成了主流的驗證方法，以美國的ASME標準第Ⅺ卷附錄Ⅷ的驗證方法和歐共體的ENIQ方法最為典型。美國的ASME的驗證方法規(guī)定了驗證的具體項目，強調(diào)了試塊的使用和實際的測試，呈現(xiàn)驗證難度大、費用高等特點。目前該驗證方法已經(jīng)在美國和日本、韓國等國家的核電站進行了應用。ENIQ的方法主要強調(diào)技術(shù)論證與實際測試相結(jié)合，給出了驗證的指導思想，推薦了11個案例，驗證的國家可根據(jù)本國的國情靈活使用ENIQ的方法進行驗證，但ENIQ對于技術(shù)論證的審查和編寫需要很高的經(jīng)驗，目前該方法體系在歐洲各國進行了實際的運用。中國已經(jīng)建立了能力驗證的機構(gòu)，也開展了某些新機組的驗證工作，初步具備了一定的經(jīng)驗，但應該加大驗證的投入和研究的力度，充分參考國際上的驗證經(jīng)驗，探索一套適合中國國情的能力驗證方法體系。

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