T-CNEA 091-2023 高温气冷堆核动力厂在役检查规范

ICS27.120.20CCSF65团体标准T/CNEA0912023高温气冷堆核动力厂在役检查规范specificationforin-serviceinspectionofhightemperaturegas-coolednuclearpowerplant2023-09-26发布2023-11-01实施中国核能行业协会发布T/CNEA0912023前言 1范围 2参考文件 3术语和定义 4一般要求 5设计考虑 6核动力厂营运单位职责 7在役检查实施及要求 8检验结果的评价 9试验要求 10修理更换后的重新检验和压力试验要求 11检验装备、方法和技术 12记录和报告 附录A(规范性)缺陷规范化 T/CNEA0912023前言本文件按照GB/T1.12020《标准化工作导则第1部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由中国核能行业协会提出并归口,技术支持单位为上海核工程研究设计院有限公司、核工业标准化研究所、苏州热工研究院有限公司、华能核能技术研究院有限公司。本文件起草单位:华能山东石岛湾核电有限公司、华能核能技术研究院有限公司、中核武汉核电运行技术股份有限公司、哈尔滨工程大学。本文件主要起草人:徐安、王庆武、徐华锋、孙海漩、贾晶晶、李志容、李铮、马刚、余其涛、许远欢、蔡家藩、葛亮、高俊、吴志军、王威、魏文斌、陈潇、杨渊萍。本文件为首次发布。ⅢT/CNEA0912023高温气冷堆核动力厂在役检查规范1范围本文件规定了高温气冷堆核动力厂核安全1、2、3级承压设备,及支承件和安全壳的在役检查规范,包括一般要求、设计考虑、在役检查实施及要求、检验结果评价、试验要求、修理和更换、管理、记录和报告等。本文件适用于高温气冷堆动力厂核安全1、2、3级承压设备,及支承件和安全壳在役检查工作。2参考文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中,注日期的引用文件,仅该日期对应的版本适用于本文件;不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。NB/T20312压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则NB/T20003.2核电厂核岛机械设备无损检测第2部分:超声检测NB/T20003.4核电厂核岛机械设备无损检测第4部分:渗透检测ASME-Ⅲ(2004)核设施部件建造规则(rulesforconstructionofnuclearfacilitycomponents)ASME-V(2004)无损检测(nondestrulctiveexamination)ASME-X(2004)核电厂部件在役检查规则(rulesforinserviceinspectionofnuclearpowerplantcomponentsnondestructiveexamination)3术语和定义本文件没有需要界定的术语和定义。3.1在役检查在役检查是为保障设备安全运行,采用无损检验方法对设备的全部或部分构件和焊缝按预定计划及进度进行的定期检验活动。在役检查是一种预防性维修。3.2检查间隔按照在役检查大纲,完成100%要求检测项目所需的时间间隔,分为"非均匀分布"和"均匀分布"检查间隔,本规范推荐使用均匀分布检查间隔,每个检查间隔为10年。3.3检查期均匀分布检查间隔10年内,第3、第7、第10年时,必须按照在役检查大纲完成一定百分比的检测项目,第0~3、4~7、8~10年即为3个检查期。3.4显示无损检测过程中收集到的所有原始数据,如信号、测量结果、图像等。1T/CNEA09120233.5缺陷显示设备或部件存在内部或表面的非结构不连续性、异物、材质缺失、不符合验收标准的测量值、异常表现或材料性能恶化。3.6未发生明显变化渗透或磁粉检验:缺陷长度变化5mm;射线检验:缺陷长度变化10mm或1/3部件厚度,二者取较小值;超声检验:缺陷幅度变化6db或缺陷尺寸变化达到缺陷处声束宽度的1.5倍,二者满足之一。3.7高温部件普通碳钢和低合金钢温度超过371℃,不锈钢、800H合金等温度超过427℃时,属高温部件。行能3.8核安全等级行能高温气冷堆核动力厂与安全有关的反应堆一回路冷却剂压力边界系统和设备安全等级分为核安全1、2、3级。