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ASME规范第XI卷98版与83版对照


内部资料

ASME 第Ⅺ卷

核电厂设备在役检查规则
-1998 版(上册)

上海核工程研究设计院 2003 年 2 月

ASME 第Ⅺ卷
核电厂设备在役检查规则 上册) -1998 版(上册)

翻 校

译:徐受律 核:林绍萱 贺

寅彪 杨仁安

审 审

核:姚伟达 沈培洁 定:蔡剑平

上海核工程研究设计院 2003 年 2 月

编制说明
美国国家标准学会(ANSI)在 1968 年主持并成立了由美国 NRC 代表和核工 业界代表组成的《核电厂在役检查规则起草委员会》 ,6 个月后起草了《核电厂 设备在役检查规则(草案)。该工作后转由美国机械工程师学会(ASME)主管。 》 为此在 1970 年相继成立了 ASME 锅炉与压力容器委员会(BPVC)管辖下的《核电 厂设备在役检查分委员会(SCXI),同年正式出版了 ASME 规范第 XI 卷《核电厂 》 设备在役检查规则》 该规则成为 ASME 规范一个重要的部分, , 并作为规定性要求, 由核电厂所在的州来执行,同时被美国核管理委员会(NRC)采用,并强制性实 施。 在以后三十年中,规范以每隔 3 年讨论、修改和出版一次。第 XI 卷《核电 厂设备在役检查规则》包括核电厂设备检验、检查、试验、评定、修理及更换等 方面一套完整内容的规定性规则。 该规范制订了一整套对核电厂设备 (包括安全 1、 3 级设备及支承件、 2、 MC、 CC 级金属内衬与混凝土设施等)材料和焊缝进行无损检验的方法、周期、验收 标准等。 如果检验结果缺陷显示超出规定的验收标准 (缺陷尺寸、 位置和走向等) , 规范还允许采用分析评定或工程评价等方法作进一步的评定与验收, 并在非规定 性附录 A~L 中采用线弹性断裂力学理论对承压容器和管道的缺陷显示如何进行 分析与评定提出较完整的方法。 而每章中所规定的缺陷显示验收标准 (缺陷尺寸、 位置和走向等)也是根据该方法及经验综合后制订出来的。 总之, 《核电厂设备在役检查分委员会》的宗旨是“确保核电厂设备安全可 靠运行,并保持原有设计、建造时的结构完整性” 。分委员会下属目前已发展到 共 21 个工作组,其规模与 ASME 第Ⅲ卷的《核动力分委员会》的规模相当。其中 《风险检验实施工作组》 (Working Group on Implementation of Risk-Based Examination)和《核电厂延寿专门工作组》 (Special Working Group on Plant Life Extension)是近期成立的,其目的是充分挖掘潜力,确保安全前提下使核 电厂延寿。 为了适应我国核电厂设计、建造和运行,以及对运行核电厂定期安全审查

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(PSR)的需要,上海核工程研究设计院秦山核电厂定期安全审查管理组与院质 量管理处联合组织翻译、编辑了美国机械工程师学会出版的 ASME 第 XI 卷的第 1 篇《轻水冷却核电厂设备的检查和试验规则》 (1998 版) 。今后再将该Ⅺ卷中的 规定性和非规定性附录再补遗,供有关部门和技术人员在工作中内部参考。 为了使读者更全面了解 ASME 规范 XI 卷近 30 年发展的历史、进展及制订原 则,特将现任 ASME 锅炉与压力容器委员会名誉委员、核设备在役检查分委员会 名誉委员 L.J.Chockie 的《ASME 规范第 XI 卷核电厂设备在役检查规则概述》论 文转录在本附录 A 中,该论文还叙述了一些鲜为人知的内容,读者可以从中得到 有益的启发。 另外为使读者了解该规则内容上的进展, 特在本附录 B 中作了 98 版与 83 版 的对照,列出主要相同与相异处。 本卷由徐受律、姚伟达主编,徐受律翻译,林绍萱、杨仁安、贺寅彪校核, 姚伟达审核,沈培洁质保审核,蔡剑平审定。 本《汇编》由田清、赵洁打印,贺湘炼、龚碧颖按统一格式编排,史康平、 张敏印刷、装订。为此特向这些曾经付出辛勤劳动的人员表示衷心感谢。 在翻译和编辑中如有不妥之处,敬请读者们及时指正。

上海核工程研究设计院 秦山一期 PSR 管理组 质量管理处 2003 年 2 月

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附 录 A ASME 锅炉与压力容器规范 第 XI 卷《电厂设备在役检查规则》的论述 电厂设备在役检查规则》
L.J.Chockie*

1. 前言 第 XI 卷是规范中最新的一卷。 制订这一卷与美国最早使用的四座商用核电厂的运行有 关。在早期的核电厂规范中,采用的许多准则都吸取用矿物燃料电厂设备的运行经验。由于 从核电厂运行中积累了经验,从而使第 XI 卷更加适合于核设备。 由于 ASME 规范在美国是强制性实施的,因此规范起草委员会认识到在起草过程中必 须要避免不切实际的和过高的要求, 但又要注意所制订的规定必须确保设备的可靠性, 这样 经检查后的设备在运行时才不致危及人们的健康和安全。

2. 初期情况 当美国还只有四座商用核电厂运行时,原子能委员会(AEC,后改称为核管理委员会, NRC)就已清楚地认识到应该制订一些设备投运后继续对其进行检验和检查的规程,其目的 是用以发现设备建造时漏检的任何缺陷, 并使设备在整个使用寿命期限内都保持安全运行状 态。为此,AEC 的工作人员和美国国家标准学会(ANSI)的代表要求制造厂与使用厂协作, 共同制定一个对运行中的核电厂进行在役检查的导则。 1968 年, ANSI 的主持下成立了在 在 役检查规程起草委员会,而实际上是两个委员会:一个由工业界的代表组成;另一个由管理 机构的代表组成。 成立两个委员会的目的是为了更全面的考虑问题: 一方面从设备的设计和 使用观点提出准则与规程建议;另一方面是从管理机构的观点提出一份指导性草案。在 6 个月以后,这两个委员会再联合起来,共同提出一份核电厂在役检查规程的草案。当草案完 成并达到出版要求时,整个工作就转由美国机械工程师学会主管。这时,该规程也就成了 ASME 规范的一部分,并作为规定性要求, 由核电厂所在的州执行;同时也被美国联邦原 子能委员会采用,并强制性实施。 第一稿于 1969 年出版, 经过一年的试用与公开征求意见后, 1970 年出版了规定性规范 的第一版。 2.1 综合政府和工业界的看法 为了拟订规程草案,一开始成立了两个工作组,一组代表政府有关管理部门的意见;
*

L.J.Chockie 为 ASME 委员会名誉委员,核设备在役检查分委员会名誉委员。该文汇编在英国锅炉与压力 容器委员会名誉主席 R.W.Nichols 主编的《压力容器技术进展第 5 卷(规范和标准)》论文集中。 3

另一组则在 ANSI 主持下,代表用户和制造厂的意见。先由两个工作组各自起草一份规程, 6 个月以后,又共同将两份规程合并成一份。结果发现,尽管是分头起草的,然而这两份草 案的基本点却惊人地相似。首先,他们都强调了电厂中重要部件的检查和系统的检查,并从 安全的角度出发,强调了检查的重要性及失效时可能产生的后果。其次,每组都选定了 10 年为一个检查周期,在这一周期中要完成所有项目的检验,而且以后每隔 10 年重复检查一 遍。第 3,他们所采用的设计准则相同,即失效是因随机的原因,在随机的部位、随机的时 间发生的。 这种随机失效准则是在总结矿物燃料发电厂的失效情况后得出的。 由于反应堆压 力容器的安全性非常重要,以致每隔一段时间就要进行一次全面检查,因此,随机失效准则 对上述两组提出的反应堆核压力容器检查计划没什么意义。 但对其它采用抽样检查的核设备 和系统,该准则就具有深刻的影响。为了有效地进行随机失效的检验和检查,应尽可能在任 意的时间,对任意挑选的部位进行检查。在联合工作组最初出版的草案中,就提出了这种随 机方法。第 4,双方都承认目前尚无一种检验设备或技术可以满足他们所规定的容器检验要 求,但允许用一段时间来开发包括遥控设备在内的检验技术。此外,双方都同意在使用前要 对容器进行检验, 以取得其在开始使用时的有关资料, 并在使用过程中继续对容器进行检验。 最后,这两个工作组(现在已联合成一个委员会)还考虑了这样一种情况:万一检验结果 表明: 设备在运行前测得的原始数据发生了变化, 这时怎么处理?是否需要制定一个专门规 定?经过讨论,他们决定不提供指导性文件和规定,而由用户和 NRC 的工作人员来处理。 但后来, 在碰到实际问题时, 委员会才认识到这种处理方式反而给用户和管理机构的工作人 员带来了麻烦。 2.2 初次遇到的问题 在执行规范过程中最先遇到的问题是在对一台即将安装于在建电厂中的核反应堆压力 容器进行使用前检验时发生的。 按照规范要求, 对这台核压力容器的焊缝进行了射线照相检 验,检验结果为合格。运到现场后,又采用超声技术进行使用前检验,结果发现缺陷的尺寸 有问题,而且会影响容器的安全与寿命。为此,把用户、规范管理委员会的工作人员、制造 厂的代表和许多顾问召集到一起,商讨解决办法。但是,他们对此都毫无办法,因为他们对 超声波显示所表示的缺陷实际尺寸、所在部位以及缺陷对容器使用寿命的影响几乎一无所 知。因此,唯一的解决办法就只能是拆下容器进行返修。通过这件事,设备的业主、规范委 员会和管理工作人员都认识到:应该制定一项在役检查规程。这样,如果以后再次出现类似 情况时(几乎可以肯定,这种情况还会发生),就可以采用规程要求的超声检验技术对容器中 的缺陷进行分析,并提出竣工容器的返修规则。 为此,规范委员会同意制订了下述规定:

