王羽翀

【摘 要】介紹了國內(nèi)無損檢驗技術(shù)能力驗證的發(fā)展現(xiàn)狀以及M310堆型核電廠和AP1000堆型核電廠無損檢驗技能力驗證思路以及具體實施流程，包括驗證方案的要求，驗證的基本流程、驗證項目和等效驗證的實施等。

【關(guān)鍵詞】發(fā)展；實施流程；無損檢驗；能力驗證

中圖分類號： TG441.7 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）15-0010-003

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.15.005

Development and Implementation of Qualification for Nuclear Power Plants Non-destructive Testing

WANG Yu-chong

（CNC Wuhan Nuclear Power Operation Technology Co.，Ltd.，Wuhan 430223，China）

【Abstract】Introduces the current development of for domestic non-destructive inspection technical and qualification thinking for M310 and AP1000 nuclear power plants.Regulate the qualification implementation，including the requirement of the qualification scheme，the basic flow of the qualification and the implementation of the qualification item and equivalent qualification.

【Key words】Development；Implementation；Non-destructive testing；Qualification

0 前言

核電廠在役檢查主要依據(jù)相應(yīng)的檢查法規(guī)、規(guī)范和標準，對其部件設(shè)備和部件進行無損檢測，找出設(shè)備部件存在的缺陷，根據(jù)驗收標準對缺陷進行判定和分析評定，確定是否對設(shè)備部件進行更換修理，從而保證核電站的安全運行。

在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證是指采用所必要的驗證方法（如技術(shù)論證和實操考試）對核承壓設(shè)備在役檢查用的無損檢驗技術(shù)（包括檢驗設(shè)備、程序和人員）在實際的檢驗條件下具備的性能進行確認，以證明其能滿足實際檢驗條件下的技術(shù)規(guī)范要求。

無損檢驗技術(shù)能力驗證是一套涉及人員、設(shè)備、程序的完整體系，已被國外核電主要國家如美、法、英等國廣泛采用。實踐證明其可以有效地驗證核電無損檢驗技術(shù)的可靠性，不僅推動了檢驗技術(shù)的發(fā)展，更提高了諸如反應(yīng)堆壓力容器、管道等關(guān)鍵設(shè)備在役檢查的可靠性，特別是缺陷檢出率、缺陷尺寸測量的精度和準確度，有力保證了核設(shè)備的安全。目前，較為成熟的應(yīng)用于核電站在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證的方法主要有以美國ASME規(guī)范第Ⅺ卷附錄Ⅷ驗證要求為基準的PDI（Performance Demonstration Initiative）能力驗證方法和歐洲各國核電站運營商聯(lián)合成立的“歐洲無損檢驗和能力驗證聯(lián)盟（ENIQ）”發(fā)布的能力驗證方法（以下簡稱ENIQ能力驗證方法）。

1 國內(nèi)在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證的發(fā)展

目前國內(nèi)在建和運行核電站的在役檢查主要參照ASME規(guī)范或RSE-M規(guī)范執(zhí)行。在新版的ASME、RSE-M規(guī)范中均提出了無損檢驗技術(shù)能力驗證的要求。ASME規(guī)范第Ⅺ卷和RSE-M規(guī)范已分別于1989年和1997年開始提出在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證要求。國內(nèi)能力驗證監(jiān)管機構(gòu)也明確要求核電站在役檢查無損檢驗技術(shù)必須進行能力驗證。

2009年中核武漢核電運行技術(shù)股份有限公司（CNPO）率先在秦山第二核電廠3、4號機組實施了在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證。其驗證的主要方法為ENIQ，由于當時國內(nèi)并無專門的驗證機構(gòu)，因此其特殊驗證項目在英國IVC驗證中心實施，該特殊驗證的主要對象為反應(yīng)堆壓力容器筒體環(huán)焊縫（含堆焊層）、筒體與接管連接焊縫、安全端焊縫（含異種和同種），主采用技術(shù)評價和操作考試（明測或盲測）相結(jié)合，對檢驗程序和設(shè)備的鑒定采用明測，對人員及系統(tǒng)鑒定采用盲測。其余在役檢查項目采取常規(guī)驗證的方式，由國內(nèi)能力驗證監(jiān)管機構(gòu)業(yè)內(nèi)專家對相應(yīng)的檢驗程序進行審查。