核安全1级包括其故障会引起反应堆失冷失压的系统与设备;核安全2级包括构成反应堆压力边界,但不属于核安全1级的系统和设备;核安全3级包括为安全系统提供必要支持功能的系统和设备。4一般要求4高温气冷堆核动力厂核安全1、2、3级部件及其支承件在役检查主要按照ASME-XI(2004)第一分册,在役检查检验方法和验收标准要求如下:a)检验方法方面,对于ASME-X(2004)第一、第二分册中检查类别相同但方法不同的检查项目,按照从严要求的原则,均采取更严格的检验方法;b)验收标准方面,高温部件采用ASME-Ⅲ(2004)进行验收,其他受检部件按照ASME-XI(2004)第一分册进行验收。arEnergy4.1arEnergy在役检查大纲的格式和内容应参照核安全监督管理部门发布的文件执行。在役检查相关程序、记录、检查结果及相关报告应满足高温气冷堆核动力厂质量保证大纲及相关管理和技术要求。在役检查大纲和程序的修订应形成修订说明。4.2在役检查实施单位和检验人员从事核动力厂在役检查实施单位和检验人员应满足《民用核安全设备监督管理条例》等相关法规,在许可范围内从事检验活动。检验人员应经过培训授权,确保检验人员能力满足在役检查的需要。4.3检验类别核安全1、2、3级承压设备,支承件及安全壳应确定相应的检验类别,检验类别及被检部件对照关系见表1~表4,其中核安全1级部件检验方法及验收标准按照ASME-XI(2004)表IWB-2500-1执 2T/CNEA0912023行,核安全2级部件检验方法及验收标准按照ASME-X(2004)表IWC-2500-1执行,核安全3级部件检验方法及验收标准按照ASME-XI(2004)表IWD-2500-1执行,核安全1、2、3级部件支承件检验方法及验收标准按照ASME-XI(2004)表IWF-2500-1执行,安全壳检验方法及验收标准按照ASME-XI(2004)表IWL-2500-1执行。高温气冷堆核动力厂核安全1、2、3级典型部件在役检查项目表举例见资料性附录A。Cy核安全2级部件检验类别对照表表1核安全1级部件检验类别对照表Cy核安全2级部件检验类别对照表检验类别被检部件B-A,B-B反应堆压力容器的承压焊缝、其他容器的承压焊缝B-D容器上全焊透的接管B-F容器接管的承压异种金属焊缝B-J管道的承压焊缝能行B-G-1直径大于5mm的承压螺栓件B-G-2直径等于或小于50mm的承压螺栓件B-K容器、管道、泵和阀门的连接件焊缝B-N-2与反应堆压力容器相连的堆芯支撑结构和内件焊缝B-O控制棒壳驱动机构和仪表接管密封壳的承压焊缝B-P所有的承压部件B-Q蒸汽发生器传热管B-M-2泵壳、阀体/非管类镍基合金、高温部件检验类别arC-CrgC-D直径等于和大于50mm的承压螺栓件C-F-1奥氏体不锈钢或高合金管道中的承压焊缝C-F-2碳钢或低合金钢管道中的承压焊缝C-H所有的承压部件表3核安全3级部件检验类别对照表检验类别被检部件D-B所有的承压部件34T/CNEA0912023表4核安全1、2、3级部件支承件及安全壳检验类别对照表检验类别被检部件F-A1级管道支承件2级管道支承件3级管道支承件除1、2、3级和MC级管道支承件以外的支承件L-A安全壳4.4可达性由于系统设计、几何形状、材料性能、放射性屏蔽、检验技术等原因无法按要求实施检验时,应列出在役检查项目不可达清单。对于检验过程中发现的不可达项目,应通过替代检验或补充检验等方法对不可达部位进行检验,并编制不可达清单。不可达清单内容应至少包括受检部件、受检部件编号、核安全级别、检验方法、不可达比例及原因、现场照片或示意图、不可达论证等。对于不可达的论证,应包含已采取措施、制造期间无损检测结果等,以表明该不可达经论证是可接受的。5设计考虑5.1设计单位应对系统、部件及其布置设计进行审查,以保证所有要求的检验和试验都能顺利进行。审查要点如下:a)是否留有足够空间,以便于人员和设备进出,并便于使用要求的方法和技术进行检验;b)是否已采用了适宜的几何形状和焊缝结构,以考虑检查方法和技术的要求;C)是否已考虑到了把人员受到的辐射照射减少到合理可行尽量低的水平;d)为进行必要的检验和试验,是否已考虑到如何拆除、存放和恢复结构件、屏蔽部件、保温层和其他设备与部件;是否已考虑了在必要处安装和支撑装卸机械(如起重机或其他装卸设备),以便于设备、部件和其他材料的拆除、解体、复装和存放;e)是否已为用不同方法进行检查留有余地(如认为可能需要其他方法进行检验时);f)是否已考虑了一回路各单个部件和其他接触放射性冷却剂的设备和检查用装备的去污设施;g)是否已考虑包括诸如部件表面的光洁度、杂质或腐蚀产物的积累,以及材料的选择、环境温度问题;h)是否考虑了在役检查所需要试块毛坯的留样需求和清单。