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(1)

超声检验规程。它可以更精确地确定缺陷的尺寸,以及缺陷沿壁厚方向的尺寸、 位置等。

(2)

考虑到缺陷扩展是时间、应力和介质的函数,商定制订一套以断裂力学应用为基 础的验收标准。

(3)

根据对假定设计工况以及必须考虑的设备运行工况的了解,制订一项用断裂力学 进行分析的验收方法。

(4)

经鉴定容器的缺陷超过规范规定时,要制订一项修理和更换的规程。

1973 年第 XI 卷修订版包括上述四方面的内容:超声检验规程、验收标准、断裂力学 分析以及修理或更换规则。应该指出,第 XI 卷新补充的这些内容都只是针对反应堆压力容 器的,因为规范第 XI 卷就是为了保证核反应堆压力容器的完整性才制订的。

3. 确保核反应堆压力容器的完整性 为了与 1946 年制订的原子能法(这是美国国会制定的法律,它为原子能的发展与应用 打开了大门)在概念和规定上保持一致,在规范中把核反应堆压力容器规定为核电站中的唯 一重要设备。由定义可知,核反应堆压力容器一旦失效,将会导致灾难性事件。换句话说, 这种事故是不允许发生的。因此,就要求核反应堆压力容器在所有各方面都应是最完好的: 即采用分析设计,使用最好的材料,最佳的制造、检验、检查技术以及试验技术。而且,在 反应堆压力容器的整个使用寿命期间还要继续进行最完善的检验、检查和试验。从那时起, 对核反应堆压力容器的完整性及如何继续保持其完整性, 一直在进行大量的研究工作。 但即 使如此,从真正的科学态度出发,还应当认识到:在全世界即将投入运行的上千台反应堆压 力容器中,难免会在其某些部分发生概率极小的失效。但可以预计,这种失效不会是灾难性 或破坏性的,而且其概率也会低到可以接受的程度。 3.1 核反应堆压力容器的检验 在组织在役检查委员会制订核电厂在役检查规程的同时,研究部门也制订了一些研究 计划, 以便确定无损检验规范在材料、 制造和最终产品——核反应堆压力容器上应用的有效 程度,以及材料本身的均匀性、断裂力学的应用等。这些计划的执行结果对在役检查委员会 的工作有着重要的影响。因为这是由压力容器研究委员会(PVRC)共同协作的计划,在他们 公布的结果中综合了所测定的材料性能、 断裂力学分析和缺陷尺寸及位置间的关系, 这样就 可按照在役检查规程来确定缺陷的危害性, 即可以确定在容器使用寿命期内任何缺陷在任意 时间对容器寿命的影响。 显然,当公布这项研究计划的成果时,这项包括确定缺陷尺寸、缺陷沿壁厚方向的尺

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寸、 位置及取向等的容器检验技术也同时受到了人们的极大关注。 鉴于用超声技术对有人工 缺陷的反应堆压力容器试件进行检验时,结果有差异,为解决这个问题,又增加了一项补充 研究计划。根据在役检查委员会的要求,在容器的使用寿命期间内,把所有可能的检验方法 都用于压力容器,如整体检验(特别强调超声检验)、表面检验和定期水压试验。然后,由各 方面的超声检验人员和顾问们提出检验报告; 由于检验结果差别很大, 从而使随后根据检验 结果所作的分析报告的差别也很大。委员会认识到:为了保证检验结果的精确性与一致性, 必须对检验结果进行验证。为此,又制定了一些补充研究计划。参加这些补充研究计划的有 由经济合作与发展组织(OECD)和欧洲共同体委员会(CEC)联合组织的、 很多国家参加的钢板 检查指导委员会(PISI)。 3.2 压力容器研究委员会 焊接研究协会的压力容器研究委员会进行对反应堆压力容器完整性的评定研究,该委 员会是这项研究课题的主要组织者之一。 该课题包括对计划的直接管理或检查与协调, 目的 是要用该项研究成果来评定线弹性断裂力学(LEFM)在反应堆压力容器上应用的可能性,无 损检验技术在核压力容器用材及竣工设备上应用的可能性以及在使用寿命期内对反应堆压 力容器继续进行无损检验的可行方法。 由于 PVRC 已经公布了这些研究结果,从而使管理机构、核电厂业主及在役检查委员 会确信超声检验技术在反应堆压力容器上的应用是可行的。 这样, 如果再遇到前面所述的情 况,即对运到现场的压力容器,若检验结果有显著的差别,就可以根据超声检验所得的结果 用断裂力学方法进行方法,以确定反应堆压力容器的安全性和可使用性。 3.3 线弹性断裂力学和超声检验 如果同时采用线弹性断裂力学和超声检验,就可确定压力容器是否安全或能否使用。 线弹性断裂力学根据材料性能、应力、温度、应力循环次数以及缺陷沿壁方向的尺寸、缺陷 的长度及其在结构中的位置和取向等资料即可计算出容器是否安全, 及其在承受多少次应力 循环后仍然是安全的。 然而,采用无损检验方法或规范,除了要求可靠地检验出缺陷之外,还对超声检验结 果的报告提出了新的要求, 即在报告中还需说明缺陷长度、 高度及其沿厚度方向的尺寸与取 向。 进行首次分析时,必须用超声检验技术来测得容器中缺陷的全部特性资料,这里强调 的是容器,而且是壁厚超过 4in(102mm)的铁素体钢容器。 3.4 规定性附录 I 1973 年超声检验要求作为规范 XI 卷的附录出版。这是 PVRC 为确定超声技术用于检

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验厚截面反应堆压力容器用钢而进行的大规模研究取得的成果。 规范增加的附录中有很多限 制条件,要求从多方面校准仪器,而且对探头频率及角度也都作了规定。在第一稿中,由于 对超声探伤仪的要求非常高, 市场上几乎没有符合要求的超声探伤仪, 甚至在工厂开工运行 后, 还买不到这类仪器。 后来, 由于大大放宽了对这些仪器的技术要求, 在工厂开工运行后, 才有 1/5 的超声探伤仪能够准许使用。 在该附录的所有要求中,最重要的是记录有关缺陷长度、沿壁厚方向的高度、位置及 取向等数据资料。 3.5 PISC—I 和 PISC—II — — 为了对第 XI 卷附录 I 中规定性超声检验规范的可能性进行一些测定,以补充在美国进 行的这项 PVRC 计划,研究者将 PVRC 的反应堆压力容器的两块焊缝试样送往欧洲进行试 验。在欧洲共同体委员会支持下,组织了一个钢板检查指导委员会(PISC)来指导这项研究计 划。根据这项计划的安排,首先用第 XI 卷的超声检验规范对试样进行检验,同时又采用一 些经过改进的超声检验方法进行检验。 然后再解剖试样, 验证每个缺陷的真实尺寸及其沿厚 度方法的尺寸,并对检验所得的数据进行计算机分析。结果表明,按照规范中提出的超声检 验方法进行检验,在检测的可行性和确定尺寸的准确性方面都不能达到预期的效果。 由于所公布的 PISC 计划的执行结果只反映了超声检验方法的不足之处, 并没有充分地 说明应该怎样做才能克服这些缺点,因此又决定组织 PISC 第二阶段的研究工作。第一阶段 的工作称为 PISC-I, 第二阶段的工作称为 PISC-II。 欧洲共同体与美国 PVRC 和日本 JPVRC(压 力容器研究委员会)共同参加了 PISC-II 的研究工作。 这次日本和欧洲也都精心设计制造了试 样,并与美国 PVRC 的试样一起,把试样从一送往另一地进行巡回检验。在试样所到之处, 由一些超声检验小组用改进的方法和设备对试样进行检验。 检验结果由三个主要参加单位用 计算机再次进行分析,然后,再对第 XI 卷中的规定性要求提出修改意见。 修改后的规范主要是提高了检验的灵敏度,使检测缺陷的可靠性更能满足人们所希望 的要求。此外,还要求对检验人员进行强制性的培训和资格评定。这是因为在试样的巡回检 验中发现,凡是检验结果较差时,都与检验人员既无使用超声检验规范或设备的经验,又没 有经过这方面的培训有关。