此次驗證是國內(nèi)具有在役檢查資質(zhì)的單位第一次實施的能力驗證，基于秦山第二核電廠3、4號機組在役檢測無損檢驗?zāi)芰︱炞C的寶貴經(jīng)驗，同時為了更好的開展國內(nèi)核電廠在役檢查能力驗證工作，國家核安全局委托華北核與輻射監(jiān)督站為國內(nèi)唯一的能力驗證機構(gòu)，其職責為負責國內(nèi)核電廠的在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證實施。目前該機構(gòu)已主導完成了國內(nèi)M310堆型核電廠和AP1000堆型核電廠的役前和在役檢查能力驗證工作，正在主導進行華龍1號堆型和WWER堆型核電廠的能力驗證工作。

2 國內(nèi)在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證思路

2.1 M310堆型核電廠驗證思路

M310堆型是國內(nèi)目前在建和運行的主流機組，其在役檢查執(zhí)行規(guī)范為RSE-M規(guī)范，而RSE-M規(guī)范能力驗證要求和ENIQ能力驗證的方法在思路和內(nèi)容上基本一致，且在歐洲各國有很好的實踐經(jīng)驗，因此針對M310堆型核電廠的能力驗證思路采用了ENIQ能力驗證的方法。根據(jù)被檢部件對安全的影響程度及核電廠的運行經(jīng)驗反饋情況，一般將核電廠在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證分為特殊、綜合、常規(guī)、不需驗證等類型，驗證分類選取原則如下：

1）特殊驗證項目的選取原則為缺陷在該設(shè)備上重復出現(xiàn)，缺陷對該設(shè)備的核安全狀況造成影響，缺陷的損傷機理已經(jīng)確定，主要考慮核安全一級主設(shè)備。

2）綜合驗證項目應(yīng)用于在相似設(shè)備的部分部件或區(qū)域，認為這些設(shè)備可能出現(xiàn)缺陷（基于概率分析或國內(nèi)外運行經(jīng)驗反饋），其缺陷可能影響裝置的安全。而且檢驗技術(shù)比較復雜，影響因素比較多。

3）常規(guī)驗證項目是為了確保對裝置安全有重要影響的設(shè)備的完整性，從縱深防御的角度出發(fā)，即使沒有設(shè)計或運行數(shù)據(jù)證明會出現(xiàn)對裝置安全性或完整性有害的缺陷，也會認為有必要檢查這些設(shè)備的某些區(qū)域。

4）不需驗證項目的驗證是特殊驗證項目、綜合驗證項目和常規(guī)驗證項目之外的設(shè)備上進行的預(yù)防性維護措施。如果檢驗方法與制造時相同，檢驗閾值和靈敏度水平的設(shè)置至少應(yīng)與制造期間相當。如果檢驗方法與制造時不同，所采用的檢驗技術(shù)的靈敏度水平至少相當于該級別設(shè)備的要求。

驗證分類的選取流程詳見圖1。

2.2 AP1000堆型核電廠驗證思路

AP1000堆型采用美國西屋第三代核電機型，其在役檢查參照規(guī)范為ASME規(guī)范Ⅺ卷1998版及其增補。鑒于國內(nèi)尚無執(zhí)行ASME規(guī)范堆型核電廠能力驗證的實施經(jīng)驗，以及考慮ENIQ能力驗證方法的廣泛適用性，對于AP1000堆型能力驗證主要參照ENIQ能力驗證方法實施，但對于特殊驗證項目，選取ASME規(guī)范第Ⅺ卷附錄Ⅷ（1998版）中適用AP1000機組需求的能力驗證項目且檢查技術(shù)難度較高的在役檢查項目作為特殊驗證項目，其余在役檢查項目參考ENIQ的能力驗證方法要求分為不需驗證項目、常規(guī)驗證項目和綜合驗證項目三類[1]。

綜上所述，目前國內(nèi)核電廠在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證的主要驗證思路是總體采用了ENIQ的驗證方式，同時結(jié)合不同法規(guī)、規(guī)范和標準的要求，針對具體驗證項目提出相應(yīng)的驗證要求。

3 國內(nèi)在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證的實施

國內(nèi)核電廠在役檢查能力驗證活動通常一次性實施，根據(jù)能力驗證工作量和核電廠設(shè)備安裝或役前檢查進度，也可采取分批實施的方式。受檢部件的役前及在役檢驗工作需在該項目能力驗證工作完成并獲得國家核安全局批準后方可進行。

3.1 在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證方案

在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證方案是能力驗證工作開展的前提，后續(xù)具體實施無損檢驗技術(shù)能力驗證的指導文件。能力驗證方案至少包含以下內(nèi)容：

