谢 杰 刘 鹏
（苏州热工研究院有限公司深圳分公司，广东 深圳 518124）
【摘 要】本文从国内外有关压水堆核电厂在役检查可达性的标准和规范的要求出发，全面分析了CPR1000核电站在役检查不可达实例及原因，并提出了解决不可达问题的建议，可以有效降低核电厂在役检查成本。
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关键词 核电厂；在役检查；可达性
核电站在运行过程中，设备不可避免的会受到温度、应力、辐照、氢吸附、腐蚀、震动和磨损等多种因素的影响，引起部件性能的下降[1]，导致设备材料性能恶化，工件有效承载截面减薄，各种形式的裂纹萌生并扩展，从而对设备和系统的正常运行，甚至核安全产生重大影响。因此，在定期在役检查（In-Service Inspection，缩写符号为ISI）过程中通过实施适当方法的无损检测，及时发现设备缺陷，消除事故隐患，对于确保机组正常运行及保障核安全意义重大。在役检查工作在实施过程中应该考虑设备或管道在役检查可达性的要求，如果设备或管道不具备可达性的要求，将无法实施无损检测，影响在役检查计划大纲的实行以及实际的工作进度，进而有可能影响到核电厂的安全运行，因此有必要针对核电厂在役检查的可达性问题进行深入的研究。本文主要从以下三个方面来探讨核电厂在役检查的可达性。
1 在役检查可达性的标准和规范
目前针对核电厂在役检查可达性的国内外标准和规范主要有： RCC-M Z册附录ZS《压水堆核电厂机械设备结构设计中在役检查的可达性要求》（2000版＋2002补遗，2007版）[2]，NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》[3]。其中标准NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》主要参考了RCC-M（2000版+2002补遗）《压水堆核电站核岛机械设备设计和建造规则》Z册附录ZS节的有关要求，与之相比，主要变化体现在RCC-M Z册附录ZS中所引用的RCC-M其他分册要求修改为相应的国内标准。
NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》规定了压水堆核电厂核岛系统、设备、部件及其布置的在役检查（包括役前检查）的可达性设计原则，适用于压水堆核电厂核岛系统、设备、部件及其布置的在役检查的设计。该标准规定了设计、制造、安装阶段以及保温层和支架的相关可达性要求，如在设计阶段应考虑到对系统、设备、部件及其布置所要求的检验和试验的可达性，并满足专用检验设备的具体要求；在制造阶段应该充分考虑受检区的范围、相关的标识标记、表面状态、修补要求、标准试块等因素的可达性要求；在安装阶段应考虑到受检区的空间、保健物理措施（射线防护）、脚手架、管道的特殊要求等因素。
2 CPR1000核电站常见不可达
尽管相关的标准和规范对核电厂设备检验的可达性提出了详细的要求，但在实际过程中会因为现场的各种因素而造成检验的不可达，下面对国内某核电厂CPR1000型机组在役检查常见不可达实例进行总结，并分析其不可达原因。
2.1 支撑遮挡
由于支撑遮挡所造成的检验过程的不可达主要集中于渗透检验和射线检验中，而由于支撑遮挡所造成的不可达现象在很多系统中都存在，如RCV、ARE、ASG、RRA系统的管道与支撑焊缝，以及ARE系统的阀门与蒸汽发生器之间的环焊缝等。下面以ASG系统的某管线支撑焊缝的渗透检验为例，说明其详细的现场情况。如图1所示：
由于支撑的遮挡，造成总长的50%左右不可达。如图2所示：
2.2 空间狭小
由于空间狭小所造成的检验过程的不可达主要集中于渗透检验和射线检验中，渗透检验的不可达主要存在于ASG系统的管道与支撑焊缝以及RRA系统的阀门连接焊缝。下面以ASG系统的某管线与支撑焊缝的渗透检验为例，说明其详细的现场情况。如图3所示：
由于空间狭小，远小于“NB/T 20191-2012”要求的距受检表面大于600mm的空间，造成总长的20%左右不可达。