5.2设计单位应根据设计结果并结合适用的规范及以往在役检查经验反馈,提出在役检查应关注的部位、检查及验收要求,并对确定的检查不可达进行评估论证。5.3核动力厂营运单位应得到本章所建议的全部资料,以便在役检查大纲的编制。6核动力厂营运单位职责6.1高温气冷堆营运单位应负责制定和执行本规范中所述及的在役检查,具体要求应包括:5T/CNEA0912023a)审查高温气冷堆设计和系统部件的布置的合理性;b)审查在役检查实施单位及检验人员的资质;C)组织在役检查大纲、检验程序的编制及报审;d)组织在役检查的实施,对检查结果进行评价;e)编制在役检查结果报告,保存相关记录,如射线照片、图纸、报告等;f)提交国家核安全部门可能要求的相关资料。6.2高温气冷堆营运单位应保证根据实践经验和变化了的现场条件,从整体和细节两方面对在役检查大纲进行审查,必要时做修订。7在役检查实施及要求7.1役前检查要求在役检查包括役前检查和在役检查两部分,役前检查的要求应包括但不限于:a)役前检查包括应进行在役检查的所有部件,对于在役检查采取取样检验的部件,役前检查应全检;b)进行役前检查的焊缝,应检验焊缝和邻近母材规定部分的全长度;C)役前检查作为在役检查的一部分,提供受检部件初始状态下的数据,作为以后检查结果的比较依据(或称"零点");d)修理过的或更换过的部件,应实施役前检查。7.2在役检查计划安排高温气冷堆核动力厂在役检查执行"均匀分布"检查间隔,检查间隔与检查期的要求应包括但不限于以下内容。a)检查计划执行"均匀分布"检查间隔(见表5),每个检查间隔为10年。b)每个检查间隔的年限可以缩短或延长,但不得超过一年,以便使在役检查与高温气冷堆停堆检修相配合。如果高温气冷堆连续停运时间半年或半年以上,则所在的检查间隔时间可以根据停运时间相应延长,且原计划相继周期也据此延长。C)每个检查间隔划分为三个检查期。在各检查期内,应根据部件、检验方法以及高温气冷堆正常运行或计划停堆所允许的可达性,完成所要求一定比例的检验。每个检查期内的检验是整个检查间隔内检验的一部分。d)要求部件解体的检验,应在部件解体后进行。修理或更换部件的检查间隔应与电厂后续检查间隔保持一致。e)接近寿期时,应根据电厂设备状态和缺陷变化的信息,必要时缩短检查间隔。f)对于下列受检类别项目,可根据具体受检对象,调整每个检查间隔的检验百分比或延至检查间隔末进行,以代替表5规定的百分比要求。 检查类别B-A、B-D、B-F:允许推迟到检查间隔末的部分检验; 检查类别B-A、B-L-1、B-M-1、B-N-2、B-0:允许推迟到检查间隔末的检验; 检查类别B-G-1、B-G-2、B-L-2、B-M-2:为了对部件进行维修、修理/更换活动或体积检验而进行拆卸时,允许推迟到部件拆卸后进行; 检查类别B-K:部件支承件变形。T/CNEA0912023表5在役检查间隔和检查期"检查间隔检查期,核动力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/%允许的最大检验百分数/%第一个(10年)0~33~77~1050*5075100第二个(10年)10~1313~1717~201650*1005075100第三个(10年)20~2323~2727~301001650*1005075100第四个(10年)能30~33能33~3737~4050*1005075100注":任何检查类别(或项目),如果第一个检查期内完成的检验百分数超过34%,则在第二个检查期内至少要求检验16%。对于检验项目中允许检查期内调整检验百分比的,可以代替表中规定的百分比要求。