4. 标准及评定 ASME 规范第 III 卷“核电厂设备建造规程”规定了一整套对设备材料和焊缝进行无损 检验的验收标准。 这些标准是在制造与使用经验的基础上制订的, 而且在实际使用中是切实 可行的。总之,它是建立在合理要求的基础上,而且在第一流的制造车间里是能达到这些要

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求的。ASME 规范第 II 卷规定的主要检验焊缝中,对体积型缺陷的检验方法以射线照相技 术为主,采用这种技术,可以探出厚度为部件壁厚 1%~2%范围内的缺陷。此外,在 ASME 规范的第 IX 卷中,还规定了体积型缺陷的检验要求,在采用超声技术后,可以更容易地满 足这些要求了。 尽管超声检验技术的应用已取得了进展, 但要精确地确定缺陷的几何形状仍然很困难。 此外,缺陷的外形通常都很不规则,而且又不在材料的一个简单几何平面内。 4.1 缺陷的特征化处理 规范第 XI 卷采用了保守的假定,即假定所有检测出的缺陷都是平面缺陷。这样,裂纹 状缺陷、夹渣、气孔、焊缝未焊缝、未熔合、分层以及这些缺陷以任意组合形式出现时,就 可以用最少的标准来进行评定。此外,为简化缺陷分析,可把所有形状不规则的缺陷都简化 成理想的简单几何形状来处理。这样,不仅简化了有关缺陷的标准,也便于断裂力学原理的 应用。 在制订了缺陷标准化准则以后,就可将观察到的显示转换成具有适当取向与确定的平 面缺陷, 这样就可以将形状和尺寸确定的缺陷直接与用同样缺陷几何参数表达的验收标准进 行比较。该标准在规范中称为“许用缺陷标准” ,它为部件在交付使用或恢复使用之前确定 该缺陷是否允许存在提供了判断基础。 由于超声检验技术在确定缺陷尺寸、面积、取向的精确性方面具有一定的局限性,因 此,在规范的有关规定中作了许多简化的和保守的处理。这样,就不需要精确地确定缺陷的 尺寸及其取向, 而只需把外形不规则缺陷简化成具有保守缺陷尺寸的简单几何形状, 例如将 表面缺陷简化为半圆或半椭圆缺陷, 把埋藏缺陷简化为圆形或椭圆形缺陷等一系列处理就可 以了。任何椭圆形缺陷的长轴都平行于部位的表面,因此,该规定把信号显示都保守地定为 圆形缺陷,并简化了对这种情况的检验规程。 众所周知,当裂纹状缺陷的取向处在垂直于拉伸主应力方向的平面时,危害性最大。 把所有的单个缺陷都看作在垂直部件表面的平面中,椭圆形缺陷的短轴都垂直于部件表面, 而且把这样的缺陷平面定为应力平面:即缺陷所在平面受载时,裂纹为张开型式。由此可以 看出:规范中的规定是保守的。在对缺陷作了这种简化处理后,就可以应用断裂力学原理进 行数学处理了。 4.2 近表面缺陷准则 通常探测出的缺陷都位于近表面处。经验表明,这种缺陷可能会扩展并延伸到部件的 表面。在这种情况下,第 XI 卷中保守的规定是把边缘离表面距离小于缺陷深度一半的埋藏 缺陷作为表面缺陷进行分析。

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4.3 复合平面缺陷准则 按第 XI 卷要求进行检验时,得到的许多数据资料 表明,规程中所述的单个缺陷一般都属于例外情况。通 常在超声检验中所显示的不连续缺陷可能是多个相距 很近的共平面缺陷。 由于成直线排列的不连续缺陷在扩展后会连成一 单个缺陷, 因此, 规范中的规定采用了保守的处理方法: 当一组缺陷之间的间距小于其中最大缺陷的深度时, 这 组缺陷可视为一单个平面缺陷。如图 4-1 所示。 4.4 非平面缺陷准则 流体系统的受压容器通常由多个几何部件组成。 在这些部件的两个或更多的相交面处有可能会产生缺 陷,例如:焊在容器上的接管、管道支管及焊在曲面上 的接管等。 在规范中要求把这种位置的缺陷投影到垂直 于最大主应力方向的平面上, 即把缺陷投影到两个主应 力平面上,从而把非平面缺陷转换成平面缺陷。最大应 力可以是两个主应力的合力之一。 这些应力是环向应力 或弯曲应力,如热应力等的二次应力,或甚至是设计中 未考虑的应力,如焊接引起的残余应力等。 4.5 平行平面缺陷准则 图 4-1 第 XI 卷对缺陷特征化处理规定 的示例(为表达清楚已将缺陷夸大)

垂直于部件表面的平面缺陷有时会以一组平行平面的情况出现。为了对两个非常近的 相邻平面作保守的处理, 在规范规定中提供了一种把平行平面缺陷综合成单个平面缺陷的方 法: 当相互平行的平面缺陷的间距小于其中较大缺陷的深度时, 就可以把它们作为单个平面 缺陷来处理。 4.6 层状缺陷准则 在各种缺陷中,通常认为层状缺陷对部件完整性的不利影响最小,尤其是当它位于薄 膜应力场时更是如此。层状缺陷的验收标准是根据规范第 III 卷检验规定中的验收标准制定 的,以其规定的允许分层面积为基础。由于层状缺陷一般经焊后热处理会略有扩大,所以在 制订规范第 XI 卷的允许缺陷标准时,适当放大了允许的分层面积。 4.7 缺陷验收标准 为确保部件使用的可靠性,工业界长期采用 ASME 规范中的射线照相检验标准来评定

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焊缝质量。同时,通过长期的使用实践证明,标准所允许的缺陷尺寸是可以接受的。因此, 可以把假定存在缺陷作为制订第 XI 卷新的验收标准的基础。 在第 III 卷的附录 G 中, 主要考虑了防止产生无延性破坏的规定。 这些规定采用使用寿 命结束时一个安全的假想缺陷作为依据。当部件为铁素体钢时,假想缺陷的深度为壁厚的 1/4,长度为壁厚的 1.5 倍。在第 XI 卷的验收标准中,保守地把缺陷深度定为 ASME 规范第 III 卷附录 G 中的假想缺陷深度的 1/10,以规定“允许”的表面缺陷深度。将一系列缺陷尺

图 4-2

第 XI 卷中反应堆压力容器焊缝允许的缺陷
2—埋藏缺陷 3—表面裂纹 4—第 XI 卷允许的缺陷

1—第 III 卷附录 G 假想的缺陷

注:埋藏缺陷的实际允许尺寸=2a/t。

寸的计算结果列于图 4-2 中, 它表明第 III 卷的当量假想缺陷与第 XI 卷中相应的允许缺陷之 间的关系。由于缺陷截面的应力强度因子与缺陷深度成平方根关系,因此,实际的保守裕量 大约是相应缺陷尺寸的 3 倍。 在第 XI 卷中, 用表列出了动力装置的容器和一回路中的所有其它部件在不同部位的表 面及埋藏缺陷的允许缺陷尺寸。 然后采用保守的假定, 并应用断裂力学对这些验收标准进行 计算,以确定可以接受的安全的缺陷尺寸。这就表明,在装置的设计寿命期内,即 40 年内,

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在所有的假定应力与瞬态工况下,缺陷都不会有明显的扩展。 以连续缺陷(深长比 a/l 为零)所受的薄膜应力达到反应堆压力壳材料(SA-533 Grade B Class 1)的屈服强度为条件计算了储备系数,当表面缺陷深度为厚度的 1.88%时,相对于 ASME 规范第 III 卷附录 G 的假想缺陷深度的储备系数为 10,相对于应力强度因子/应力比 (KIR/σ)的系数大约为 3(即 10 )。 总之,第 XI 卷对缺陷特征化的规定包括以下的内容: (1) (2) (3) (4) 简要阐述使用前检查和在役检查中检测出的超声显示; 建立一个易于处理的缺陷模型,以便对缺陷进行评定分析; 确定缺陷参数时要有足够的裕度; 对超声检验规程及检验结果记录进行简化处理。

将特征化后的缺陷与规范表中的验收标准进行比较,就可以为反应堆压力容器或一回 路的任何其它部件中所检测出的缺陷提供一个允许/不允许的简便标准。凡是尺寸允许的缺 陷在下一个 40 年使用周期中都具有足够的安全裕度,而与被检测出缺陷时设备已使用的时 间无关。