1）能力驗證實施的方法及流程

2）驗證項目及分類

3）盲測考核驗收準則

4）驗證實施計劃

3.2 能力驗證基本流程

1）核電廠營運單位負責向國家核安全局提出能力驗證申請，國家核安全局組織無損檢驗?zāi)芰︱炞C機構(gòu)對方案開展審查。

2）在完成檢驗技術(shù)規(guī)范書、檢驗程序、功能測試報告和明測報告等文件后，由檢驗單位向驗證機構(gòu)提出驗證申請，驗證機構(gòu)根據(jù)驗證方案規(guī)定的驗證方法及驗證計劃對能力驗證項目實施驗證。

3）無損檢驗?zāi)芰︱炞C機構(gòu)將能力驗證審查意見（包括檢驗項目、程序和人員名單）提交國家核安全局。國家核安全局向在役檢查承包商發(fā)布能力驗證結(jié)果，并抄送無損檢驗?zāi)芰︱炞C機構(gòu)、地區(qū)監(jiān)督站以及核電廠營運單位。

簡明的能力驗證實施流程見圖2。

3.3 能力驗證項目的實施

3.3.1 特殊驗證項目的實施

特殊驗證需審查技術(shù)規(guī)格書、檢驗程序、設(shè)備功能測試大綱及功能測試報告、技術(shù)論證報告、無損檢驗結(jié)果報告等，進行設(shè)備功能測試、明測測試和盲測測試。

1）技術(shù)規(guī)格書

審查技術(shù)規(guī)格書的相關(guān)要求是否滿足標準規(guī)范、在役檢查大綱和能力驗證方案的要求。

2）檢驗程序

審查檢驗程序的相關(guān)技術(shù)參數(shù)是否滿足技術(shù)規(guī)格書、標準規(guī)范、在役檢查大綱和能力驗證方案的要求。重點關(guān)注程序中關(guān)于重要變素和關(guān)鍵參數(shù)的內(nèi)容。

3）設(shè)備功能測試文件及功能測試報告

審查設(shè)備功能測試文件內(nèi)容和結(jié)果是否滿足技術(shù)規(guī)格書和檢驗程序的要求。

4）技術(shù)論證報告和無損檢驗結(jié)果報告

審查技術(shù)論證報告的論據(jù)是否充分、結(jié)論是否正確、合理，檢驗程序是否與技術(shù)論證報告一致，檢驗結(jié)果是否合理、有效和可重復。

5）設(shè)備功能測試

主要測試檢驗設(shè)備的分辨率、定位精度、可達性、數(shù)據(jù)采集和存儲性能、綜合性能等內(nèi)容，是否滿足檢驗程序的要求。

原則上設(shè)備功能測試應(yīng)在相應(yīng)的模擬體上進行檢驗系統(tǒng)的功能測試。但如果相同型號的檢驗設(shè)備已完成過類似的功能測試，那么可不再進行現(xiàn)場測試。檢驗系統(tǒng)功能測試的模擬體可采用1：1的模擬體或結(jié)構(gòu)尺寸相似的模擬體。

6）明測測試

明測測試一般為在役檢查承包商根據(jù)已驗證的程序和設(shè)備在已知缺陷的試件上進行檢驗，并出根據(jù)檢驗結(jié)果出具相應(yīng)的明測測試報告。

明測過程中主要關(guān)注選取的測試缺陷的數(shù)量、分布和性質(zhì)是否能夠證明檢驗技術(shù)滿足檢驗規(guī)范、技術(shù)規(guī)格書和檢驗程序的要求，超過記錄標準的缺陷是否能夠檢出并準確地定量，檢驗報告是否滿足要求等。

7）盲測測試

盲測測試主要分為數(shù)據(jù)采集人員測試和數(shù)據(jù)分析（評片）人員測試，具體測試方式如下：

數(shù)據(jù)采集人員測試

數(shù)據(jù)采集人員按照驗證機構(gòu)的要求，使用經(jīng)批準的檢驗程序，依據(jù)檢驗程序的要求，對儀器、線纜進行測試，選取合適的探頭進行靈敏度標定，設(shè)置合適的采集參數(shù)，在明測試件上對于驗證機構(gòu)指定的區(qū)域進行數(shù)據(jù)采集，驗證機構(gòu)對于數(shù)據(jù)采集過程的正確性進行評判。

數(shù)據(jù)分析人員測試

數(shù)據(jù)分析（評片）人員按照驗證機構(gòu)的要求，使用經(jīng)批準的檢驗程序，對驗證機構(gòu)指定的數(shù)據(jù)進行分析，并填寫檢驗結(jié)果報告，驗證機構(gòu)對于檢驗結(jié)果的正確性進行評判。