射线检验的不可达主要集中于RCP和RCV系统焊缝，下面以RCV系统的其它焊缝（检查高使用因子（fu＞0.4）或承受热-液压现象的焊缝）为例，来说明现场的具体情况。如图4所示：
其由于空间狭小，造成的不可达区域约为检验区域的30%。
2.3 结构原因
由于结构原因造成的检验过程的不可达主要集中于渗透检验和超声检验中，常见的结构原因造成的不可达如蒸汽发生器二次侧安全端与主蒸汽管嘴的焊缝的超声检验，RPV顶盖吊耳与封头的焊缝的超声检查、蒸汽发生器支撑腿倒角的渗透检查，支撑裙等。具体见表1：
下面以蒸汽发生器安全端与主蒸汽出口管嘴的连接焊缝S/C004的超声检查为例，来具体说明现场的不可达情况。如图5所示。
每台蒸汽发生器二次侧安全端与主蒸汽出口管嘴连接焊缝处出口管嘴侧由于结构原因，45°、60°超声探头在主蒸汽出口管嘴侧无法检验，仅在安全端侧进行检验，存在部分不可达区，约为50%。
2.４ 焊缝自身设计原因
由于焊缝自身设计原因所导致的检验过程的不可达主要集中于ASG管嘴与ARE管嘴焊缝的超声检查，蒸汽发生器与主蒸汽管下游第一个弯管或U形弯头管段之间的环焊缝的超声检查，管板与下封头焊缝（包括过渡连接区1A）的超声检查等。下面以ASG管嘴与ARE管嘴焊缝的超声检查为例，来说明现场的具体不可达情况，如下图6所示：
即由于ASG与ARE系统连接管座焊缝的特殊几何形状和结构，使探头在焊缝两侧都无法100%进行扫查，存在部分不可达区域，45°探头约为65%，60°探头约为50%。
2.５ 其它不可达原因。
另外还存在一些其它不可达原因，如由于螺栓遮挡造成的除主管道以外的核安全一级管道环焊缝的渗透检验的不可达，由于墙体遮挡造成的RIS系统管道与支撑焊缝的渗透检验的不可达，由于长度不够2D造成的RCV系统调节阀下游焊缝以及焊缝下游区域的射线检查的不可达等，在此不再一一详述。
3 对应的解决措施
通过上述CPR1000核电站常见不可达原因的实例的分析，我们提出如下可供参考的解决措施。
3.1 设计阶段
在设计阶段应考虑到受检件的结构布置需满足在役检查时的检验（特别是射线检验和超声波检验）要求。比如：在进行渗透检验时，应为检验人员留出距受检表面大于600mm的空间，γ射线检验时，源机到射线源最终位置之间的距离不得超过15m（取决于检验装置到射线源之间的缆管最大长度）。在焊缝设计时，应充分考虑实际现场的特殊情况，特别是管道焊缝的布置应使其具有足够的可达性。同时设计时应考虑到受检区域的接近方法（平台、人行栈桥、脚手架、操作机构等），以及专用检验设备的具体要求（例如γ射线源的定位）。正如前面所述的：ASG管嘴与ARE管嘴焊缝的超声检查由于焊缝设计原因，造成部分不可达。详细的不可达信息参考第2章节描述。
3.2 实施阶段
当现场无法满足在役检查可达性要求时，可以考虑采用无损检测方法的替代，如射线检验存在不可达现象时，在满足检验要求的前提下，可以考虑用超声检验的方法来替代射线检验。
当一条焊缝的检验不可达时，可以考虑通过增加其上下游焊缝的检验，来推断该段设备的运行工况是否正常。
4 结语
核电厂在役检查的可达性问题关系到核电厂的安全运行，由于现场实际原因如支撑遮挡、结构原因等造成的无损检验实施过程的不可达现象，在设计及实施阶段应考虑其检验的可达性的要求，尽量在设计阶段就避免产生不可达的原因。本文从不可达原因出发，提出了部分可行性建议，对压水堆核电厂的在役检查工作的顺利实施具有一定的借鉴作用。
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参考文献
［１］彭志珍,李玉龙,尹芹.压水堆核电站在役检查常见无损检测方法简介[J].科技资讯,2012,8:124-125.
［２］RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则(2000版＋02补遗,2007)[S].
［３］NB/T 20191-2012 压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则[S].
［责任编辑：杨玉洁］