5. 线弹性断裂力学 当特征化的缺陷超出第 XI 卷 IWB-3500 表中的验收标准时,可采用其它条款计算缺陷 在装置的剩余使用寿命期(年)内对安全性的影响。这实际上是提供了一种验收用的计算尺, 在设备接近其寿命末期时,所允许缺陷比在寿命早期时要大些。 一百多年来,ASME 规范用保证抗突发和灾难性断裂失效的能力作为衡量结构完整性 的基本目标, 该目标在第 III 卷和第 XI 卷中尤为重要, 因为达到和保持受压边界设备的结构 完整性对保证核电厂安全和可靠地运行起着决定性的作用。在这两卷中,为确保第 III 卷中 的结构完整性和第 XI 卷中缺陷评定分析所需要的材料性能,都是采用以断裂力学为基础的 方法。第 XI 卷的规定性规程和非规定性的附录(附录 A)中都包括了缺陷评定方法,根据它 们的定义,规定性规程是必须要遵守的,而非规定性的附录是另一种供选用的方法。 5.1 线弹性断裂力学方法的组成部分 第 XI 卷对反应堆压力容器和其它厚壁部件的缺陷评定方法主要由三部分组成:(1) 缺 陷的特征化处理(IWA-3300);(2) 缺陷验收标准(IWB-3400 和 3500,一级部件);(3) 缺陷评 定(IWB-3600 和附录 A)。 第一部分规定了对检测出的缺陷尺寸及几何形状的特征化处理。在一般情况下,由于 缺陷的形状是不规则的,虽然无损检验的技术水平在不断地提高,但仍然有限,因此,需要

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在第 XI 卷中采用简化和保守的规定,最大限度地降低对测定缺陷尺寸、形状及取向的精确 性要求。这样,也简化了以断裂力学为基础的缺陷分析和标准。 第二部分是对经过特征化处理的缺陷的验收标准,这些标准在第 XI 卷中即为“允许的 缺陷尺寸” 。如果部件内的缺陷尺寸未超过标准的规定,该部件就是合格的,不需作进一步 的分析或修补就可继续使用。具体的缺陷尺寸允许值取决于设备或部件及其所使用的材料。 如果特征化缺陷的尺寸超出了标准,那么就要用第三部分所述方法与有关准则来评定 分析,以确定缺陷是否允许。在第 XI 卷非规定性的附录 A 中有进行这一分析方法的步骤及 所需的资料。所谓非规定性即意味着可以应用其它方法。附录 A 是一套以线弹性断裂力学 为基础的计算几种临界缺陷尺寸方法, 将算得的临界缺陷尺寸与允许的尺寸进行比较, 进行 最后处理。在第 XI 卷中的规定性部分列出了可允许的缺陷尺寸。 5.2 缺陷评定方法 当缺陷的尺寸超过标准规定的允许缺陷时, 附录 A 提供了进一步分析评定的计算方法。 虽然这种方法只限于压力容器简单的圆筒壳部分, 但其基本概念可以应用到其他设备或其他 形状上去。此外,这种方法仅限于屈服强度≤50kpsi(345MPa)以及截面厚度≥4in(102mm)的 铁素体钢。 按附录 A 分析时,缺陷沿厚度方向的高度、尺寸及几何形状都是按特征化处理规定而 得出的。分析时将缺陷作为椭圆形或半椭圆形进行处理。通过计算,可以确定三种临界缺陷 的尺寸: af——检验测出的缺陷, 在部件的剩余寿命周期或到下个预定检查周期中可能扩展达到 的最大尺寸。 ac——在正常工况的载荷下所观察部位可能引起断裂的最小缺陷尺寸。 ai——在危急和事故工况的载荷下所观察的部位会引起非止裂扩展(非止裂意味着缺陷 会发展到大于截面厚度的 75%)的最小缺陷尺寸。 附录 A 中的正常工况包括所有由于试验和异常而引起的瞬态与正常的运行工况。危急 和事故工况是概率非常低的假想事故,这时主要应考虑的是使系统安全地停堆。 图 4-3 示出了三种临界缺陷尺寸的主要计算步骤。显然,即使经过这种简化,也还需 要进行计算。为便于进行计算,编制并出版了一份资料,其中包括许多应用实例的解答和有 关方法技术基础的说明及讨论。 用断裂力学 da/dN 与ΔKI 的关系来表达疲劳裂纹扩展性能的 修正图如图 4-4 所示。自 1983 年版的第 XI 卷开始刊登了此图。 5.3 分析及验收准则 附录 A 的 A-5000 章规定了评定分析必须进行的一系列分析计算步骤, 其主要步骤见图

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4-3。 第 1 组 使用期限末期的缺陷尺寸,αf 预期应力和 循环次数 缺陷的显示 缺陷的型式 疲劳裂纹 扩展计算 αf

da/dN 与 ΔKI 比较

第 2 组 正常工况的最小临界缺陷尺寸,αc 每一事件的 应力和温度 放大的缺陷 型 式 KI 与缺陷 尺寸比较 KI=KIa 的最 小缺陷尺寸 RTNDT KIa 与温度 比较 缺陷沿壁厚 方向尺寸 KIa αc

中子积分通量

第 3 组 危急和事故工况的最小临界缺陷尺寸,αi 每一事件的 应力和温度 与时间比较 RTNDT KI 与缺陷 尺寸比较 aj KI=KIC α止裂>0.75a/t 时的最小αi 缺陷沿厚度 方向尺寸的 KIC 和 KIa 图 4-3 α止裂 KI=KIa αI

中子积分通量

第 XI 卷附录 A 的计算概况

从第 1 组计算结果中,可以得到评定寿命期末的最终缺陷尺寸αf。这是在剩余寿命或 到下一次检查的时间(基本上按时间顺序),考虑了正常工况下所有允许发生的瞬态后,计算 缺陷扩展的增量而得到的缺陷尺寸。计算时先确定每个瞬态的 KI 值,然后从疲劳裂纹扩展 曲线上得到相应裂纹扩展的增量, 再将所有瞬态的裂纹增量叠加到原有缺陷尺寸上, 就得到 了αf。

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图 4-4

第 XI 卷附录 A 疲劳裂纹扩展曲线

第 2 组计算是在正常工况下确定最小的临界缺陷尺寸αc。这要求计算每个瞬态的临界 缺陷尺寸,其中最小的缺陷尺寸为αc。对于有温度波动工况的瞬态,临界缺陷尺寸是指其 KI 值超过止裂韧性 KIa 时的缺陷尺寸。这里用 KIa 而不用 KIC 是基于保守的考虑,因为反应 堆压力容器用钢的韧性值 KIa 都低于 KIC。 第 3 组计算是要确定危急工况和事故工况下的最小临界缺陷尺寸αi、其计算方法与确 定αc 的方法相似,但其附加要求是:必须要得到起裂缺陷的尺寸,对每次危急工况或事故 工况的事件,都要测定时间与温度及截面上的应力关系曲线。止裂裂纹尺寸大于截面厚度 75%的所有事件的αi 的最小值,就是危急与事故工况下所分析缺陷的最小临界起裂尺寸。 如果αf、αc 和αi 值满足下列指标,那么,所分析的缺陷在其经评定的时间期限内允 许连续使用:正常和异常工况:αf<0.1αc;危急和事故工况:αf<0.5αi。

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另外,也可以用α f 确定的应力强度值表示同样的验收指标:正常和异常工况: KI<KIa/ 10 ;危急和事故工况:KI<KIc/ 2 。 当 K 与缺陷尺寸的平方根成正比时,它们的验收指标是等效的。一般在应力均匀分布 的情况下, 对小缺陷及中等尺寸的缺陷可采用这一等效原则; 而对于尺寸较大的缺陷和应力 颁布不均匀的情况,就不能采用这种平方根比例关系,通常是采用以 KI 为依据的指标,这 样显得更为保守些。在第 XI 卷中,这两种指标都可以应用。只要满足其中任一指标,那么 有缺陷的部件就允许继续使用;若这两种指标都不能达到,该部件就必须进行返修,或更换 后才能继续使用。

6. 管道分析 在第 XI 卷 1983 年版的 1985 年增补版中, 增加了一种分析和确定奥氏体钢管道的缺陷 验收方法,它与确定铁素体钢容器的缺陷验收方法相似。这些规定都包括在规定性条款 (IWB-3640)和非规定性附录(附录 C)中。 管道分析的程序是: IWA-3000 规定测量缺陷的尺寸, 按 然后再把实际缺陷分解成周向 缺陷和轴向缺陷(与容器相似,所不同的是很容易确定管道的主应力方向)。接着,确定正常 和异常工况下以及危急和事故工况下缺陷部位的应力。 管子的验收准则以极限载荷分析为基础,即确定材料因存在缺陷而使其面积减少后, 它可以安全承受的载荷。 这是将缺陷的扩展作为时间的函数来分析, 以确定到达规定的使用 期限时仍能够安全承受的载荷。 容器分析和管道分析的主要差别是:在管道分析时,对于缺陷要考虑长度和壁厚两个 尺寸的影响,而对于容器,最重要的是考虑缺陷在壁厚方向上的尺寸,因为它对计算容器连 续安全的运行寿命影响最大。对于管道,最重要的是考虑缺陷长度,因为采用了保守假定, 即假定缺陷会贯穿整个壁厚(即使管子漏了也影响不大),然后用缺陷的长度乘以壁厚作为损 失的材料面积而进行保守的极限载荷分析。