7.3取样检验7.3.1核安全1级部件的取样检验要求应包括:a)核安全1级设备焊缝:在每个检查间隔进行100%检查;b)核安全1级接管焊缝:与容器连接的接管焊缝在每个检查间隔进行100%检查;C)核安全1级管道焊缝:管道同种和异种金属焊缝在每个检查间隔进行100%检查;d)核安全1级部件的承压螺栓件:限定于按照在役检查计划已选定的具体设备、泵、阀门的承压螺栓件,在每个检查间隔进行100%的检查;arEnergye)核安全1级阀门、泵:在每个检查间隔内,至少从每一组具有相同尺寸、结构设计、制造方法并在系统中起类似功能的阀门、泵中各选一个进行检arEnergyf)核安全1级部件焊接连接件:对于设计、功能和使用相似的多个容器,在每个检查间隔内可选其中之一的容器进行100%的检查;对于单个容器,选择100%焊接连接件进行检查;管道、泵和阀门的焊接连接件,在每个检查间隔按总数的10%进行抽样检查;g)控制棒驱动机构和仪表接管的承压焊缝:控制棒驱动机构密封壳、吸收球驱动壳、堆芯仪表接管密封壳的焊缝在每个检查间隔内按总数的10%进行检查;h)蒸汽发生器传热管:在每个检查期内对全部蒸汽发生器传热管进行氦检漏。7.3.2核安全2级部件的取样检验要求应包括:a)核安全2级容器承压焊缝:在每个检查间隔,对每个系统设计或功能相似的容器,可选其中一个容器的承压焊缝进行100%的检查;b)核安全2级容器上的接管焊缝:对于设计、功能和使用相似的多个容器,在每个检查间隔内可选其中之一的容器进行100%的检查,或分摊在各个容器上;C)核安全2级部件的焊接连接件:设计、结构、功能相同或相似的多个核安全2级容器,每个检查间隔只选择其中一个对焊接连接件进行检查;其他部件(容器除外)的焊接连接件,在每个检查间隔按总数的10%进行取样检验;67T/CNEA0912023d)核安全2级部件直径≥2in(约50mm)的承压螺栓:在设计、尺寸、功能和使用条件类似的一组容器、泵和阀门中任选一个进行检查;当要检查的某个部件含有一组设计和尺寸(如法兰连接、人孔盖板)类似的螺栓连接件时,则检查可在该组中的一个螺栓连接件上进行;e)核安全2级管道承压焊缝:不同检查类别焊缝按相应类别焊缝总数(不包括免检焊缝)的7.5%进行抽样检查,但抽样数量不得少于28条;f)核安全2级泵和阀门的承压焊缝:在每个检查间隔内至少从每一组具有相同尺寸、相同结构设计和相同制造方法,以及在系统中起类似功能的泵和阀门中各选一个进行取样检验。7.3.3核安全3级部件的取样检验要求应包括:a)单个核安全3级容器,每个检查间隔只选择一个焊接连接件进行检查;设计、结构、功能相同或相似的多个核安全3级容器,每个检查间隔只选择其中一个焊接连接件进行检查;行能b)核安全3级其他部件(容器除外)的焊接附件,在每个检查间隔按总数的10%进行取样检验。行能7.7.3.4核安全1、2、3级部件支承件的取样检验要求应包括:a)1级管道支承件在每个检查间隔内完成25%;b)2级管道支承件在每个检查间隔内完成15%;C)3级管道支承件在每个检查间隔内完成10%;d)非管道支承件,每个检查间隔内完成100%。但对于设计、结构、功能相同或相似的多个支承件,可选其中之一进行检查。7.3.5安全壳的取样检验要求应包括:安全壳在投入运行后第1、第3、第5年以及此后每隔5年检查一次。如果核电厂运行工况使检查不能在上述时间间隔内完成,则这些部分的检查可推迟到下一次大修。每次对所有可接近的安全壳表面完成100%检查。7.4补充检验当出现以下情况时,应进行补充检验:4arEnergy当发现取样检验中的缺陷显示超过验收标准时,则当前停堆期间的检查范围应扩大,追加额外的检查项目,进行补充检验。补充检验应在若干另选的类似部件(或区域)的相同部位进行,所选部件(或区域)的数量应至少等于被检取样部件中(或区域)的数量。4arEnergya)如果补充检验查明有更多的缺陷显示超过验收标准,则C)所作修正外,其余所有类似部件(或区域)都应按初次取样中的部件或检查项目所规定的检查范围进行检查。b)若在取样计划中要求的检查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,而且检查表明有缺陷显示超过验收标准时,则a)的补充检验应包括该第二条环路或分支管路上的类似部件或区域。如第二条环路或分支管路的检验表明仍有超过验收标准的缺陷,则应对具有相似功能的其余各环路或分支管路进行检验。C)对于在役检查发现相似系统或部件存在共因缺陷的情况,应在原检查计划的基础上缩短检查期和扩大检查范围。d)蒸汽发生器传热管在进行整体氦检漏后,如果发现有泄漏情况,应对每根蒸汽发生器传热管进行氦检漏以确定泄漏部位。7.5重复检验当出现以下情况时,应进行重复检验。a)在一个检查间隔内进行的部件检查的顺序,应尽可能在以后的检查间隔内予以保持。