CPR1000压水堆核电站在役检查

徐蒋明高三杰徐春容

（中国核动力研究设计院，四川 成都 610213 ）

【摘要】对核电厂在役检查是核电站安全运行的重要保证手段，核安全法规、导则和标准规范对核安全设备役前和在役检查提出了明确的要求。以CPR1000核电站为对象，简要介绍了核电站主要系统构成，各主要设备及相关检查技术，在役检查法规、规范及在役检查能力验证情况。

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关键词 在役检查；压水堆；标准规范

1压水堆核电站主要系统介绍

本文以中国改进型压水堆核电技术路线CPR1000核电站为对象的在役检查技术进行介绍。CPR1000核电站按照国家“翻版加改进”的技术路线，以岭澳一期为参考电站，参照岭澳二期，进行必要的技术改进建设。改型机组占国内现有核电机组一半以上。压水堆核电站主要由主回路——反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、其它系统和常规岛各系统构成。其中反应堆冷却系统为核电站最重要的系统，该系统各部件都是在役检查重点对象。

反应堆冷却剂系统的主要设备及管道包括核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、系统接口。

2核电站在役检查执行的核安全法规、规范和标准

为了保证为保证核电站在役检查活动得到规范化、标准化和强制性的实施，核电站在役检查严格执行我国国家法律、核安全法规和相关法规的规定，核电站业主还严格依据在役检查规范要求针对各类型的核电站组织和执行在役检查活动。

根据核安全导则、标准和规范的要求核电站业主必须编制各种在役检查管理及技术类文件，并通过多种手段质量控制手段及对在役检查检验系统的检验能力进行验证，以保证在役检查工作的质量。

2.1管理类文件和技术类文件编制

在役检查文件编制包括管理类文件和技术类文件的编制。主要包括在役检查总大纲、在役检查计划；质量保证大纲；检验程序；辅助程序；设备有效性报告；设备技术规格书；质量计划；专用计划；检验报告。质量计划、检验结果报告页、各项综合检验报告、检验结果汇总报告。

２.2在役检查可靠性控制

在役检查整个活动中必须始终体现质量保证，在役检查质量的控制涵盖在役检查活动的各个环节，特别是人员、设备、试块、校验、检验过程、记录、报告等。

在役检查工作必须由合格人员完成每项检验工作。首先检验人员必须取得无损检测人员资格证书。还得参加相关的上岗前培训，合格后才能参加相应的在役检查项目。

所用的在役检查仪器和装备，必须是计量合格和性能测试合格的。在使用前，必须进行系统功能试验，方能投入使用。设备在使用过程中，还必须根据相关文件或程序的要求进行过程中和结束时的校验，从而保证设备在整个使用过程中可靠性和有效性。

２.3在役检查的能力验证

核电厂在役检查的能力验证即对在役检查的无损检验设备、程序和人员的有效性采用必要的方法进行系统地验证。

核电厂在役检查系统验证的目的是可靠地确认采用的无损检验设备、程序和人员在实际的检验条件下能够具备要求的性能和检测能力，以确保核电厂安全运行。

3役前和在役检查技术

CPR1000核电站按照国家“翻版加改进”的技术路线，因此主要采用RSEM规范，RSEM规范对在役检查范围、检查周期、检查方法、主要设备检查技术、在役检查缺陷处理进行了详细的规定。

3.1役检查范围

检验范围包括反应堆冷却剂系统中部件的承压部分，为保证在有关运行工况和假想事故工况下反应堆停堆和冷却核燃料的反应堆冷却剂系统部件，与该系统相连接的部件等。

其中核安全1级设备包括压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道、主泵、蒸汽发生器传热管、阀门、支承、主螺栓和螺母等设备。核安全2、3级设备包括容器、泵、阀门、管道、支承、螺栓、螺母等设备和部件。主回路系统设备检验范围见表2.