7. 修理和更换 为了与第 XI 卷的验收标准相适应,要求制订一项修理和更换设备的规定。对于在役检 查中检测出的超过允许标准的缺陷,经分析以后,如果确定该缺陷为不允许时,就必须把有 缺陷的设备拆下,进行修理或者更换。 在最早的建造规范中有一些部件的返修方法, 但并不都适合于已安装在核电厂系统中、 并运行了一段时间的设备。因此,制订新方法时,要充分考虑到在电厂进行返修时的困难,

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因为电厂的现场条件严格地限制了能采用的返修方法和工艺。在第 XI 卷中,最普遍和适用 的返修方法是半焊道工艺,或称为回火焊道技术。采用这种技术不需对材料(如核反应堆压 力容器用钢)上的修理焊缝进行焊后热处理。这样可避免在焊接返修后因对容器进行局部加 热而可能引起的变形。 设备和部件的更换是根据它们能否安全地执行功能而定的。第 XI 卷要求,在更换失效 设备时,必须要进行分析,以保证更换后的设备不会再产生同样的问题。更换时必须要用合 格的设备或部件,并应按原建造规范或标准制造。进行分析时,只要新版规范不影响设备或 部件的形状、装配、功能及安全性,就可以采用,或采用其中的一部分;也可以采用第 III 卷的新版本或其中的一部分。

8. 泵和阀门的试验 泵试验的目的是要评定其应急状态。虽然在设备正常运行时,这些泵通常并不工作, 但在反应堆停堆或为减轻事件的后果时, 要求它们随时都能执行保证安全功能。 只有装设应 急驱动动力源的泵才要求进行试验。 应急电动机驱动泵的动力源可以是由应急柴油机发电系 统所提供的现场动力。对于蒸汽透平驱动泵,可以由应急蒸汽供给动力。 阀门的在役试验也是规定性的,要求所有的一级阀门(一回路)、二级阀门(紧急安全系 统)和三级阀门(使用系统)都要进行试验。 阀门要求试验的数量比泵多得多。 在确定必须进行 应急状态试验的阀门时,应仔细考察每个阀门在装置中执行的功能。因此,制订阀门在役试 验计划要花费很大的力量。尽管有些阀门,如手动通风阀、排放阀、测试阀以及试验和维修 阀都不要求试验, 但它们在要求试验的阀门中所占的比例非常小。 确定阀门要进行哪些试验 的标准是:这些阀门能否严格执行安全停堆,减轻事故后果,并保持安全停堆状态等功能。 试验计划中所有试验的泵及阀门一般都要求每三个月进行一次试验。当这类试验会危 及运行装置的安全时,例如要关闭主蒸汽管线的阀门等,也可以作例放处理,对于这一类泵 及阀门,就必须在每次停机更换燃料时进行试验,如主蒸汽隔离阀的泄漏率试验。 在 IWP 章和 IWV 章中分别叙述了泵及阀门的验收指标(在 1991 年版的第 XI 卷开始将 这两分卷转移到 ASME OM6 和 OM10 中), 如果阀门或泵不能满足这些指标或文件规定的验 收标准,那么,在决定它们可以使用之前,必须要对该泵或阀门采取必要的措施。由于这些 阀门所在的紧急安全系统是主要系统, 因此这些系统一般都有 3 倍的备用量。 这样在电厂正 常运行期间, 就可以逐个系统地对泵及阀门进行试验, 从而在用其它备用系统保证电厂安全 连续运行的情况下,也可以确定哪些泵和阀门不能使用,或需要修理和更换。

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9. 规范的采用和实施 通常,由行政和司法机构在其所管辖的法律中(NRC)采用 ASME 规范,使规范成为规 定性的法规。 美国核管理委员会是美国联邦政府负责管理核能的机构, 其任务是确保美国公 民免遭核辐射而有充分的安全性, 美国核管理委员会将 ASME 规范第 XI 卷作为核电厂在役 检查和在役试验要求的技术和管理基础已有 20 多年的历史。规范规定了技术和管理方面的 要求,并制定成文件,这样就可以做到: (1) (2) (3) 通过联邦政府管理法加以应用; 通过建立实施主管机构进行管理; 根据需要,改进、扩大和保护规范的技术内容。

对联邦政府主管机构来说,第 XI 卷中最有意义的修改是扩大了规范的应用范围,使它 可以应用于设备和管道的支承,以及金属的和混凝土的安全壳。今后,核管理委员会针对其 安全目标通过风险概率分析, 对核动力装置的在役检查和试验要求进行评定, 就可以使人们 全面地了解规范的技术内容。 同时也为确定规范要求中需要首先改进的地方提供了依据, 并 确定为改进规范所必需进行的研究工作。

10. 结束语 ASME 规范第 XI 卷,核电厂设备的在役检查规程,作为一套对核电厂检验、检查、试 验、 修理及更换的规定性规程, 美国机械工程师学会在一个世纪以前提出制订规范和标准计 划的主要目的是为了减少锅炉爆炸事故,并未要求通过规范 XI 卷的实施来降低核爆炸次数 —因为当时并未发生过核爆炸。 通过应用规定性规程对核电厂进行检查和试验, 在其它方面 也带来了好处。 正如第 XI 卷前言所述,规程的要求是使核电厂能保持其原有的安全系数,在电厂停堆 后能既安全又迅速地再次投入使用。可以说,这一目的已经达到。尽管在检查中曾发现了一 些问题,为了解决这些问题,也曾使电厂推迟了重新使用时间,但即使如此,也并没有发生 过因在役检查而使核电厂不能使用的情况。 过去,在沸水反应堆不锈钢管道中普遍发生晶间应力腐蚀开裂的问题也很重视,为解 决这个问题,制订了一项全国性的实施计划。根据最初的报导,在 23 台已经运行过的装置 中,发现 12 台管道有裂纹,随后对它们采取了补救措施。对于未发现裂纹的装置,采用感 应加热法改变管道焊缝和焊缝堆焊层的应力场以改善残余应力;更换丧失了有效壁厚的管 道;进行改变水中含氢量的化学处理以及大批量地更换管道。 这项计划的主要特点是:依次地、逐步地停堆,而不是大规模的全部停堆,利用停堆

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更换燃料时进行检修。维修这些在役设备是因为它们还具有使用功能,而且,核管理委员会 也保证它们还能够安全运行——这个保证是以核动力工业已发展到具有能满足在役检查要 求并能计算出保证进行安全运行的时间为根据的。 假如目前尚未达到这样的在役检查及安全 分析能力,那么,就会有相当一部分设备要停止运行相当长一段时间,以等待这些能力的开 发,或更换有疑问的管道。这样,所需费用与迄今为止对所有设备进行在役检查费用之比会 高出几个数量级了。 而现在, 不仅节省了费用, 而且还证明这些设备是可以连续安全运行的。 规范第 XI 卷的目的是使运行中核电厂的每个设备都能保持原有的安全系数。

参 考 文 献 (略) 略

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附 录 B ASME 规范第 XI 卷 98 版与 83 版对照

1. 前言 ASME 规范第 XI 卷《核电厂设备在役检查规则》第 1 版于 1970 年出版,每隔三年修 改和出版一次。秦山核电厂的设计、建造和运行主要遵照 1983 年版,第一次秦山核电厂定 期安全审查主要遵照 1998 年版。 这两个相隔 15 年的版本存在着一定差异, 为此需要在主要 方面进行对照,现分下列七个方面作比较: (1) (2) (3) (4) (5) (6) (7) 在役检验的范围 检验方法 无损检验人员的考核 检查周期和间隔 检验结果和评定标准 修理/更换 缺陷的分析评定方法

2.