T/CNEA0912023b)当部件的检查结果表明显示超过了验收标准,并确认该部件可以继续使用时,则从超标缺陷发现时间起的一个检查间隔期内开展三次重复检验,并把它作为最初的大纲检查进度中的一项附加要求。对于已修复的危险性缺陷,如果不能确认缺陷产生条件已消除,也应开展重复检验。C)一旦按所要求的重复检验表明在随后的三次检查中缺陷显示未发生明显变化,则该部件的检查计划可恢复到最初的检查计划。7.6在役检查的免检7.6.1免检的核安全1级部件满足下列要求的核安全1级承压部件(或部件的零件),可免受体积检验和表面检验:a)除蒸汽发生器传热管外,不超过DN25的管道;b)不超过DN25,有一个进口和一个出口的部件和管道;C)有多个进口和多个出口,其附加管道横截面积不超过DN25的部件和管道;d)由于控制棒驱动机构贯穿件导致不能接近的、不超过DN50的反应堆压力容器封头上的连接件及其与之相连的管道;e)由于密封在混凝土内、埋入地下、位于贯穿件内侧或由护管封装而不可达的焊缝或焊接部分。7.6.2免检的核安全2级部件满足下列要求条件之一的核安全2级承压部件或部件的部分,可免受体积检验和表面检验:a)不超过DN100的部件和管道;b)有一个进口和一个出口的部件和管道,两者≤DN100;C)有多个进口和多个出口,其累计管道横截面积≤DN100的部件和管道;d)运行压力≤1.9Mpa且运行温度≤93℃;e)正常运行期间不充有水的系统开端部分最后一个截止阀外,任何尺寸的管道和其他部件。7.6.3免检的核安全3级部件满足下列要求的核安全3级承压部件或部件的部分,可免受目视检验:a)不超过DN100的部件和管道;b)有一个进口和一个出口的部件和管道,两者DN≤100;C)有多个进口和多个出口,其累计管道横截面积DN≤100的部件和管道;d)运行压力≤1.9Mpa和运行温度≤93℃,且不要求支持余热排出和应急堆芯冷却的部件;e)由于包容在混凝土内、埋入地下、位于贯穿件或防护套管内封装不可接近的焊缝或焊接区。7.6.4免检的部件支承件满足下列要求的支承件可免受检验:a)凡连接免除体积检验、表面检验、或目视检验核安全1、2、3级管道和其他项目的支承件;b)凡埋入混凝土、地下或封闭在套管内的支承件部分。7.6.5安全壳免检部分被衬里、地基材料或回填土覆盖,或受相邻结构、部件、零件或附件以其他方式阻挡混凝土表面的部分。8检验结果的评价8.1显示特征化的原则在役检查过程中,对检验出的显示按照图1所示的"显示处理流程图"进行处理和评价。8T/CNEA0912023图1显示处理流程图所有役前和在役检查发现的缺陷都应该进行规范化处理,即:用一个充分包容该缺陷区域的矩形或正方形描述缺陷,以矩形或正方形的尺寸确定缺陷的尺寸。矩形或正方形的宽度l表示缺陷的长度,其方向平行于设备的内承压表面;矩形或正方形的a或2a表示缺陷的深度,其方向垂直于设备的内承压表面,表面缺陷的深度以a表示,深埋缺陷的深度以2a表示。缺陷的形状比以a/l计算,比值不应超过0.5。缺陷的类型分为表面平面缺陷、深埋平面缺陷、非平面型缺陷、平行的平面缺陷、分层缺陷、射线检验的缺陷、表面或体积检验探出的线状缺陷,缺陷类型的划分原则及显示的相关性详见规范性附录A。8.2验收标准验收标准是规定的可以接受的、最大允许的缺陷宽度和深度以及深度与部件壁厚比率或面积的规定值。本标准所采用的验收标准按照ASME-XI(2004)IWB-3000、IWC-3000、IWD-3000执行。T/CNEA09120239试验要求9.1气压试验对于气体介质系统,核安全级部件系统安装后、装料前进行气压试验,其试验介质为气体,气压试验压力为1.1倍设计压力,保压时间至少10min,看压力变化是否满足设计要求。9.2水压试验对于水介质系统,核安全级部件系统安装后、装料前进行水压试验及VT-2,试验压力为1.25倍设计压力,保压时间至少10min(不带保温层)或4h(带保温层),看是否有泄漏痕迹。9.3泄漏率试验行能对于气体介质系统,核安全级部件系统安装后、装料前一回路系统及其与之相连系统应要开展泄漏率试验。行能对于气体介质系统,正式运行后一回路系统及其与之相连系统的泄漏率试验在每次停堆大修时进行,试验压力不小于反应堆额定100%功率下的压力,保压时间至少10min,看压力变化是否满足设计要求。