３.2在役检查周期

法规规定在役检查包括役前检查和在役检查。役前检查在装料之前完成，作为在役检查的零点。在役检查分为全面在役检查和部分在役检查。部分在役检查在换料大修时进行。其检查间隔期在电站运行早期可以短一些，然后随着所取得的经验延长；在接近电站寿期末时，应尽可能的缩短检查间隔期。全面在役检查每十年一次，首次全面在役检查在装料之后30个月内进行。

３.3役检查方法

用于核电站在役检查的方法可分为：目视检查、表面检查和体积检查、声发射法、泄漏和金相检查。

目视检查用于提供有关被检零件、部件或表面情况，包括诸如表面的划痕、磨损、裂纹、浸蚀或泄漏迹象。

表面检查包括渗透检验（PT）、磁粉检验（MT）和涡流（ET），表面检查用以显示或验证表面或表层缺陷或不连续的存在。

体积检查方法包括射线检验、超声波检验或涡流检验，主要针对表面下缺陷或不连续的存在、深度或大小等。

３.4在役检查主要设备及方法

在役检查时，主回路设备包含大量的放射性裂变产物，人员无法接近，同时考虑到役前检查必须使用与以后在役检查相同的方法技术和设备，因此主回路设备的许多部件需要采用自动检测设备来进行检测。

３.4.1反应堆压力容器检查部件及焊缝超声检查

反应堆压力容器为包容了反应堆堆芯，是核电站最重要的核心设备，它的质量直接决定了反应堆的寿命，由封头组件、筒体组件及紧固件组成。

在RSEM检查规范中，要求使用水浸式聚焦超声波技术来完成各条焊缝的体积检查。对于接管安全端的同种金属焊缝和异种金属焊缝采用聚焦超声波进行全厚度检测，配以射线检测，法国核反应堆压力容器检查机如图2所示，它是一种伞状结构，主要由立柱、大转盘、支脚和多用工具架组成。立柱和大转盘主要功能是带动多用工具架作上、下和水平旋转，以使多用工具架上的各种检查工具达到其所需检查的区域，多用工具架有各种检查工具，能完成反应堆压力容器各个部位的检查。

反应堆压力容器本体需进行超声检测的部件主要有：

筒体环焊缝，包括：法兰接管段与堆芯筒体环焊缝，堆芯段筒体与过渡段之间的环焊缝； 底封头环与过渡段的向心焊缝；接管和筒体焊缝，RPV三个环路6个接管管嘴焊缝；内部堆焊层；接管与安全端焊缝，安全端与管嘴的异种金属焊缝；法兰联系带，从法兰面内表面和上表面检查法兰联系带。

３.4.2蒸汽发生器传热管涡流检查

压水堆核电厂运行经验表明，蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位。蒸汽发生器传热管须采用涡流检测，涡流检测系统包括，多频涡流仪,探头定位装置，以及计算机工作站及其他配套设备和软件。将探头快速送入传热管，并快速回拉，并进行自动数据采集，然后进行数据分析。该检测设备自动化程度高、检测速度快、数据处理功能强。

３.5规范外无损检测

核电站在其运行期间,除了要严格执行核安全局要求的在役检查外,还根据世界上各国核电站，尤其是相同设计核电站的运行反馈经验和自身在运行中所出现的问题，要求实施一些在规范外的自主检测项目，如反应堆压力容器顶盖贯穿件的检查、堆芯仪表系统中子测量指形套管的涡流检测、蒸汽发生器二次侧管板清洁度检查、反应堆压力容器堆内构件检查、控制棒束组件的磨损检查、燃料组件破损检测等。

4小结

核电站在役检查作为对核电站机械设备定期检查并对安全状态进行评价确保其能满足安全运行要求的重要手段，是核安全局和核电站业主高度关注的事项。

随着科技的飞速发展，无损检测技术正朝着向自动化、智能化、信息技术方向发展，自动化程度及可靠性高的无损检测技术和设备不断运用到在役检查领域，提高了在役检查检测效率和自动化程度以及在役检查结果的准确性和可靠性。

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参考文献

［１］核安全导则:核电厂在役检查(HAD 103/07)[Z].

［２］美国锅炉压力容器规范:ASME 第XI卷-核电厂设备在役检查规则[S].2004.

［责任编辑：邓丽丽］