98 版与 83 版的比较

2.1 在役检验的范围 在役检验范围的比较列于表 2.1.1~2.1.7 中。

表 2.1.1 在役检验范围 序号 1 2 3 4 章节和内容 章节 IWB 分卷 IWC 分卷 IWD 分卷 IWE 分卷 IWF 分卷 内容 一级设备检验要求 二级设备检验要求 三级设备检验要求 MC 级和 CC 级金属内衬 设备检验要求 5 一、二、三级和 MC 级设 备支承件检验要求 有 相同 83 版 有 有 有 有 比较 98 版 相同 相同 相同 相同

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表 2.1.1 在役检验范围(续) 序号 6 章节和内容 章节 IWL 分卷 要求 IWP 分卷 IWV 分卷 泵的在役试验要求 阀门的在役试验要求 有 有 内容 CC 级混凝土设备的检验 83 版 无 比较 98 版 增加 CC 级部件包括钢 筋混凝土和后缓系统的役 前、在役检验和修理/更换 7 8 转到 ASME-OM6 中 转到 ASME-OM10 中

表 2.1.2 一级设备检验类别比较 序号 1 章节和内容 章节 表 IWB-2500-1 内容 检验类别 B-A 反应堆容器的承压焊 缝 2 表 IWB-2500-1 表 IWB-2500-1 检验类别 B-B 其它容器的承压焊缝 3 检验类别 B-D 容器接管上的全焊透 焊缝 4 表 IWB-2500-1 检验类别 B-E 容器上承压的部分焊 缝 5 表 IWB-2500-1 检验类别 B-F 承压容器接管的异种 金属焊缝 6 表 IWB-2500-1 检验类别 B-G-1 直径大于 2in 的承压 螺栓件 7 表 IWB-2500-1 检验类别 B-G-2 直径小于 2in 的承压 螺栓件 原有 B7.80 控 壳螺栓和螺母 B.4.10 仪表等焊缝 包括 B5.130~ 金属对接焊 有 B5.130 ~ B5.150 相同 增加螺栓检验的 验收标准 IWB-3517, 其余均相同 B7.80 控制棒驱动 母均取消。 增加螺栓验收标 准 IWB-3517 制棒驱动机构密封 机 构 密 封 壳 螺 栓 和 螺 B5.150 管 道 异 种 管道部分取消,其余均 ~ 取消 B.4.20 容器接管、 有 相同 有 83 版 有 比较 98 版 受检部位、检验要 求、相同。检验频度在 第 2、3、4 间隔有差异 相同

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表 2.1.2 一级设备检验类别比较(续) 序号 8 章节和内容 章节 表 IWB-2500-1 内容 检验类别 B-J 管道的承压焊缝 表 IWB-2500-1 检验类别 B-K 容器、管道、泵和阀 门的焊接附件 10 表 IWB-2500-1 检验类别 B-L-1 泵壳承压焊缝 B-M-1 阀门承压焊缝 B-L-2 泵壳内表面 B-M-2 阀门内表面 11 表 IWB-2500-1 检验类别 B-N-1 反应堆容器内 侧 B-N-2 与反应堆容器 焊成一体的堆芯支承 件 B-N-3 可拆除的堆芯 支承构件 12 表 IWB-2500-1 检验类别 B-O 控制棒驱动机构密封 壳的承压焊缝 13 表 IWB-2500-1 检验类别 B-P 所有的承压设备系统 泄漏试验 14 表 IWB-2500-1 检验类别 B-Q 蒸汽发生器传热管 要求系统水压试 检验的要求 有 相同 仅要求系统泄 验和系统泄漏试验的 漏试验的检验要求 有 相同 有 增 加 IWB - 3520.1 和 IWB - 3520.2 的验收标准 其余相同 有 相同 83 版 原 有 B9.12 和 B9.22 管道纵焊缝 不包括窗口的焊 接附件 比较 98 版 B9.12 和 B9.22 管道纵焊缝已取消。 其余均相同。 9 增加窗口的焊 接附件

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表 2.1.3 二级设备检验类别比较 序号 1 章节和内容 章节 表 IWC-2500-1 内容 检验类别 C-A 压力容器上承压焊缝 表 IWC-2500-1 检验类别 C-B 容器上承压接管焊缝 表 IWC-2500-1 检验类别 C-C 容器、管道、泵和阀门 的焊接附件 4 表 IWC-2500-1 检验类别 C-D 直径大于 2in 的承压螺 栓件 5 表 IWC-2500-1 检验类别 C-F-1 奥氏体不锈钢或高合金 钢管道上的承压焊缝 6 表 IWC-2500-1 检验类别 C-F-2 碳钢或低合金钢管道上 的承压焊缝 7 表 IWC-2500-1 检验类别 C-G 泵和阀门的承压焊缝 表 IWC-2500-1 检验类别 C-H 所有承压设备系统泄漏 试验 备 包括系统水压 试验和系统泄漏试 验后的检验 包括: 道、泵和阀门等设 原无验收标准 原无验收标准 增加验收标准 IWC-3514 其余相同 增加验收标准 IWC-3515 其余相同 8 增加验收标准 包括系统泄漏 试验后的检验 其余相同 压力容器、管 IWC-3516 无该项 原无验收标准 原无验收标准 原无验收标准 83 版 原无验收标准 比较 98 版 增加验收标准 IWC-3510 其余相同 2 增加验收标准 IWC-3511 其余相同 3 增加验收标准 IWC-3512 其余相同 增加验收标准 IWC-3513 其余相同 增加该类别

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表 2.1.4 三级设备检验类别比较 序号 1 章节和内容 章节 内容 容器、管道、泵和阀 上的焊接附件 83 版 配合反应堆停堆 功能系统 支承件和约束件、机 械和液压阻尼器、弹 簧支承件、恒载荷支 承件及减震器 目视检验 VT-2,3 2 表 IWD-2500-1 检验类别 D-B 所有承压设备的泄漏 试验 配合堆芯冷却、 化和排除反应堆余热 功能的系统 分为承压设备、 支承件和约束件、机 械和液压阻尼器、弹 簧支承件、恒载荷支 承件及减震器 目视检验 VT-2,3 3 表 IWD-2500-1 检验类别 D-C 所有承压设备的泄漏 试验 配合从废燃料贮 能的系统 支承件和约束件、机 械和液压阻尼器、弹 簧支承件、恒载荷支 承件及减震器 目视检验 VT-2,3 无该类别, 原该 -A 和 D-B 类别中 存水池中除去余热功 类别的设备划在 D 分为承压设备、 (现在划分方法) 分为系统泄漏 目视检验 VT-2 其余相同 安全壳除热、空气净 试验和水压试验 比较 98 版 分为压力容器、 管道、 泵和阀及它们 目视检验 VT-1 其余相同

表 IWD-2500-1 检验类别 D-A

分为泵压设备、 的焊接附件

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表 2.1.5 序号 1 章节

MC 级与 CC 级金属承压设备的检验类别比较 比较 内容 83 版 见序号 3 98 版 定为安全壳表面 包括安全壳容器 承压边界、可接近的 表面区域、淹水区域 的湿表面、潮湿屏障 等部位 全面目视检验 100%检验 见序号 3 定为扩充的安全 壳表面区域 分为可视表面、 表面区域栅格和最小 壁厚位置等部位 原定为 E-A、E 改为 E-A、E- -B、E-C、E-E、E C 的两大检验类别 -F、E-G、E-P9 原 83 版的类别中 7 种检验类别 设备归纳到 98 版的两 大类别中

章节和内容 表 IWE-2500-1 检验类别 E-A 安全壳表面

2

表 IWE-2500-1 检验类别 E-C 要求扩充的安全壳 表面

3

表 IWE-2500-1

表 2.1.6 一、二、三级和 MC 级设备支承件的检验类别比较 序号 1 章节和内容 章节 内容 83 版 表 IWF-2500-1 检验类别 F-A 比较 98 版 原分为 F-A 板壳型支 改为 F-A 支承 承件 件检验类别 F-B 线型支承件 包括 1、2、3 级 F-C 标准支承件 管 道 支承 件 及以 及 目视检验 VT-3 的管道支承件 目视检验 VT-3 检验程度 1 级管道支承件 25% 2 级管道支承件 15% 3 级管道支承件 10% 以外管道支承件 100% 无 检验和试验按 ASME-OM4 要求 目视检验 VT-3 附件检验按本 卷要求进行

2

表 IWF-5000

阻尼器在役检 查要求

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表 2.1.7 CC 级部件混凝土设备的检验类别比较 序号 1 章节和内容 章节 混凝土 内容 83 版 无此要求 表 IWL-2500-1 检验类别 L-A 比较 98 版 包括混凝土表面上可接 近的表面区域和可疑的区域 全面目视检验 验收标准 IWL-3210 检验程度 IWL-2510 检验频度 IWL-2410 2 表 IWL-2500-1 检验类别 L-B 无粘结的后张系统 无此要求 包括钢束、钢丝或钢绞 线、锚固件和周围混凝土、 防腐介质和游离子等部位 详细目视检验 验收标准 IWL-3221 检验程度 IWL-2521 ~2525 检验频度 IWL-2420

2.2 检验方法 列于表 2.2.1。 表 2.2.1 检验方法的比较 序号 1 章节和内容 章节 IWA-2200 内容 检验方法 检验 83 版 包括目视、表面和体积 增 比较 98 版 相同 加 表

表 IWB、IWC、IWD、 IWL-2500-1 规定了 CC IWE、 IWF-2500-1 规定了一、 级 混 凝 土 设 备 的 检 验 二、三级、MC 级和设备支 方法 承件的检验方法 2 IWA-2210 目视检验 包括 VT-1、 VT-2、 VT-3、 方法 3 4 IWA-2220 IWA-2230 表面检验 体积检验 包括磁粉、液体渗透、 检验方法 包括射线、超声涡流检 验方法 包括 VT-1、VT-2、 目视检验方法 包括磁粉、液体渗 透、涡流检验方法 相同 增加附录 I“超声 检验” ,详细提出方法和 要求 VT-4、复制检验等目视检验 VT-3、 复制检验和遥控