盲測試件

盲測試件應(yīng)能代表被檢部件的尺寸和幾何結(jié)構(gòu)，包含典型的掃查約束條件（如單邊可達結(jié)構(gòu)）。對于試件材料（含焊縫），一般要求盲測試件的尺寸、結(jié)構(gòu)、材料、焊接工藝等與被檢部件基本相同。

對于盲測試件缺陷的制作，由驗證機構(gòu)組織設(shè)計，由有資質(zhì)的制造廠具體制作。

明測試件

明測試件的制作要求與盲測試塊基本一致，但對于明測試塊的缺陷設(shè)計由役檢查承包商組織設(shè)計，必要時也可采用孔、槽等標準反射體進行缺陷模擬。

3.3.2 綜合驗證項目的實施

綜合驗證需審查技術(shù)規(guī)格書、檢驗程序、設(shè)備功能測試大綱及功能測試報告、技術(shù)論證報告、無損檢驗結(jié)果報告等，進行設(shè)備功能測試、明測測試，具體驗證方式與特殊驗證項目相關(guān)內(nèi)容要求一致。

3.3.3 常規(guī)驗證項目的實施

常規(guī)驗證需審查技術(shù)規(guī)格書、檢驗程序，具體驗證方式與特殊驗證項目相關(guān)內(nèi)容要求一致。

3.3.4 不需驗證的實施

不需驗證項目由核電廠運營單位提出技術(shù)要求，檢驗單位編制檢驗程序，核電廠運營單位對檢驗程序進行審查。

3.4 等效驗證的實施

當申請驗證的項目與已通過驗證項目使用的無損檢驗技術(shù)相同，檢驗技術(shù)中重要變素、被檢驗部件的關(guān)鍵參數(shù)，技術(shù)規(guī)格書要求基本相同或相近時，在役檢查承包商可以提出等效驗證的申請。

檢驗技術(shù)中重要變素是指檢驗技術(shù)中的相關(guān)參數(shù)變化可能對檢驗活動及檢驗結(jié)果產(chǎn)生影響的要素，例如超聲探頭晶片尺寸、頻率、射線檢驗幾何不清晰度等。

被檢部件的關(guān)鍵參數(shù)主要包括焊縫坡口形式、焊接工藝、材質(zhì)、規(guī)格等。

當申請等效驗證時，在役檢查承包商需提交對比分析報告，對比分析報告需對技術(shù)規(guī)范和技術(shù)規(guī)格書要求、被檢部件信息和檢驗技術(shù)中的各要素一一進行對比分析，以論證檢驗技術(shù)中重要變素、被檢驗部件的關(guān)鍵參數(shù)未發(fā)生改變。當申請的驗證項目和已通過的驗證項目的被檢部件和檢驗技術(shù)均完全一致時，可直接等效。

當檢驗技術(shù)中重要變素、被檢驗部件的關(guān)鍵參數(shù)發(fā)生變化時，在役檢查承包商需編制技術(shù)論證報告。技術(shù)論證報告需詳細論證有差異的部分是否影響檢驗結(jié)果，是否可達到原檢驗程序的檢驗?zāi)康?，對檢驗結(jié)果是否會產(chǎn)生影響，若無影響時可直接實施等效驗證，否則不能實施等效驗證。

當檢驗設(shè)備發(fā)生變化時（包括數(shù)據(jù)分析軟件的升版），在役檢查承包商還需提交新增加設(shè)備的設(shè)備功能測試報告，以證明新增加設(shè)備的功能不低于原驗證項目中的設(shè)備功能，否則，需向驗證機構(gòu)申請新增測試設(shè)備測試驗證。

4 結(jié)束語

國內(nèi)已初步建立了核電廠在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證體系，其驗證方式及驗證流程主要遵照歐洲ENIQ的驗證體系要求執(zhí)行，在遵循統(tǒng)一驗證流程和規(guī)則的前提下，根據(jù)不同電廠機組類型和適用標準的不同，分別制定符合相關(guān)電廠要求的驗證方案來實施驗證。

目前國內(nèi)已具備較為豐富的能力驗證實施經(jīng)驗，但在驗證實施過程中更多的是參考國外的驗證經(jīng)驗及規(guī)范標準，尤其是針對國外無驗證實施經(jīng)驗的堆型或者在役檢查執(zhí)行規(guī)范無驗證要求的堆型驗證實施困難較大，建議盡快建立國內(nèi)相應(yīng)的無損檢驗技術(shù)能力驗證標準體系，以進一步規(guī)范并完善核電站在役檢查無損檢驗技術(shù)能力驗證活動。

【參考文獻】

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[4]ASME 1998 XI卷核電廠部件在役檢查規(guī)則.