9.4泄漏试验对于水介质系统,核安全级系统泄漏试验及VT-2时机为停堆大修期间,在每个检查期进行泄漏试验以及试验期间的泄漏检查,试验压力为系统正常运行压力,保压时间至少10min(不带保温层)或4h(带保温层),看是否有泄漏痕迹。10修理更换后的重新检验和压力试验要求10.1重新检验修理或更换后的部件应重新检验:修理或更换后的部件应重新检验:无论何种原因,修理或更换的部件应进行重新检验。承压部件在恢复使用前,营运单位应编制压力试验程序和技术文件以指导试验进行。这种重新检验应包括无损检测的方法,而且应把重新检验的结果作为以后在役检查新的依据。ararEnergy10.2修理更换后的压力试验要求役前及在役检查范围内的承压部件若通过焊接的方式进行修理或更换,重新投入使用前应进行压力试验或系统泄漏试验,但以下项目可免除压力试验:a)堆焊层;b)热交换器传热管堵塞和套管;C)不贯穿压力边界的管道、泵和阀门的焊接或钎接接头;d)去除和更换的小于法兰轴向厚度一半的法兰密封面;e)金属去除后留下的壁厚至少为最小设计壁厚90%的压力容器焊接;f)DN25或更小的部件或连接件;g)在堆焊层上焊接的管与管板焊缝;10T/CNEA0912023h)密封焊缝;i)在部件的非承压与承压部分之间的焊接和钎接接头;j)阀盘或阀座。检验装备、方法和技术11.1检验装备11.1.1仪器设备高温气冷堆核动力厂在役检查仪器设备要求如下。a)用于检验和试验的所有设备,其质量、量程和精确度应符合有关部门认可的标准。行能b)为保证检验的可靠性和重复性,或检验结果的准确性和有效性,在役检查和役前检查应尽可能使用类型相同的、性能鉴定合格的检验设备。通用无损检验设备均应有出厂合格证,经标定(校准)合格且在有效期内。行能C)无损检验设备和检验系统使用前应按书面校准程序定期校准和重复校准。所有检验设备和检验系统应持有完整的校准记录,并在检验设备上适当标识。核动力厂营运单位应按质量保证大纲定期核实其有效性。11.1.2.1标准试块标准试块是指用于设备标定和校验的试块,由专门机构负责制定,试块的材质、形状、尺寸及表面状态都统一规定。标准试块应经计量部门检定合格。在役检查参考试块要求如下:a)参考试块材质、表面光洁度、声学性能等与被检部件相同或相近;b)役前检查与在役检查使用同一种参考试块;C)参考试块在防火、防腐蚀的环境中妥善保管,以免尺寸发生变化、受到机械损坏或丢失。11.1.3检查用耗材4在役检查用耗材包括超声检验耦合剂、渗透剂、显像剂、清洗剂等,具体要求如下。4a)超声检验耦合剂超声检验耦合剂硫、a)超声检验耦合剂超声检验耦合剂硫、卤素(氯和氟)等含量应满足NB/T20003.2中5.3耦合介质的要求。b)渗透剂、显像剂和清洗剂渗透剂、显像剂和清洗剂的杂质含量应满足NB/T20003.4中5.2.2渗透检测材料中有害元素含量要求。11.2检验方法和技术检验方法和技术包括超声检验(UT)、射线检验(RT)、液体渗透检验(PT)、泄漏检验(LT)、目视检验(VT-1、VT-2、VT-3)、磁粉检验(MT)等。11.2.2超声检验超声检验参考的规范、检验区域、检验方法等要求如下。a)执行标准超声检验按照ASME-XI(2004)IWA-2232的要求执行,是用于检验平面型缺陷(如裂纹或裂纹型缺陷)的有效方法。T/CNEA0912023b)检验区域检验区域包括焊缝及邻近母材。C)检验方法检验方法包括纵波直探头检验法和横/纵波斜探头检验法两种,扫查方向为平行和垂直于焊缝。d)显示的记录所有波幅超过20%基准线的信号应进行记录。11.2.3射线检验射线检验参考的规范、检验区域、检验方法等要求如下。a)执行标准射线检验按照ASME-X(2004)IWA-2231的要求执行,是用于检验体积型特征缺陷(如气孔、夹渣、点蚀、局部冲蚀、未熔合、具备一定高度的裂纹等)的有效方法。b)检验区域检验区域包括焊缝及邻近母材。C)检验方法进行射线检验时应优先选用单壁透照技术,在单壁透照技术不可行的情况下,可以使用双壁透照技术。d)记录准则检验区域内发现的所有显示都应当进行记录和评定。11.2.4液体渗透检验液体渗透检验参考的规范、检验区域、检验方法等要求如下。a)执行标准液体渗透检验按照ASME-XI(2004)IWA-2222的要求执行,是用于检验表面开口缺陷的有效方法,检验时应注意表面状态、渗透时间、温度、照度等。b)检验区域检验区域包括焊缝及邻近母材。C)检验方法液体渗透检验优先使用溶剂去除型着色法。