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2.3 无损检验人员的考核 列于表 2.3.1 中。 表 2.3.1 无损检验人员的考核比较 序号 1 章节和内容 章节 IWA-2300 考核 内容 无损检验人员的 83 版 应 按 1980 版 的 行考核和取证 比较 98 版 如重新发证者应 发证前仍可按 83 版要 求仍有效 重新发证应按 ANSI/ASNT CP-189 “无损检验人员考核 和发证”标准进行考核 和取证 2 3 IWA-2300-(1) IWA-2320 所有 I、II、III 级 检验人员考核 检验的考核 每隔三年通过资 格考核和重新发证 提出 I、II、III 级 检验人员考核的要求 每隔五年通过资 格考核和重新发证 增加目视测验、近 距离测试图等考核 对 I、II、III 级人 员的培训、责职和考核 要求与具体,也更严格

SNT-TC-1A 的标准进 按 98 版要求,在重新

2.4 检查周期和间隔 列于表 2.4.1 中。 表 2.4.1 检查周期和间隔比较 序号 1 章节和内容 章节 IWA-2400 内容 检查间隔 求 无 CC 级混凝土设备 检验时间间隔要求 2 IWA-2410 IWA-2420 检查计划 A 检查计划 B 定为检查计划 A 和 B 无相继检查间隔要求 83 版 计划 A 和计划 B 中未 比较 98 版 计划 A 和计划 B 间要求 规定了 CC 级混凝 土设备检验的检查间 隔要求(IWL-2400) 检查计划相同 明确相继检查间 隔要求和时间

规定缩短或延长时间的要 中 规 定 缩 短 或 延 长 时

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表 2.4.1 检查周期和间隔比较(续) 序号 3 4 5 6 7 8 章节和内容 章节 IWB-2411-1 IWB-2412-1 IWC-2411-1 IWC-2412-1 IWD-2411-1 IWD-2412-1 IWE-2411-1 IWE-2412-1 IWF-2411-1 IWF-2412-1 IWL-2411-1 IWL-2412-1 内容 检查计划 A 检查计划 B 检查计划 A 检查计划 B 检查计划 A 检查计划 B 检查计划 A 检查计划 B 检查计划 A 检查计划 B 检查计划 A 检查计划 B 无检查计划 A、 的表 B 无检查计划 A、 的表 B 无检查计划 A、 的表 B 表 无检查计划 A、 的表 B 表 提出检查计划 A、 的 B 83 版 提出检查计划 A、 的 B 规定 相同,细节上增加 规定 增加并在细节上 增加规定 增加并在细节上 增加规定 增加并在细节上 增加规定 增加并在细节上 增加规定 比较 98 版 相同,细节上增加

2.5 检验结果和评定标准 列于表 2.5.1 中。 表 2.5.1 检验结论和评定标准比较 序号 1 章节和内容 章节 IWA-3000 IWA-3200 IWA-3300 内容 检验评定标准 有效数字取法 缺陷分类的特 征 部分暂缺 83 版 增加 比较 98 版

IWA-3400

探测的线状缺 陷 一级设备检 验、验收标准 役前检验

相同 分为表面平面缺陷、表面下平面缺陷、复合 平面缺陷、非平面缺陷、平行的平面缺陷、层状 缺陷、复合共面缺陷、分离的复合缺陷等定义均 相同 表面检验方法探测 表面检验方法 (PT/MT)或体积检验方 法(RT)探测 部分暂缺 仅有 IWB-3110 役前 检验 增加 分为 IWB-3110 役 前体积和表面检验 IWB-3120 役前目 视检验

2

IWB-3000 IWB-3110

IWB-3130

在役检验

仅为 IWB-3120 在役 无损检验

分为 IWB-3130 在 役体积和表面检验 IWB-3140 在役目 视检验

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表 2.5.1 检验结论和评定标准比较(续) 序号 2 章节和内容 章节 IWB-3500 IWB-3510 内容 验收标准 B-A(反应堆容器承 压焊缝) B-B(其它容器承压 焊缝) 83 版 两者分为不同 的验收标准 比较 98 版 两者合并在一起提出 表 IWB-3510-1 允许的平 面缺陷显示 表 IWB-3510-2 允许的层 状缺陷显示 表 IWB-3510-3 允许的线 状缺陷显示 允许的平面缺陷显示验收 标准分不同名义壁厚值得 到更详细的允许缺陷显示 尺寸 IWB-3500 IWB-3512 验收标准 B-D(容器接管的全 焊透焊缝) IWB-3514 B-F(壳体接管异种 金属承压焊缝) B-J(管道承压焊缝) IWB-3515 B-G-1( 头螺栓件) IWB-3516 B-K(容器、管道、 阀门和泵的焊接附 件) IWB-3517 B-G-1( 直 径 大 于 2in(51mm) 的 承 压 螺栓件) B-G-2( 直 径 小 于 2in(51mm) 的 承 压 螺栓件) IWB-3518 B-L-1 和 B-M-1(泵 壳和阀门的承压焊 缝) IWB-3519 B-L-2(泵壳) B-M-2(阀体) 原无此内容 增加 有 相同 原 为 B-H( 容 相同 器)B-K-1(管道、 阀 门和泵的焊接附 件) 原无此内容 增加 大 于 有 相同 2in(51mm) 承 压 双 有 有 表 IWB-3512-1 允许 的平面缺陷显示分不同名 义壁厚值得到更详细的允 许缺陷显示尺寸 相同

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表 2.5.1 检验结论和评定标准比较(续) 序号 2 章节和内容 章节 IWB-3520 容器) B-N-2( 焊 接 的 堆 芯 支承结构和反 应堆 容器内部附件) B-N-3( 可 拆 缺 的 堆 芯支承结构) IWB-3613 法兰和结构不 连续 附近壳体区域 的验 收准则 IWB-3640 奥氏体不锈钢 管道 的评定方法和 验收 (缺陷显示超过 IWB-3514.3 允许的 验收标准) 无此要求 无此要求 对用于螺栓拧紧载荷 起显著作用的容器法兰截 面上缺陷评定 提出了评定方法、 评定 要求及验收标准。 表 IWB-3641-1、2、3、 4 列出了正常、异常、危急 和事故工况下允许缺陷深 度。在附录 C(奥氏体不锈 钢管道缺陷评定)详细列出 评定分析方法和评定格式 等内容。 IWB-3642 根据使用应力 进行 评定的方法(缺陷显 示超过 IWB-3514.3 允许的验收标准) IWB-3650 铁素体钢管道 内缺 陷的评定方法 和验 收准则(缺陷显示超 过 IWB-3514.2 允许 的验收标准) IWB-3700 电厂运行事件 的分 析评价 无此要求 无此要求 提出评定方法、 评定要 求及验收标准 在附录 H(铁素体钢管 道的缺陷评定)详细列出评 定分析方法和评定格式等 内容 为运行电厂承压边界 设备和有关结构提供事件 和工况评定的规则包括: 未 能预期的运行事件、 防止破 裂的断裂韧性准则及运行 电厂的疲劳评定等三部分, 它在附录 E、G、K 和 L 中 详细阐述 IWB-5000 系统水压试验
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比较 内容 83 版 原无此内容 98 版 增加目视检验 VT-1 和 VT-3 后详细的评定标 准。

B-N-1( 反 应 堆 压 力

无此要求

管道内存在缺陷情况 下按载荷分析方法评定

相同

相同

表 2.5.1 检验结论和评定标准比较(续) 序号 2 章节和内容 章节 IWB-3521 IWB-3523 热管) B-Q(控制棒驱动机 构密封壳的承压焊 缝) IWB-3600 IWB-3610 缺陷的分析评定厚 度 等 于 和 大 于 4in(102mm)的铁素 体钢设备的验收准 则 (缺 陷 显 示 超 过 IWB-3500 允 许 的 验收标准) IWB-3611 根据缺陷尺寸的验 收准则 正常和异常工况下 保持不变 的安全系数为 10,危急 和事故工况下的安全系 数为 2 IWB-3612 根据应力强度因子 为依据的验收准则 正常和异常工况下 保持不变 的安全系数为 10 ,危 急和事故工况下的安全 系 数 为 有 具体规定 5 种不 同缺陷位置的处理规 则,使用在带有堆焊 层的承压容器上 有 相同 内容 B-Q(蒸汽发生器传 83 版 有 相同 比较 98 版

2 。 与

ASME-III 内设计所采用 的应力强度为依据的安 全 系 数 为 3(近 似 等 于

10 )而言是基本上相
一致。 3 IWC-3000 IWC-3100 二级设备缺陷检验 验收标准 检验结果的评定 暂缺 分 为 IWC-3110 役前体积和表面检验 IWC-3120 在役 体积和表面检验 IWC-3130 在役 目视检验 IWC-3500 IWC-3510 IWC-3511 验收标准 C-A(压力容器上承 压焊缝) C-B(压力容器上承 压焊缝)
30

暂缺

增加

暂缺 暂缺 暂缺

增加 增加 增加

表 2.5.1 检验结论和评定标准比较(续) 序号 3 章节和内容 章节 IWC-3512 内容 C-C(容器、管道、 泵和阀门的焊接附 件) IWC-3513 IWC-3514 C-D(直径大于 2in 的承压螺栓) C-F-1(奥氏体不锈 钢或高合金钢内承 压管道焊缝) C-F-2(碳钢或低合 金钢承压管道的焊 缝) IWC-3515 IWC-3516 IWC-3600 IWC-5000 4 IWD-3000 IWD-5000 5 IWE-3500 C-G(泵和阀内的承 压焊缝) C-H( 所 有 承 压 设 备) 缺陷的分析评定 系统压力试验 三级设备检验验收 标准 系统压力试验 MC 级承压设备缺 陷检验验收标准 有 分 E-A 、 暂缺 有 暂缺 相同 正在编制中,可采用 IWB-3000 相同 按 E-A(安全壳表面) 暂缺 暂缺 正在制订中,暂用 IWB-3518 正在制订中,暂用 IWB-3522 正在制订中 暂缺 正在制订中,暂用 IWB-3514 暂缺 增加 暂缺 83 版 增加 比较 98 版

E-A-1、E-B、E-C、 包括 MC 级设备、部件和 E-D、E-E、E-F、 附件可接近的内、 外表面, E-G 等检验类别。 以及 CC 级设备的金属壳 分别列出检验验收 体和贯穿件,还包括 4 种 标准 构件。作全面目视检验。 按 E-C(扩充的安全壳 表面检验)(IWE-1240 中规 定)。作详细目视检验。

6

IWE-5000 IWF-3400

系统压力试验 一、二、三级和 MC 级设备支承件 检验的验收标准

有 有

相同 验收标准相同。 增 加 IWF-3122.2(通 过纠正行动进行验收)、 IWF-3122.3( 通 过 评 定 或 试验进行验收)这两节增 加了具体要求和措施。

表 2.5.1 检验结论和评定标准比较(续) 序号 章节和内容
31

比较

章节 7 IWL-3000

内容 CC 级部件钢筋混 凝土和后张力系统 检验的验收标准

83 版 无此要求

98 版 分为 IWL-3210 表面 状况和 IWL-3220 无约束 的后张系统两部分检验, 提出验收标准

2.6 修理 更换 修理/更换 列于表 2.6.1 中。 表 2.6.1 修理/更换 序号 1 章节和内容 章节 IWA-4000 内容 修理/更换 83 版 原分在各分卷中 比较 98 版 包括一、二、三、MC 或 CC 级设备和它们支承 件,经检验后需要采用修 理/更换方法处理时提出 程序、 方法、 评定等要求。

2.7 缺陷的分析评定与安全系数 列于表 2.7.1 中。 表 2.7.1 缺陷的分析评定与安全系数的比较 序号 1 章节和内容 章节 附录 A A-3000 内容 缺陷显示的分析 确定 KI 值的方法 算方法 83 版 原则性提出的计 细方法 列出相关的系数计算 结果表 A-4000 材料性能 材料应力强度因 列出了 KIC 和 KIa 随温 子临界值 KIC 和止裂应 度 变 化 表 达 式 和 图 力强度因子临界值 KIa (SA-533 和 SA-508 材料 ) 随 温 度 变 化 图 (SA-533、 SA-508 材料) 材料在水空气和 展速率表达式和图 列出详细的疲劳裂纹 取消快中子积分通量 和含铜量对 290℃下辐照 对 RTNDT 变化的影响。 表 2.7.1 缺陷的分析评定与安全系数的比较(续) 介质中的疲劳裂纹扩 扩展速率的表达式和图 比较 98 版 增加 KI 的计算的详

32

序号 1

章节和内容 章节 A-5000 分析 内容 83 版

比较 98 版 原则上提出缺 列出详细的缺陷分析方 陷分析方法 法,包括正常工况下的疲劳裂 缝扩展和事故工况下的缺陷深 度分析 无此附录内容 从断裂和应力强度两个方 面出发进行缺陷分析和评定 列出了奥氏体不锈钢在空 气中的疲劳裂缝扩展速率表达 式 与 IWB-3640 的评定内容 相联系 无此附录内容 用在超声和表面检验方法 时,在管道焊接表面要求表面 进行机械加工的规定 无此附录内容 当超出电厂技术规定书规 定的正常运行压力和温度限值 时,提供反应堆压力容器缺陷 评定的方法和准则 反应堆冷却剂压力边界的 铁素体钢为防止在运行期间的 载荷和温度条件下防止存在假 想的缺陷而破损,该附录提供 这些载荷和温度条件时的分析 和评定方法。它基本上与 ASME-III 第一册附录 G 相一致 铁素体钢的管道内存在缺 陷显示时,该附录规定了分析 方法和评定准则 允许的缺陷深度表在表 H-6410-1,2 中列出 规定了正常、异常、危急 和事件工况下的安全系数 当上限夏比冲击能水平低 于 68J 材料的反应堆压力容器, 如何进行防止脆性破坏的评 定,提供方法和评定准则 对机械和热作用的设备提 供疲劳评定的方法

2

附录 C

奥氏体不锈钢 管道的缺陷显 示评定

3

附录 D

4

附录 E

用于需要检验 的一级和二级 管道焊缝的条 件 未能预期运行 事件的评估

5

附录 G

防止失效的断 韧性准则

无此附录内容

6

附录 H

铁素体钢管道 的缺陷显示评 定

无此附录内容

7

附录 K

8 3. 小结

附录 L

在后期低的夏 比冲击能量水 平时对反应堆 容器评定估计 运行电厂的疲 劳评估

无此附录内容

无此附录内容

通过上述的两个版本的对比可以看到,83 版的 ASME-XI 卷经历 15 年实践,大部分
33

保持了原有的内容, 还有部分则作了较大的变化。 这种不变化与变化的主要内容汇总在以下 几方面。 (1) 安全系数 第 XI 卷和第 III 卷在核电厂设计和运行中具有同等重要程度,它们将抗突发和灾难性 断裂失效的能力作为衡量结构完整性的一种极为重要环节。 为使运行阶段仍继续保持设计状 态下结构完整性, XI 卷规定运行阶段安全系数仍需保持第 III 卷规定的设计安全系数, 第 作 为在役检查中缺陷显示的验收标准制订中一个极为重要的原则。 表 3.1 列出第 XI 卷和第 III 卷中安全系数的取法。 表 3.1 安全系数比较 卷 第 XI 卷 第 III 卷 许用值 许用应力强度因子 许用应力强度 正常和异常工况 危急和事故工况

K Ia / 10 ≈ K Ia /3 Su/3

K IC / 2 ≈0.7 K IC 0.7Su

注:表中: K Ia -材料止裂应力强度值因子

K IC -材料临界应力强度因子 Su-材料抗拉强度
从表 3.1 可看出,1983 版和 1998 版第 XI 卷和第 III 卷中所取的安全系数均是相同的, 即核电厂容器(管道)在使用寿命期内都一直保持同一个安全系数。 (2) 主要变化 (a) (b) 检验范围和类别作了合理的调整,局部增加或减少。 增加 CC 级混凝土设备的检验要求, CC 级部件与其它设备一样保持结构的 使 完整性。 (c) (d) (e) 增加附录 I“超声检验” ,提出详细的检验方法和要求。 检验人员培训和考核要求更具体和更严格。 缺陷显示的验收中增加和强调了当缺陷显示超出相关的验收准则时,仍可以 用分析评定方法予以解决。为此在 98 版增加了附录 B、C、D、E、G、H、K 和 L, 这些附录给出完整的缺陷分析和评定的方法和图表, 作为电厂检验工程 师进行分析评定的依据。 (3) 今后的发展 除有关章节还在编制中外(如 IWD 中验收准则) ,ASME-XI 卷分委员会还对今后致 力于两方面的战略步骤。 战略步骤之一:实施在役检查的风险检验计划。该计划包括“在役检验方法的检

34

测概率曲线集”“材料的断裂韧性可靠性分析”“概率断裂力学方法及概率损伤 ; ; 容限分析”“设备失效概率与使用安全系数关系”等内容。它应用在检验方法、 , 缺陷显示评定与验收准则中将更为合理和充分发挥其潜力。 战略步骤之二:核电厂延寿计划。该计划将加强在役检查、在役试验与在役检测 三方面研究,并与战略步骤之一结合在一起使主要设备延长寿命。 为此 ASME 核设备在役检查分委员会下属原 19 个工作组基础上,近期增加《风险检验 实施工作组》 (Working Group on Implementation of Risk-Based Examination)

和 《 核 电 厂 延 寿 专 门 工 作 组 》 Special Working Group on Plant Life ( Extension) ,这两个工作组致力于开展上述两个战略步骤的工作。
(姚伟达编制 徐受律校核)

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