d)记录准则检验区域内发现的所有显示都应当进行评定。11.2.5磁粉检验磁粉检验参考的规范、检验区域、检验方法等要求如下。a)执行标准磁粉检验按照ASME-XI(2004)IWA-2221的要求执行,是用于检验铁磁性材料表面及近表面缺陷的有效方法,检验时应注意表面状态、照度等。b)检验区域检验区域包括焊缝及邻近母材。C)检验方法检验方法包括湿磁粉磁轭法等。d)记录准则检验区域内发现的所有显示都应当进行评定。11.2.6泄漏检验泄漏检验参考的规范、适用对象、环境条件等要求如下。12T/CNEA0912023a)执行标准(统一格式)泄漏检验按照ASME-V(2004)第10章附录IW、X的要求执行。b)适用对象泄漏检验适用于蒸汽发生器所有未封堵的传热管、传热管与管板焊缝。C)环境条件在进行泄漏检验前,应对传热管进行通风处理。d)检查结果的利用如果泄漏检验发现蒸汽发生器传热管等有泄漏现象,应进行堵管等处理。11.2.7目视检验11.2.7.1直接目视检验直接目视检验的要求应包括以下3条。a)执行标准目视检验分为VT-1(用于检测部件表面不连续性和瑕疵)、VT-2(用于检测压力试验时承压部件是否泄漏)和VT-3(用于检测部件及其支承的机械及结构状态)3种,按照ASME-XI(2004)中IWA-2210的要求执行。b)检验区域直接目视检验采用目视检查的方法检验设备或部件表面的缺陷,受检对象包括螺栓螺母、法兰表面、泵和阀门、承压部件、部件支承件、安全壳等,检验内容包括磨损、裂纹、腐蚀、泄漏迹象、结构完好性等。C)直接目视方法及记录准则1)VT-1用于检验部件表面裂纹、腐蚀、磨损、冲蚀、机械损伤等表面缺陷;2)VT-2用于检验承压部件、系统的泄漏,检验时应尽可能在系统处于试验压力和温度下进行,且检验前试验压力和温度应保持足够长的时间;3)VT-3用于检验部件及其支承件的机械和结构的总体情况,如变形、位移;检验不连续性和不完整性,如螺栓连接或焊接连接处完整性丢失,检验零部件失落或松动、破碎、腐蚀及划伤等。11.2.7.2间接目视检验间接目视检验按照ASME-X(2004)中IWA-2210的要求执行,在直接目视不可达的情况下采用间接目视检验,其检验区域、检验方法、显示的记录与直接目视检验相同。11.2.8在役检查无损检测能力验证在役检查无损检测能力验证指通过所有必要方法进行的系统评估,以提供可靠的信息,证明无损检测系统(即设备、程序和人员)能够在实际检验条件下达到所需能力。能力验证通过后,方可开展役前和在役检查活动。能力验证的实施应满足核安全监督管理部门发布的核动力厂役前及在役检查无损检测能力验证相关要求。当采用的检验系统与经过验证的检验系统存在差异时,应评估对能力验证结果的影响,由此确定是否需要补充验证或重新验证。12记录和报告12.1检验报告检验报告应至少包括(但不限于)以下内容:1314T/CNEA0912023a)被检项目编号、检验程序编码、检验区域的位置和尺寸、检验方法、检验技术等全部有关资料,以便此项在役检查能重复进行,并获得相似的结果;b)超过最低记录水平的全部显示,以及与这些显示有关的全部资料(如部位、大小和方向);C)所有原始记录(如射线照相底片、照片、图表、打印纸等),那些因未获得任何显示而不需保存并在记录中加以注明的除外;d)按照验收准则对发现的显示进行评价;e)检验人员签字和资格级别。12.2综合检验报告每阶段在役检查项目检验完成后,编写综合项目检验报告,至少包括(但不限于)以下内容:a)目的;C)程序偏差;d)检验范围;e)检验执行;f)遇到的问题;g)检验结果;h)结论;i)附录;j)附件。12.3役前检查结果报告役前检查结束后,完成役前检查结果报告的编制,至少包括(但不限于)以下内容:役前检查实施、役前检查结果、异常情况处理、役前检查结果的结论、附件。12.4在役检查结果报告在役检查结束后,完成在役检查结果报告的编制,至少包括(但不限于)以下内容:在役检查实施、在役检查结果、异常情况处理、在役检查结果的结论、附件。12.512.5记录和报告的保存核动力厂营运单位应在部件寿期内保存下述在役检查相关资料,包括但不限于:a)制造完工报告和竣工图纸;b)在役检查大纲、检验和试验程序;C)检验的原始数据的记录载体(底片、光盘等)和报告等。15T/CNEA0912023附录A(规范性)缺陷规范化A.1缺陷的类型缺陷的类型分为表面平面缺陷、深埋平面缺陷、非平面型缺陷、平行的平面缺陷、分层缺陷、射线检验的缺陷、表面或体积检验探出的线状缺陷。A.1.1表面平面缺陷如果缺陷区域基本上位于如果缺陷区域基本上位于一个不平行于设备表面的平面内,并且缺陷的任一部分穿透设备表面,则被认为是表面平面缺陷;如果深埋缺陷的任何部分离表面的距离S<0.4d时,则此近表面的深埋缺陷被认为是表面缺陷,如图A.1所示。AAllaAl=2a2dAA能行1缺陷覆盖层表面4无覆盖层部件的承压表面或有覆盖层部件的覆盖层与母材的交界面若S<0.4d,a=2d+s arEnergy无覆盖层面AAllaAl=2a2dAA能行1缺陷覆盖层表面4无覆盖层部件的承压表面或有覆盖层部件的覆盖层与母材的交界面若S<0.4d,a=2d+s arEnergy无覆盖层面llll4缺陷4缺陷t图图A.1T/CNEA0912023A.1.2深埋平面缺陷如果缺陷区域基本上位于一个不平行于设备表面的平面内,并且缺陷距设备表面的距离S≥0.4a,则此类缺陷被称为深埋平面缺陷。如果设备表面有堆焊层,则应从堆焊层与基体金属的界面处测量S值,堆焊层的厚度可以是设备设计图上规定的堆焊层的名义厚度。这种情况,则评定缺陷时应将堆焊层与母材的交界面作为评定时的设备表面,如图A.2所示。无覆盖层面覆盖层表面无覆盖层面2A无覆盖层部件的承压表面或有覆盖层部件的覆盖层与母材的交界面l1缺陷2Al2缺陷2S2Al=2l=2图A.2深埋平面缺陷A.1.3复合平面缺陷假如几个相邻缺陷之间的间距小于或等于S,这些不连续的缺陷可看作一个平面缺陷。根据本附录A.1.1和A.1.2节的原则,可将这个复合平面缺陷描述为表面平面缺陷,或深埋平面缺陷。复合平面缺陷区域的边界应包围所有的单个缺陷,根据该边界划定的矩形或正方形,确定复合平面缺陷的尺寸a和l。如图A.3所示。16T/CNEA0912023ll2S≤li1>l2S≤1/2inAAAA≤liS≤1/2in1>l2S≤12inllAl2Al2(e)重叠平行缺陷S≤1/2inAAAAS≤1/2in(f)重叠缺陷S≤1/2inllllS≤1/2inl3l3Al2l2AAS≤lAl2S≤1/2inS≤(g)非链形线性缺陷l>l2(h)多个平行缺陷图A.7表面或体积检验探出的线状缺陷A.2显示的相关性A.2.1共面、不成行排列的多个缺陷当几个不连续的缺陷位于同一个平面内,并且在壁厚(t)方向不排成一线,其中至少有一个缺陷可定性为表面缺陷,如果各缺陷之间的距离S,和2都不大于规定的相关尺寸,则这几个缺陷应看作单个表面平面缺陷。复合的单个缺陷的尺寸l和a由包容这些不共线缺陷的矩形或正方形确定。当几个不连续的缺陷位于同一个平面内,在壁厚方向不排成一线,而且都定性为深埋缺陷,如果相邻缺陷之间的距离S、S2、s3、4都不大于相关尺寸,则这几个不连续的缺陷应看作单个深埋平面缺陷。复合缺陷的尺寸l和a由包容这些缺陷的矩形或正方形确定,如图A.8所示。20T/CNEA0912023无覆盖层表面Adi<BA无覆盖层表面AAAs≤0.5di或d2(取较大值)AAA.B.C.Dllsi≤di或d2D(取较大值)D2d2C2d2S2≤0.5di或d22dA(取较大值)2dAEFAS≥0.4dFAAE.F.G.HAL___s4≤d2或d3(取较大值)覆盖层表面S2≤d2或d3(取较大值)H2diS≥0.4d3无覆盖层部件的承压表面或有覆盖层部件的覆盖层与母材的交界面S2≤d2或d3(取较大值)H2diS≥0.4d32a2a图A.8共面、不成行排列的多个缺陷A.2.2成行排列且相互分离的复合缺陷1)单个缺陷形状比a/l中的尺寸a不超过该设备所属检查类别的允许缺陷标准;2)两个平行平面之间的几个缺陷深度之和不超过下列限值:两个表面缺陷(a,在设备的内表面,2在设备的外表面),在平面A-A'和B-B'之间:(a1+2)≤(a,+a,')/2;两个深埋缺陷,在平面C-C"和D-D'之间:(a1+2)≤(e+a:')/2;两个表面缺陷和一个深埋缺陷:在平面E-E'和F-F9之间:(a+a3)≤(a,+a,)/2;在平面F-F'和G-G之间:(a1+2+a3)≤(a,+a+a,')/3;在G-G'和H-H'之间:(a2+a3)≤(as'+e)/2。(注:表面缺陷深度s和深埋缺陷深度a。分别是验收标准中允许的最大值),如图A.9所示。21T/CNEA0912023高温气冷堆核动力厂核安全1、2、3级典型部件在役检查项目表举例见表A.1~